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二神 敏; 久保 重信; Sofu, T.*; Ammirabile, L.*; Gauthe, P.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
In the framework of the GIF, an effort to develop Safety Design Criteria (SDC) for SFR systems was initiated in 2011. For this purpose, an SDC task force (SDC-TF) was formulated in July 2011. The SDC-TF members consist of representatives of CIAE (China), CEA (France), JAEA (Japan), KAERI, KINS (Republic of Korea), IPPE (Russia), ANL, INL, ORNL (United States of America), EC and IAEA. This paper describes the outline of the SDC and SDGs contents and its development background as shown above. These SDC and SDGs refer related IAEA safety standards, such as SSR-2/1 Safety of Nuclear Power Plants: Design, SSG-52 Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants. This paper focuses on both technology neutral aspects, which are common parts between the SDC/SDG and IAEA standards, and SFR specific aspects.
山野 秀将; 久保 重信; 時崎 美奈子*; 中村 博紀*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 12 Pages, 2022/10
日本で設計された新型ナトリウム冷却高速炉の独特な設計の特徴は、設計拡張状態(DEC)において、受動的炉停止系,受動的崩壊熱除去系(DHRS),異常な過渡時スクラム失敗(ATWS)事象に対する炉内事象終息(IVR)概念である。本論文では、日本で研究された事象シーケンスのための数値解析手法を記述するとともに、典型的なATWS事象に対する受動的炉停止系及び溶融炉心物質のIVRのためのシビアアクシデント対策の有効性を示す。受動的炉停止能力のため、数値解析により、厳しいATWS事象に対して自己作動型炉停止系の有効性を示した。その際、温度応答遅れ時間を流体力学計算(CFD)コードにより評価した。また、デブリベッド冷却性評価のため、最近、3次元CFD解析コードと1次元デブリベッドモジュールを結合させた手法を開発し、受動的DHRSを用いてデブリベッド周辺の3次元流動場を模擬するとともに、コアキャッチャーでのデブリベッド冷却性を示した。
中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.
田中 正暁; 小林 順; 長澤 一嘉*
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-6) (Internet), 12 Pages, 2016/09
熱疲労評価に必要な構造の熱応答を予測するため流体と構造間の共役熱伝達問題に適用可能な流体-構造熱連成解析コードMUGTHESを整備している。MUGTHESの基本検証を実施するため、平行3噴流体系のPLAJEST試験を対象としたベンチマーク解析を提案した。平行3噴流体系では、既往知見から中心噴流と両側噴流との流速比により3つの特徴的な流動形態に分類されることから、PLAJEST試験に対してもそれに対応した試験条件をベンチマーク解析条件として採用した。数値解析を通じて、スマゴリンスキーモデルを用いたラージエディシミュレーション(LES)法によるアプローチはサーマルストライピング現象に適用可能であることを確認した。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-6) (Internet), 11 Pages, 2016/09
Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発し、SERAPHIMコードに組み込んだ。組み込み後SERAPHIMコードにより不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致することを確認した。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした試解析も実施し、妥当な解析結果を得た。
高瀬 和之
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-5) (Internet), 11 Pages, 2014/09
超臨界圧水冷却炉の熱設計において、炉心熱効率を向上させるためには炉心出口における冷却材温度を高くすることが必要であるが、このためには燃料温度を高くする必要があり、その結果として燃料被覆管表面温度も上昇するため、被覆管材料の高温劣化が大きな課題であった。そのため、燃料被覆管表面温度の上昇を抑制する一方、冷却材温度の上昇を促進させることが熱設計において期待されていた。そこで、著者は燃料集合体内に存在するスペーサに着目し、スペーサによる伝熱促進効果によって燃料集合体内の熱伝達率を促進させて燃料被覆管表面温度の上昇を抑制することを発案し、そのアイデアの妥当性を数値的に調べた。冷却材である超臨界水の伝熱流動特性を正確に予測するために開発したプログラムを使って、流路入口流速、燃料棒熱流束及びスペーサに設置した微小突起の取り付け角度を種々に変えた条件で計算を行い、スペーサに設けた微小突起によって乱れを促進できること、それに伴って乱流熱伝達率を向上できること、さらには熱伝達率の増大によって燃料被覆管表面温度上昇を抑制できることが明らかになった。
石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-5) (Internet), 11 Pages, 2014/09
We have simulated multicomponent gas flow with steam condensation using the open source CFD code OpenFOAM. A steam condensation model is implemented in the multicomponent gas flow solver developed with OpenFOAM. In this condensation model, the amount of condensed water on the wall is calculated from the diffusive mass flux of steam coexisting with non-condensation gas. We have validated the model using the experimental data on condensation of steam-nitrogen mixture in a vertical or horizontal duct in literature and evaluated the performance of the model.
田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-5) (Internet), 14 Pages, 2014/09
ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労の数値解析評価の信頼性を確保するため、既存の安全解析を対象とした解析評価の信頼性確保の手法を参照し、PIRTを起点として実機外挿評価までを念頭においたV&V実施計画を策定した。次の5つのカテゴリー((1)PIRTによる現象分析、(2)V&Vの実施(数値解析コード・手法の整備)、(3)検証用試験の設計および配置、(4)各問題に対する不確かさ評価と不確かさの統合、(5)実機予測)からなるV2UPについて、現時点における整備状況と合わせ、その概念について述べる。
奥村 啓介; 岡 芳明*; 石渡 裕樹*
Nuclear Reactor Design, p.49 - 126, 2014/00
原子炉設計において必要な知識として、基本的な原子炉の計算法を説明する。まず、核データ, 格子計算, 格子燃焼計算, 炉心拡散計算, 核熱結合炉心計算, 炉心燃焼計算, 空間依存動特性計算を扱うコードにおいて、どのような数値計算法と手続きが行われているかを分かりやすく記述する。次に、核熱結合炉心計算において計算された、燃料装荷や制御棒挿入のパターンの最適化例を示す。更に、熱伝達計算に単純なノードジャンクモデルを用いるプラント動特性解析の手法について述べる。プラント動特性解析では、制御及び起動特性、原子炉安定性、及び安全性解析を扱う。
