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菊地 晋; 清野 裕; 栗原 成計; 大島 宏之
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 7(2), p.79 - 93, 2013/06
ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)伝熱管破損時に生じるNa-水反応機構を解明するために、示差熱分析(DTA)装置を用いて水酸化ナトリウム(NaOH)とNaの反応に関する速度論的検討を実施した。DTA曲線より、NaとNaOHの融点、NaOHの構造相転移による転移温度、Na-NaOH反応による反応温度、NaHの分解温度について確認した。また反応後残渣物について、XRDによる化学分析を実施し、Na, NaOH, Na
Oを確認した。これらの結果より、NaOはNa-NaOH反応による反応生成物であると推定された。また、測定した反応温度をもとにNaOの生成にかかわる反応速度定数を算出した。これらの熱分析の結果からNa-水反応の影響評価の時間スケールでNa-水反応の後続反応としてNaOが生成することを明らかにした。
内堀 昭寛; 大島 宏之
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 7(2), p.106 - 121, 2013/06
高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時安全評価に資することを目的として、圧縮性混相流・ナトリウム-水反応現象数値解析コードSERAPHIMを開発している。その一環として、液滴衝突エロージョン現象の評価に必要な液滴エントレインメント・輸送モデルを新たに構築し、SERAPHIMへ組み込んだ。SERAPHIMにおける既有の圧縮性混相流モデルや化学反応モデル、また、新たに構築した液滴エントレインメント・輸送モデルの検証を目的として複数の解析を実施した。実機条件でのナトリウム中水蒸気噴出現象を対象とした解析では、水蒸気の噴出挙動や化学反応による最大到達温度について妥当な結果を得るとともに、新たに構築した液滴エントレインメント・輸送モデルが機能し、ウェステージ環境として重要な速度場,温度場,液滴挙動を評価できる見通しを得た。
素都 益武; 栗坂 健一
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(3), p.462 - 471, 2012/12
これまでに、「もんじゅ」の保安規定に定める運転上の制限における許容待機除外時間はPSAの手法に基づいてその妥当性が評価されてきた。本稿では制御棒スタック発見時に必要とされる解析条件を考慮した炉心損傷リスクの観点から、この時の許容待機除外時間である24時間の妥当性について評価する手法と評価結果を述べる。その結果、現状の保安規定に定められている時間は適切であると結論付けられる。
菊地 晋; 栗原 成計; 大島 宏之; 橋本 健朗*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.76 - 86, 2012/06
ナトリウム冷却型高速炉では、炉心から発電に必要な蒸気発生器へのエネルギーの伝達のために冷却材としてナトリウムが使用されている。万が一、この蒸気発生器が損傷すると、高圧の水蒸気が液体ナトリウム側に噴出し、ナトリウム-水反応が発生する。このナトリウム-水反応により形成された高温の反応ジェットが隣接する蒸気発生器伝熱管表面に熱的及び化学的な影響を及ぼす。そのため、蒸気発生器の安全評価上、ナトリウム-水反応現象を解明することが重要となる。本報では、第一原理計算によりナトリウム-水反応の表面反応機構について研究した。液体ナトリウム表面における水解離、その後の水酸基解離に関するポテンシャルエネルギーを求め、反応速度定数を見積もった結果、初期反応である水解離は後続反応である水酸基解離よりも圧倒的に大きいことが明らかになった。
竹田 武司; 丸山 結; 渡辺 正; 中村 秀夫
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.87 - 98, 2012/06
Experiments simulating PWR intermediate-break loss-of-coolant accidents (IBLOCAs) with 17% break at hot leg or cold leg were conducted in OECD/NEA ROSA-2 Project using the LSTF. In the hot leg IBLOCA test, core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing (LSC) induced by steam condensation on accumulator coolant. Water remained on upper core plate in upper plenum due to CCFL. In the cold leg IBLOCA test, core dryout took place due to rapid liquid level drop in the core before LSC. Liquid was accumulated in upper plenum, SG U-tube upflow-side and SG inlet plenum before the LSC due to CCFL, and enhanced the core liquid level decrease. In the hot leg IBLOCA case, cladding surface temperature was underpredicted due to overprediction of core liquid level after the core uncovery. In the cold leg IBLOCA case, the cladding surface temperature was underpredicted too due to later core uncovery than in the experiment.
石垣 将宏; 渡辺 正; 中村 秀夫
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.264 - 274, 2012/06
ノズル内二相臨界流をBest EstimateコードTRACE及びCFDコードFLUENTにより解析し、また数値計算コードによる流量の予測性能評価を行った。TRACEコードによる解析において、臨界流オプションを有効にした。FLUENTコードによる数値シミュレーションには、二相流解析のためのmixtureモデルを用い、相変化を模擬するためcavitationモデル及びevaporation-condensationモデルを適用した。先細末広ノズル内の臨界流(Super Moby Dick実験)及び蒸気発生器伝熱管破損事故模擬実験における破断ノズル内流れの2つのテストケースについて数値解析を行った。各テストケースについて、数値シミュレーションによる破断流量の計算結果は実験値とよい一致を示した。
前田 茂貴; 伊藤 主税; 関根 隆; 青山 卓史
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.184 - 196, 2012/06
高速実験炉「常陽」の炉心設計・炉心管理高度化のためのJUPITER標準解析手法の検証を、MK-III性能試験及び定格運転サイクルにおける炉物理試験結果を用いて実施した。解析結果と実験値との比は、5%以内とよく一致した。この比較を通じて、JUPITER標準解析手法の「常陽」MK-III炉心における計算精度を確認した。本研究の結果、制御棒価値をはじめとする核特性の設計裕度が合理化できる。これにより、燃料交換体数を節約した効率的な炉心設計・炉心管理が実施でき、節約した燃料により多くの照射試験を実施できる見通しを得た。
田中 正暁; 大島 宏之
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.210 - 228, 2012/06
本研究では、ショートエルボを有するナトリウム冷却大型高速炉の一次系ホットレグ配管における流力振動現象を対象として、既往試験の中から層流条件から高Re数条件まで幅広い条件下でのショート及びロングエルボでの試験解析を行い、原子力機構で開発している解析コードの検証の一環として非定常流動現象への適用性を確認するとともに、ショートエルボ配管壁面に有意な圧力変動をもたらす大規模渦構造の存在を示し、非定常流動現象の発生メカニズムを明らかにしたものである。
大野 修司; 大島 宏之; 田嶋 雄次*; 大木 裕*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.241 - 254, 2012/06
高速炉プラントの安全性評価に使用するナトリウム燃焼解析コードを対象として、その信頼性を系統的に示すために検証と妥当性確認に関する活動を進めている。2つの解析コードSPHINCS及びAQUA-SFに焦点を当てて、まず対象とする重要現象を明らかにするためのPIRTテーブルを作成し、次に妥当性確認に用いる試験を示す評価マトリックスを提案した。さらに、単一液滴燃焼試験の解析を実施して、両解析コードのスプレイ燃焼モデルが液滴燃焼量を約30%以内の誤差で評価できることを示した。
伊藤 啓; 大島 宏之; 中峯 由彰*; 今井 康友*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.151 - 164, 2012/06
ナトリウム冷却高速炉におけるガス巻込み現象を評価するため、CFDに基づく評価手法の整備を進めている。本研究では、ガス巻込み現象の評価精度向上のため、乱流渦粘性モデルの構築と検証を行う。乱流渦粘性モデルを導入した評価手法によって、従来の手法よりも短いガスコア長さが得られ、試験結果との整合性が向上することを示す。
鵜沢 憲; 渡辺 正*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.229 - 240, 2012/06
使用済燃料プールのスロッシングに起因する機器構造物の異常事象を未然に防止するためには、スロッシングにより発生する溢水量や流体圧力値の正確な把握が求められる。このためには、これまでプールの形状等に依存する実験的な経験値(減衰定数)で置き換えられてきた内部構造物や水面の近傍での乱れ(乱流)によるエネルギー散逸を定量的に評価する必要がある。そこでわれわれは、エネルギー散逸をより機構論的に評価可能とするため、スロッシングの素過程であるダム崩壊現象を対象とした数値シミュレーションを実施し、乱流モデルの有効性を検証している。本研究では、RANS乱流モデルにおける運動エネルギーの保存式を導出し、運動エネルギーに対する圧力項と重力項、乱流粘性散逸項の寄与をRANS乱流モデル間で比較した。その結果、乱流粘性散逸項の寄与のみがモデルに依存し、ダム崩壊流の挙動の支配要因であることがわかった。また、レイノルズ応力モデルと比較して渦粘性モデルでは乱流粘性散逸を過大評価し圧力を過小評価するために実験圧力値と乖離することを明らかにした。
松尾 陽一郎; 宮原 信哉; 泉 佳伸*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(1), p.6 - 17, 2012/03
放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損のないFBRプラントでのメンテナンス時の個人放射被ばくの主要な原因となる。高速増殖炉の放射線管理区域での作業者の被ばく量の推定のための技術を確立するために、Program SYstem for Corrosion Hazard Evaluation code「PSYCHE」が開発された。われわれは、従来のPSYCHEの解析モデルに、Particleモデルを追加した。本論文では、Particleモデルを追加した改良PSYCHEコードを用い、「常陽」を対象としたCP沈着・移行計算を行った。CP移行・沈着量のC/E値(計算値/実験でに観測された値)は、Particleモデルを導入したPSYCHEによって改善した。
Permana, S.; 鈴木 美寿; 久野 祐輔
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(3), p.343 - 359, 2011/04
大型の高速増殖炉炉心のプルトニウム同位体組成に関する物質魅力度について、崩壊熱,自発核分裂数、及びFOM公式を主要なパラメータとして調べた。MA添加量を増やすことは
Pu成分を増やすのに重要な効果がある反面、
Puや
Puに対しては大きな効果を持っていない。FOM1に基づいた物質魅力度は、炉心領域及びブランケット領域ともに高魅力度を有するが、FOM2に基づくとブランケット領域のPuは高魅力度であるものの、炉心領域のPuは低魅力度となった。MA添加は、ブランケット領域のPuの品質を低下させることに有効であるが、FOM1の評価で1以下となる低魅力度を達成することはできない。低魅力度は、FOM2の評価式を用いてわずかのMA添加で達成することができることがわかった。
佐藤 聡; 丸山 結; 中村 秀夫
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(3), p.263 - 278, 2011/04
反応度事故のような急速加熱下の燃料棒周囲に生じる過渡沸騰に対する最適評価コードの予測性能を向上させるため、正味の蒸気発生に関するモデルを開発した。反応度事故を模擬した実験結果を解析することにより、蒸気凝縮モデルの改良が必要であることを明らかにし、特性長さに温度境界層を適用する新しいモデルを開発した。本モデルをTRAC-BF1コードに導入し、高圧実験結果に対して解析を実施し、コードの予測性能の向上を確認した。
Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(3), p.229 - 240, 2011/04
原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器SGの熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラクスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。
栗坂 健一; 中井 良大; 浅山 泰; 高屋 茂
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(1), p.19 - 32, 2011/01
本論文は、システム化規格の開発の一環として、構造信頼性の目標値を安全性の視点から設定するための新手法について記述するものである。本手法では、確率論的安全評価(PSA)解析モデルを活用して、原子力安全委員会が公表した定量的安全目標案及び日本原子力研究開発機構が高速炉サイクルの実用化研究開発プロジェクトの中で策定した定量的な安全設計要求から信頼性目標を導出する。本手法をJSFRの原子炉冷却系を構成する構造物及び機器の信頼性目標の決定へ適用した。その結果、内的事象PSA解析モデルと組合せた本手法は構造物及び機器の偶発的な破損に関連する信頼性目標の決定に適用可能であること、並びに地震を起因とする事象に関する手法は地震により重要な構造物及び機器のいずれかが破損する頻度の目標値を導出可能であることを確認した。
高屋 茂; 岡島 智史; 栗坂 健一; 浅山 泰; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(1), p.60 - 68, 2011/01
System Based Code (SBC) extends the present structural design standard to include the broad areas related to FBR design and operation. Therefore, a quantitative index that can correlate these different areas is required. One such index is the probability of failure. The determination of a target value is also one of the key points. We have proposed a new method to determine reliability targets for structures and components in FBR plants from the viewpoint of safety. In this study, the effectiveness of the probability of failure as an index and the reliability targets produced using the new method are investigated through a trial setting of an in-service inspection (ISI) requirement for a reactor vessel. The results show that the reactor vessel has sufficient reliability even without an ISI. Through this example, we demonstrate that the probability of failure is a promising index and that reliability targets derived using the new method are compatible with SBC.
山野 秀将; 飛田 吉春
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(1), p.2 - 18, 2011/01
この論文では、SIMMER-IIIによる実験解析について述べる。ここでは、炉心崩壊事故における主要現象である2つの分野、すなわち、デブリベッド冷却性及び金属燃料固化挙動を対象とする。関連データベースを検討し適切な実験を選択した。デブリベッド冷却性を解析するため、ACRR-D10炉内実験を選定した。SIMMER-IIIによる計算は、実験で観察された熱伝導,沸騰,チャネリングを含む熱伝達メカニズムをよく模擬できた。金属燃料炉における炉心損傷事故では共晶形成とともにステンレス・スティール(被覆管とラッパ管)で固化すると考えられる。そのような現象を調べるため二酸化ウラン燃料を用いてCAF
-UT2実験を実験解析の対象として選定した。SIMMER-IIIには共晶形成モデルがないにもかかわらず、計算された燃料侵入長は実験データとよく一致した。
松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(1), p.96 - 107, 2011/01
放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損を伴わないFBRプラントでの補修作業時の個人放射線被曝の主要な原因となる。CPは燃料被覆材と燃料集合体などの炉心領域で生成し、ナトリウム主流によって主冷却系へ移行し、主要な配管と構造物の壁面に沈着する。"PSYCHE"プログラムシステムは、作業員の放射線被ばく量の抑制技術を確立することを目的として開発された。このPSYCHEコードは溶出-沈着モデルに基づいている。「もんじゅ」の主要な冷却系でのCP密度はPSYCHEを用いて計算された。「もんじゅ」における計算から、20年間の運転で、
Mnの沈着量は
Coと比較して約7倍多いと予測された。特にMnの沈着は、主ポンプとコールドレグに分布し、一方でCoは主ポンプだけでなくホットレグにも沈着する傾向が予測された。「もんじゅ」の一次冷却系のMnとCoの分布結果は、「常陽」での測定結果の分布の傾向に一致した。
樋口 英俊; 小泉 健治; 平野 弘康; 田坂 應幸*; 鷲谷 忠博; 小林 嗣幸*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 4(1), p.244 - 251, 2010/04
高速炉燃料の効率的な溶解に有効と考えられる燃料片の小粒径化を目的とした短尺せん断技術を開発している。燃料片を効率的に小粒径化するせん断条件等を把握するため、せん断速度,ギャグ固定圧力等をパラメータとして、工学規模の試験装置を用いて、模擬FBR燃料ピン束の短尺せん断試験を実施した。本試験で得られたせん断片の測定データ(せん断片の長さ及び開口率,燃料片の粒度分布)から、短尺せん断の基礎特性を把握するとともに、短尺せん断による燃料片の小粒径化の見通しを得た。
