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深野 義隆; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; Charpenel, J.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/10
In the CABRI-FAST experimental program, four in-pile tests were performed with slow power-ramp-type transient-overpower conditions to study transient fuel pin behavior under inadvertent control rod withdrawal events in liquid metal cooled fast breeder reactors. Annular-pellet fuel pins were used in three tests, while a solid-pellet fuel pin was used in the other test. All of these pins were pre-irradiated in Phenix. The slow TOP test with a solid-pellet fuel pin was realized as a comparatory test against an existing test (E12) in the CABRI-2 program. In the CABRI-FAST test (BCF1), a power ramp rate of 3%Po/s was applied, while in the CABRI-2 test, 1%Po/s was adopted. In spite of the different power ramp rates, evaluated fuel thermal conditions at the observed failure time are quite similar. The continued overpower condition in the BCF1 test resulted in gradual degradation of the pin structure providing information effective for evaluation of various accident scenarios. Three slow TOP tests with the annular fuel in the CABRI-FAST program resulted in no pin failure showing high failure threshold. These CABRI FAST slow TOP tests, in combination with the existing CABRI and TREAT tests, provided an extended slow TOP test database with various fuel and transient conditions.
鈴木 英明; 中間 茂雄; 木村 誠; 藤田 朝雄
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/09
In order to validate the THMC model, it is essential to compare with results of coupled behavior experiments in laboratory or in situ. The engineered scale experimental studies under controlled boundary in laboratory conditions has been carried out with simulated engineered barrier system equipment This paper presents the results of measured data and simulation of the coupled thermal and hydraulic for the period of 830 days. As a result, the following coupled processes were clear, temperature distribution and re-saturation behavior of buffer material by embedded sensor during experiment and sampling. And also the TH processes could be simulated with a developed model. These results provide basic information for the purpose of understanding and modeling of the mechanical and chemical phenomena in this experiment.
山野 秀将; 田中 正暁; 木村 暢之; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 18 Pages, 2009/09
本論文では、特に短エルボ配管内の非定常水力特性を検証する研究開発に重点を置き、JSFRの一次冷却配管の、流動励起振動評価法開発の現状を説明している。ホットレグ配管には3分の1及び10分の1スケールの単エルボ実験装置を使用し、コールドレグ配管には、4分の1及び7分の1スケールの3段エルボ配管装置を使用して実験的成果を上げてきた。シミュレーション活動として内部コードを使用したCFDコード及びラージ・エディ・シミュレーション(LES)法を使用したレイノルズ応力モデル(RSM)による非定常レイノルズ平均ナビエ・ストークス方程式(U-RANS)アプローチなどがある。本論文には、ホットレグ配管実験への適用性に注目した計算結果が示されている。配管の構造振動評価にこの計算結果がデータとして取り入れられる可能性がある。また、流動励起振動評価手順も本論文中で説明している。
結城 和久*; 長谷川 駿介*; 佐藤 司*; 橋爪 秀利*; 相澤 康介; 山野 秀将
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09
本研究では、コールドレグ部をシミュレートする三次元的に連結した二次元エルボ内の流動構造をPIV計測で可視化し、一次エルボから二次エルボまでの流動遷移,流動励起振動に影響する分離などの非定常流動の発生を細かく検討する。実験装置は、内径,曲率半径がそれぞれ56mmと1.0で実設計比15分の1スケールの試験区画である。湾曲なく視覚化するには、作動流体としてNaI溶液を使用して整合屈折率PIV計測を行う。レイノルズ数は50,000で、試験区画への流入状態は全体に乱流へ発達する。一次エルボの内壁,二次エルボ内の1つの大渦流動に沿った分離が発生することを確認する。さらに、分離領域内及び(又は)後方で形成する非定常流動は下流へ運ばれ、二次エルボ中心部へ流入する。
-number short-elbow pipe flow江口 譲*; 村上 貴裕*; 田中 正暁; 山野 秀将
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 14 Pages, 2009/09
JSFR設計において、ショートエルボ内の流体運動により発生すると考えられる非定常流体力は評価する必要があるため、本論文では、内作のLESコードを使用して高レイノルズ数水質試験に対するラージ・エディ・シミュレーション(LES)法の適用性を研究している。第一に、高レイノルズLES計算時のメッシュ細分要件は理論上研究されている。そして、各種の入口,出口境界条件が=1.2
10
の場合、スマゴリンスキーモデル及びWALE(Wall-adapting local eddy-viscosity)モデルを使用して乱流モデルの影響,バウンダリ条件を数値的に調べる。入口速度の分析結果では、エルボ曲線の分離機能上考慮すべき衝撃があり、また現在の計算によれば、エルボと出口間の距離が必要以上に短いと、出口バウンダリ条件は分離機能上の影響を特に受けやすいことが明らかになった。圧力及び壁効力変動の基礎機能もコンピュータによる視覚化,スペクトル分析を活用して検討する。
鈴木 光弘; 中村 秀夫
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 17 Pages, 2009/09
日本原子力研究開発機構が大型非定常試験装置(LSTF)を用いて行った小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)と異常過渡事象に関する12回の模擬実験を対象として、炉心出口温度計(CET)の特性とそのPWRアクシデントマネジメント措置への適用性をまとめた。LSTFは、高さ実寸で容積比1/48を有する世界最大のPWR模擬装置である。これらの実験より、次の一般的CET特性を明らかにした。(1)CETは大部分のケースで炉心過熱の検出が可能であるが、炉心過熱部と比べて検出時間と温度上昇に遅れを伴う。(2)この遅れを生じる原因の1つは、炉心出口と外周部の構造材による冷却効果である。(3)蒸気発生器による減圧操作を伴う微少破断の場合には、10%低温側配管破断と同様、ホットレグからの著しい流下水の影響でCETは過熱温度を検出しなかった。(4)著しく高圧あるいは低圧条件下では、CET温度の代替指標として、その過熱度が必要である。
高松 邦吉; 中川 繁昭; 稲垣 嘉之
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 12 Pages, 2009/09
BWRやPWRなど軽水炉で使用される円筒炉心におけるゼノン空間振動は、既に理論的にも実験的にも十分研究されている。一方、VHTRで適用が予想される環状炉心におけるゼノン空間振動の評価は、未だ十分に評価されていない。ゼノン空間振動、環状炉心の形状、及び温度係数によるフィードバック効果の関係を調査することは必要である。本論文では、幾つかの無次元数の1つである炉心形状に関する中性子結合パラメータを提案する。また、これらのパラメータが、環状炉心のゼノン空間振動の評価に有効であることを示す。
吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09
In this paper, boiling two-phase flow analysis in a tight-lattice rod bundle was performed by the ACE-3D. In the results, the void fraction in an outermost region of the rod bundle is lower than that in a center region of the rod bundle. The tendency of void fraction distributions agreed with the measurement results by neutron radiography qualitatively. Moreover the pressure distribution in a horizontal plane induced by the void fraction distribution was the cause of bubble movement from the gap region to the subchannel region. The predicted pressure loss in the axial section without spacers accorded with experimental results with a difference of around 10%. The predicted friction pressure loss was underestimated around 20% of measured values, and the effect of the turbulence model is considered as one of the causes of this underestimation.
木村 暢之; 小野 綾子; 宮越 博幸; 上出 英樹
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 16 Pages, 2009/09
温度の異なる流体が混合する領域では温度変動が発生し、その温度変動が構造材に伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。高サイクル熱疲労の評価において、流体から構造材への温度変動での伝達特性を明らかにすることは重要である。そこで、温度の異なる流体が合流するT字配管体系において、流体温度変動と構造材温度変動を同時に計測し、その温度変動の伝達特性を把握するとともに、構造材近傍の流速を同時に計測することによって、温度変動伝達特性に対する局所流速の影響を評価する水試験を実施した。その結果、温度変動の伝達特性を示す熱伝達率は、局所流速の増加とともに増加することが明らかになった。
大野 修司; 大島 宏之; 菅原 章博*; 大木 裕*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 12 Pages, 2009/09
原子炉上部プレナム温度成層化現象の基本的解析手法の検証を目的として、ナトリウム試験の多次元数値解析を実施した。その結果、適切なメッシュサイズと高次差分スキームを採用した条件のもと、RANS乱流モデルを使ったCFD解析によって温度成層界面の上昇と温度勾配を良好に予測できることを明らかにした。
江連 俊樹; 木村 暢之; 宮越 博幸; 上出 英樹
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 16 Pages, 2009/09
コンパクトで経済性の高いナトリウム冷却高速炉を実用化するため、炉上部プレナム自由液面でのガス巻込み評価が重要である。本研究では、液面渦によるガス巻込みについて、巻込み気泡についての基礎的知見を得ることを目的とした試験を実施した。気泡径を気泡画像から画像処理により算出し、その分布を求めた。加えて、周囲の流速場がガスコアと離脱気泡の形状に与える影響を把握するため、流速計測及びガスコア形状の可視化を実施した。計測の結果、本試験の試験範囲において、離脱気泡径が等価直径換算で1.34mm
2.06mmであることがわかった。
小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 14 Pages, 2009/09
次世代型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、建設コスト削減の観点から、1次冷却系システムの2ループ化が検討されており、ホットレグ配管内流速は9m/sを超える設計となっている。このときのレイノルズ数は4.210
となる。さらに、炉容器コンパクト化のため、ホットレグ配管の一部に曲率の大きい「ショートエルボ」を採用している。ナトリウム炉では、軽水炉よりも系圧力が大幅に低いため、配管の肉厚は非常に薄い設計となっている。その結果、エルボ部を含むホットレグ配管系で流動励起振動が発生し、配管系の健全性を保てなくなることが懸念されており、配管系の健全性を実証するために、その発生メカニズムの把握が必要とされている。そこで、本研究では、1/8スケールモデルを用いた水流動試験を行った。試験では、曲率比の異なるエルボで、エルボ内の速度変動に曲率比が与える影響について検討した。速度分布測定には粒子画像流速計測法を用いた。2種類のエルボについて、非定常的な二次流れの流況やエルボ腹側の剥離の流況を捉えることに成功し、剥離域周辺の流動構造並びに二次流れの流動構造に関する多数の知見を得ることができた。
上出 英樹; 小林 順; 林 謙二
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 17 Pages, 2009/09
ナトリウム冷却高速炉の自然循環による崩壊熱除去機能を評価するうえで、特に炉内浸漬型の冷却器(DHX)を用いる場合、原子炉容器内の熱流動現象の評価が重要となる。DHXが作動し低温のナトリウムが炉容器上部プレナムに供給されると、高温の炉心との温度差による浮力のために特に低流速の集合体の内部に、低温ナトリウムが部分的に逆流することが考えられる。本研究ではこのような逆流現象についてナトリウム試験を行い、その発生条件を流速と温度差をパラメータとして求めた。その結果、実機で想定される条件で、このような部分的な逆流現象は集合体の上部遮蔽体内にとどまることを明らかにした。
伊藤 啓; 功刀 資彰*; 大島 宏之
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/09
ナトリウム冷却炉におけるガス巻込み現象の直接解析を目的として、高精度気液二相流数値解析手法の開発を行っている。ガス巻込み現象を再現するためには、(1)体系形状依存性,(2)界面の動的挙動及び3局所性に関する検討が必須であり、(1)及び(2)に対しては、非構造格子の採用及び高精度界面追跡法の開発を実施している。加えて、(3)に関しては、局所的なガス巻込み発生領域に対して自動的に詳細格子を形成する非構造解適合格子の開発を実施しており、単相流解析においては渦流れを少ない計算コストで高精度に再現できることを確認している。本研究では、非構造解適合格子を気液二相流に拡張するため、気液二相流における保存法則に基づいて物理量のセル間再配分手法を開発した。Slotted-disk回転問題及びDam-break問題を対象として検証を行った結果、非構造解適合格子を用いることによって、比較的少ないセル数にもかかわらず1回転後もSlotted-disk形状をよく保ち、また、Dam-break問題における界面の動的挙動を高解像度で解析することができた。
小野田 雄一; 深野 義隆; 佐藤 一憲; Marquie, C.*; Duc, B.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/09
TP2 and TP-A1 tests were conducted in the framework of the CABRI-RAFT program to study post-failure material-relocation during the Unprotected Loss-of-Flow (ULOF) accident in sodium-cooled fast reactors. In these tests, a three-pin-cluster geometry was adopted to supply complementary information to the existing CABRI-single-pin tests. Two different levels of energy injection into the fuel pins were realized to clarify the effect of fuel enthalpy on axial fuel relocation. Starting from a steady-state condition, Loss of Flow (LOF) was applied and then Transient Over Power (TOP) was triggered 13.4 s and 9.1 s after the coolant boiling in the TP2 and TP-A1 tests, respectively. Through a close look at these test results, it is concluded that the fuel relocation is dominated by accumulated fuel enthalpy and is not depending on three-pin-cluster or single pin conditions.
松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/09
高速炉蒸気発生器でのナトリウム-水反応領域にある伝熱管の高温ラプチャ評価には流体-伝熱管の熱移行量評価が必要となる。管表面熱伝達率は伝熱管周囲の流体速度やボイド率の影響を受けるため、本報では、ナトリウム-水反応時の伝熱管近傍の流動様式を定量評価し、反応流域での管外熱伝達率とボイド率の相関関係を構築し、相関図をもとにナトリウム-水反応実験時のボイド率分布の時間変化を評価した。
佐藤 博之; 小林 順; 宮越 博幸; 上出 英樹
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/09
高燃焼度炉心を用いた高速炉の設計検討がなされている。この高燃焼度炉心の実現には、ワイヤー巻き燃料集合体内の詳細な流速分布を評価する手法の開発が必要であり、そのための検証データが求められている。ここでは、実機の2.5倍拡大7ピン集合体モデルを用いて、3本のピンに囲まれたサブチャンネル内の詳細な流速分布を粒子画像流速計測法により求めた。燃料ピン間のギャップ部垂直断面では、ワイヤー近傍の流速が低下する非対称な分布を形成すること、サブチャンネル内の水平断面では、ワイヤーを回り込む流れの計測に成功した。今後これらのデータは、評価手法検証に利用される。
江里 幸一郎; 関 洋治; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 西 宏; 大楽 正幸; 横山 堅二; 鈴木 哲; 榎枝 幹男
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 12 Pages, 2009/09
ITER機構が建設を進めている国際熱核融合実験炉ITERにおいては、核融合発電炉に向けたブランケットモジュールの工学試験を実施する予定である。本報告では原子力機構で実施している試験用ブランケットモジュール(TBM)に関する熱・流動・機械に関する研究開発,低放射化フェライト(F82H)製実長第1壁の製作や加熱試験及びブランケット内部の充填層に関する熱・機械特性評価研究に関する成果を報告する。TBM第1壁はF82H製矩形冷却管(15本)と平板を熱間等方加圧(HIP)法により製作した。加熱試験では15MPa
280
C以上の高温高圧水を第1壁内部の矩形冷却管に流動させ、実機熱負荷に近い0.5MW/m
以上の熱負荷を繰り返し与えることにより、その接合部の健全性や除熱性能を確認した。
Garin, P.*; 杉本 昌義
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09
2007年に国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)が欧州と日本の間で結ばれた幅広いアプローチ協定の下で開始され、将来のIFMIF建設を目指し工学設計報告書を作成することを目標に活動している。加速器,リチウムターゲット、及び試験設備の高中性子束試験モジュールについてはそれぞれのプロトタイプ設計・製作・試験を通じて技術実証を行う。プロジェクトの初期段階ではプロトタイプの内容を定めることに重点が置かれてきたが、2009年からは本格的に工学設計活動を始める計画である。全般的な活動状況、特に概念設計から大きく進展した部分であるプロトタイプの現状について述べる。
Liu, W.; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/09
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、高圧条件下で試験を実施し、圧力損失を含む詳細な二相流データを取得するとともに、各種相関式の評価を行っている。本研究では、これらの高圧試験を模擬した解析を行い、二相流による圧力損失の増加割合を与える二相増倍係数相関式であるMartinnelli-Nelson式,Friedel式,Chisholm式,Hancox式及び均質流モデルに対して、それぞれの予測性能を評価した。一連の評価の結果、二相増倍係数相関式にChisholm式を用いることより、40g/s200g/sの広い流量範囲で二相流の圧力損失を予測できることがわかった。