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山下 晋; 吉田 啓之
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10
過酷事故時の炉内の溶融物の移行進展挙動を機構論的に把握するために、原子力機構ではJUPITERと呼ばれる3次元多相多成分熱流動シミュレーションコードを開発している。本報告では、ペデスタル内部の燃料デブリの堆積状況の推定に対するJUPITERの適用性を確認するために、ペデスタル内部へのコリウムの広がり・堆積挙動予備シミュレーションを行った。解析パラメータとして、コリウムの流入境界条件を、鉛直下方と斜め横方向の2通り設定し、それぞれにおいて燃料デブリの体積形状に大きな違いが生じることを確認した。また、燃料デブリの構成成分(UO
, SUS, Zry, B
C)は複雑に分布することを確認した。従来手法に比べて、機構論的かつ現実的な燃料デブリ分布を予測することができる見通しを得ることができた。
山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖; 鳴戸 健一*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2018/10
日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。EVSTの安全設計の考え方は、ナトリウム液位が下がって長期的には炉心頂部が露出されるような厳しい状況を想定しても全燃料集合体を交換できるようにすることとしており、EVSTへ早期に燃料を移行できる。本研究では崩壊熱の減衰に沿って成功基準の緩和を取り入れた。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10
/年程度と評価された。支配的なシーケンスは、1系統の除熱運転系統の喪失を起因事象として、待機している3系統の運転への運転員による切替失敗及び静的機器破損であった。
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 鈴木 貴行*; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10
A venturi scrubber is one of the filtered venting systems and removes fuel productions (FPs) by spraying with the scrubbing water by self-priming. The FPs removal performance of the system was confirmed by various tests. However, the flow pattern of the water-steam two-phase flow and pressure distributions in the venturi scrubber which is one of the most important factors for the removal performance has not been experimentally clarified. In this study, water-steam flow behavior and pressure distributions in a single venturi scrubber were measured. The experiment resulted in the scrubbing water decreased with increasing the steam throat velocity with the increase of the throat pressure. On the lower steam velocity conditions, spray was generated from the wavy of the water column ejected from the water supply pores. The water film was generated with the increase of even higher velocity. The pressures for each position in the venturi nozzle were almost the same and approximately 100 kPa in the self-priming mode. On the scrubbing water stop condition, the pressure was higher at the throat than the water head pressure and negative pressure at the downstream of the throat. The result indicate that the scrubbing water can be supplied at this position on the decrease and the stop conditions of the supplied scrubbing water with the high steam velocity.
守田 幸路*; 小川 竜聖*; 時岡 大海*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10
EAGLE炉内ID1試験は日本原子力研究開発機構によって実施され、FAIDUSと称される内部ダクト付き燃料集合体からの早期燃料流出を模擬したものである。試験で生じた早期ダクト破損は、燃料とスティールから構成される溶融プールからの高い熱流束によるものと解釈されている。試験後の分析からは、壁面に燃料クラストが形成されない状況において、高い熱伝導度を有するプール中の溶融スティールによって溶融プールからダクトへの伝熱が効果的に促進されたことが示唆されている。本研究では、多成分多相流の粒子法に基づいた完全ラグランジェ法を用いて溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を分析した。プール中の溶融スティールと燃料の混合と分離挙動およびこれらの挙動がプールからダクトへの伝熱に与える影響を調べるため、燃料ピンの崩壊、溶融プールの形成およびダクト壁の破損に至る一連の挙動を模擬した。現在の2次元粒子法シミュレーションでは、10MW/m
を超える壁面への大きな熱負荷は、核発熱を伴う液体燃料が壁面へ直接接触することによるものであることが示された。
石垣 将宏; 渡辺 正*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10
2011年にOECD/ROSA-2プロジェクトの一環として自然循環実験を行った。事故時において蒸気発生器(SG)の2次側の冷却材を喪失した場合、異常側SGにおける循環が停止する可能性がある。実験では片側SGの2次側を空にし、健全側SGの2次側を階段状に減圧した際の自然循環挙動の計測を行った。本研究ではこのLSTFによる自然循環実験をTRACEコードにより解析を実施した。解析の結果、健全側ループの循環流量は実験よりもわずかに過小評価し、異常側ループの流量を過大評価した。さらに冷却率に対する自然循環挙動の感度解析も実施した。
石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10
シビアアクシデント時における格納容器内熱水力挙動は安全上重要な課題の1つである。本研究では大型格納容器実験装置CIGMAを用いて、格納容器内の水素挙動および自然循環挙動に対する格納容器を外部から冷却した際の影響について検討した。本実験では2つの冷却手法を適用した実験を行った。1つは上部プールに蓄えた冷却水による冷却と上部プール・中段ジャケットへの流下液膜による冷却である。容器内に水素の模擬物質としてヘリウムを注入し、さらに蒸気と空気を注入し、容器上部にヘリウム成層を形成した際の成層挙動について計測を行った。冷却手法に応じて、異なる成層挙動が観測された。
田中 正暁
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2018/10
ナトリウム冷却高速炉におけるサーマルストライピング現象の把握及びそれによる高サイクル熱疲労現象の評価を目的とした数値解析コード(MUGTHES)の開発整備を実施している。数値解析コード及び解析手法開発においては、検証、妥当性確認、そして不確かさ評価からなる一連のステップを踏んで、数値解析結果の妥当性をこのVVUQの作業を通じて定量的に示す必要がある。そこで、本研究では、VVUQの妥当性確認の基本問題として、T字合流配管の水試験WATLONにおける衝突噴流と呼ばれる流動状態を対象として数値解析を実施し、それにより得られた数値解析結果と実験結果を用いて不確かさ評価を実施し、その実施手順について確認した。これまでの検討結果を受け、単純化最小二乗法GCI評価手法(SLS-GCI)とエリアバリデーション法(AVM法)を用いて数値解析結果の不確かさと、実験結果と解析結果との差の大きさの評価を実施した。数値解析と不確かさの定量評価を通じて、MUGTHESのサーマルストライピング現象への潜在的な適用性を示すとともに、不確かさ評価結果からMUGTHESの解析モデルの改良点について抽出することができた。
渡辺 正*; 石垣 将宏*; 勝山 仁哉
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
LSTF及びPWRプラントに対する5%コールドレグ破断による冷却材喪失事故について、これらを対象とした解析モデルを整備し、RELAP5/MOD3.3コードを用いて解析を行った。臨界流モデルの放出係数は、LSTFに対する実験と解析の圧力過渡が一致するよう決定し、PWR解析にも適用した。その結果、解析結果は、LSTF実験に対する熱水力学的挙動をよく再現できることを示した。しかしながら、ループシールよる炉心における差圧の減少やループ流速は過小評価された。また、LSTF実験に対する解析ではボイルオフ中における炉心の加熱時間は長いものの、LSTFとPWRプラント間ではそれらはよく一致することから、スケーリング効果は小さいことも明らかとなった。
小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
軽水炉をはじめとする超高熱流束を扱う機器において限界熱流束の評価は重要であるが、そのメカニズムはいまだ解明されていない。限界熱流束の予測モデルの一つであるマクロ液膜蒸発モデルにおいて、モデル内で用いる液膜量を評価するマクロ液膜形成モデルが提案されており、そのモデルの中では液膜は合体泡の接合時に蒸気泡の中に取り込まれることが仮定されている。本研究では、このモデルの仮定を数値解析を用いた流体力学的な観点で検証する。
Phan, L. H. S.*; 大原 陽平*; 河田 凌*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 田上 浩孝
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10
燃料デブリベッドの自己平坦化挙動は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故(CDA)の安全評価における主要現象の1つである。SIMMERコードはSFRのCDA解析のために開発され、安全評価のみならずCDA時の主要な伝熱流動現象の数値解析に適切に適用されてきた。しかしながら、SIMMERの流体モデルは、個々の粒子特性のみならず、粒子間の強い相互作用を表現することは困難である。この問題を解決するため、SIMMERの多流体モデルと粒子に対する個別要素法(DEM)とを結合させた新しい手法を開発し、多相流における流体と粒子との相互作用および粒子挙動を適切に評価することを試みてきた。本研究では、DEMと結合したSIMMERコードの多流体モデルを検証するため、円筒状の粒子ベッドにガスを吹き込んだ自己平坦化試験シリーズの数値シミュレーションを行った。さらに検証を進める必要があるが、シミュレーション結果と試験結果とは適切に一致し、デブリベッドの自己平坦化を評価する手法としての潜在的な可能性を示した。DEMと結合したSIMMERコードは、SFRで粒子ベッドに関する安全評価のための次世代の計算手法として期待される。
青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10
ナトリウムの漏えい燃焼はナトリウム冷却高速炉における懸念事項の一つである。その際、ふく射は主要な熱移行形態であり、本研究では燃焼液滴からのふく射熱移行をモデル化する。液滴表面での放射および吸収、散乱を考慮して、ふく射の壁面境界と同様な定式化によってモデル化を行う。開発したモデルの確認として、単純体系での検証解析や上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析を実施する。その結果、従来のモデルで生じていたガス温度や圧力の過大評価が低減されることが確認された。
桑田 裕介*; Zhan, Y.*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10
ナトリウム冷却高速炉の冷却材が漏洩した場合の熱影響解析精度向上に向けて、ノズルより鉛直下向きに液体を噴射し、水平固体面に衝突した場合の粘度を考慮した飛散液滴量相関式について検討した。
C for severe accident simulationsLiu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10
実験結果に基づき、共晶物質成長速度を放物線型法則によりモデル化した。熱及び物質移行過程についても共晶物質の平衡及び非平衡相変化を考慮してモデル化された。共晶物の熱物性値もまた実験で計測されたデータを用いて、熱物性及び状態方程式の解析モデルに組み込んだ。
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
At Japan Atomic Energy Agency (JAEA), small scale experiment, named VIMES (VIsualization and MEasurement system on stratification behavior) experiment, has been performed since 2014. In this paper, we introduce the influence of grating type obstacle to the VIMES experiment. Two types of grating obstacle were constructed based on the aperture area ratio. The obstacles were placed at the intermediate position between the jet nozzle exit and bottom of the initial stratification. Experimental results showed that the vertical jet was strongly affected by the grating obstacle. Due to the rectifying effect, the radial spreading was suppressed and the velocity magnitude on the jet center line became larger than that in case without the grating obstacle. Meanwhile, due to the resistance effect, the integral momentum flux of the vertical jet was decayed with decrease of the aperture area ratio. It means that in case with the grating obstacle the integral jet penetration strength was decayed, although the local jet penetration to the stratification was stronger than that in case without the grating obstacle. Also, the slower stratification breakup could be observed with decrease of the aperture area ratio, indicating that stratification breakup rate to be discussed in detail considering every possible effect of a jet penetration.
Studer, E.*; 安部 諭; Andreani, M.*; Bharj, J. S.*; Gera, B.*; Ishay, L.*; Kelm, S.*; Kim, J.*; Lu, Y.*; Paliwal, P.*; et al.
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 16 Pages, 2018/10
Nuclear engineering research groups were interested in the phenomena of the interaction between a rising jet and a stratified layer located above in order to better understand the underlying mechanisms of hydrogen accumulation and dispersion in a nuclear reactor containment. Previous studies were performed with an upward jet of fluid heavier or lighter than the upper stratified layer. However, in real configurations i.e. the inner part of a nuclear containment, obstacles such as pipes, components as pumps or reservoirs and walls are present, and they can dissipate the initial momentum of the gas release. Consequently, the upward flow pattern can be considered "diffuse" and buoyant, neither pure jet nor pure plume. Therefore, this challenging issue was part of a project called HYMERES, which was launched and conducted in the OECD/NEA framework. Dedicated experiments were performed to study the interaction between a diffuse buoyant jet and two-layer stratification. In the large-scale MISTRA facility, the HM1-1 test series were conducted in which the erosive flow pattern came from a horizontal hot air jet impinging on a vertical cylinder. These experimental results were offered for a blind and open benchmark exercise.
Bentaib, A.*; Chaumeix, N.*; Grosseuvres, R.*; Bleyer, A.*; Gastaldo, L.*; Maas, L.*; Jallais, S.*; Vyazmina, E.*; Kudriakov, S.*; Studer, E.*; et al.
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10
In the framework of the French MITHYGENE project, the new highly instrumented ENACCEF2 facility was built at the Institut de Combustion Aerothermique Reactivite et Environnement (ICARE) of the Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS) in Orleans (France) to address the flame propagation in hydrogen combustion during a severe accident. The ENACCEF2 facility is a vertical tube of 7.65 m height and 0.23 m inner diameter. In the lower part of the tube, annular obstacles are installed to promote turbulent flame propagation. At the initiative of the MITHYGENE project consortium and the European Technical Safety Organisation Network (ETSON), a benchmark on hydrogen combustion was organised with the goal to identify the current level of the computational tools in the area of hydrogen combustion simulation under conditions typical for safety considerations for NPP. In the proposed paper, the simulation results obtained by participating organizations, using both Computational Fluid Dynamics (CFD) and lumped-parameter computer codes, are compared to experimental results and analysed.
Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2018/10
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) will build a spallation target in Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) to perform basic R&Ds for future Accelerator Driven Systems (ADSs). A Lead-Bismuth Eutectic (LBE) spallation target with a Beam Window (BW) will be bombed by high-power pulsed proton beams. However, it was found that the original LBE target design leads to some stagnant/re-circular flow regions in LBE and an extreme off-balance flow pattern in the annular flow channel. In the present study, optimization of the entire target design was performed on the basis of the target head design experiences obtained in our former studies. Efforts were focused on to eliminate those stagnant/re-circular flow regions and to balance the flow velocity in the annular flow channel. Parameters having impacts on the LBE flow pattern were systematically investigated. A number of case studies were performed and several original design measures were figured out to optimize the LBE flow behavior. Thermal-hydraulic and structural analyses results showed that the stagnant and re-circular flow regions can be reduced effectively, and a relative balance LBE flow can be obtained in the annular flow channel due to the modified designs. Maximum temperature and generated stress on BW have been greatly reduced. The updated target design improves the target safety margin.