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山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/05
この論文では、COMPASSコードの総合検証のために先行的に実施される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、溶融燃料の固化・分散,溶融燃料プールの沸騰挙動を対象とする。燃料固化挙動を解析するため、GEYSER炉外実験とCABRI-EFM1炉内実験を選定した。SIMMER-IIIによる計算はGEYSER実験で測定された燃料侵入長とよく一致する結果を得た。CABRI-EFM1実験の解析についても、SIMMER-IIIは燃料固化挙動を再現した。溶融燃料とスティール混合物からなる沸騰プールは燃料とスティール間の熱伝達により特徴づけられる。CABRI-TPA2実験はスティール液滴周りを覆うスティール蒸気により燃料とスティール間の過渡的な熱流束が小さくなることを示唆した。SIMMER-IIIでCABRI-TPA2実験を解析したところ、燃料とスティール間の熱伝達係数を減じることによって実験で観察されたスティール沸騰挙動をよく模擬できることが示された。
辻田 祐一*; 有馬 立身*; 出光 一哉*; 鈴木 喜雄; 木村 英雄
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
Recently, Pu recycle is refocused for effective use of nuclear fuel (e.g., GNEP program in US). In such the advanced fuel cycle, inert matrix fuels (e.g., ZrO
-PuO) are expected for effective burning Pu. However, Pu material is difficult to manage due to its radiotoxicity, thus cost of experimental facilities for it is very expensive. As computer simulation cuts cost for experimental researches, we have performed molecular dynamics (MD) simulations to research its material characteristics. In order to obtain more realistic results, many atoms and many time steps are required in order of ten to hundred thousands. As cost of such computation is high, parallelized program was executed on a grid computing environment provided by an ITBL system.
吉田 啓之; 三澤 丈治; 高瀬 和之
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/05
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) develops a three dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D, which adopts boundary fitted coordinate system in order to simulate complex shape channel flow. In this paper, boiling two-phase flow analysis in a tight lattice rod bundle is performed by ACE-3D code. The parallel computation using 126CPUs is applied to this analysis. In the results, the void fraction, which distributes in outermost region of rod bundle, is lower than that in center region of rod bundle. At the height of z=0.5m, void fraction in gap region is higher in comparison with that in center region of the subchannel. However, at the height of z=1.1m, higher void fraction distribution exists in center region of the subchannel in comparison with gap region. The tendency of void fraction to concentrate in gap region at vicinity of boiling starting point, and to move into subchannel as water goes through rod bundle, is qualitatively agreement with the measurement results by neutron radiography. And the predicted pressure loss of test section almost agreed with experimental results. To evaluate effects of two-phase flow model used in ACE-3D code, numerical simulation of boiling two-phase in tight lattice rod bundle with no lift force model is also performed. From the comparison of numerical results, it is concluded that the effects of lift force model are not so large on void fraction distribution in tight lattice rod bundle.
Zhang, W.; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/05
Accurate evaluation of differential pressure between subchannels is a key to prediction of cross flow rates. In view of this, this study developed a model to predict differential pressures between subchannels based on the existing model for slug flow in a single channel. Since the instantaneous fluctuation of differential pressure between the two subchannels may be deemed as a result of the intermittent nature of slug pattern in a subchannel, a convenient modeling strategy is to consider a unit cell consisting of one Taylor bubble and its surrounding liquid film, plus one adjacent liquid slug in a subchannel. The instantaneous fluctuation of differential pressure between the two subchannels is associated with the pressure gradient in the liquid slug for each channel. In addition to a hydrostatic gradient, acceleration and frictional gradients are taken into account to predict pressure gradient in the liquid slug. Finally, it was shown that this model can well reproduce simulation results of TPFIT for instantaneous fluctuation of differential pressure between the two subchannels.
Liu, W.; 呉田 昌俊
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
稠密格子炉心熱流動特性技術開発で対象とする炉心は二重炉心であり、軸方向の熱流束分布がステップ状に急峻に変化する特徴を有する。本技術開発において37本バンドル限界出力試験を実施し、各種パラメータが限界出力に及ぼす影響を明らかとしたが、軸方向出力分布に関しては熱的に厳しい条件を評価対象基準として固定しており個別評価はなされていなかった。このため、軸方向出力分布が限界出力に及ぼす影響を別途モデル実験で明らかにして、各種限界出力相関の適用性を評価することが必要であった。そこで、本研究では、二重炉心の三層分をモデル化した試験体を用いて、軸方向出力分布形状及び相対出力比が限界出力等に及ぼす影響を明らかにし、各種限界出力相関の二重炉心体系への適用性を評価することを目的としてモデル実験を実施した。その結果、軸方向出力分布の効果が明らかとなり、限界クオリティー限界熱流束相関法と限界クオリティー限界沸騰長相関法を相互補完的に組合せることで軸方向出力分布の影響を比較的よく相関できる見通しを得た。
斉藤 淳一; 荒 邦章; 杉山 憲一郎*; 北川 宏*; 中野 晴之*; 緒方 寛*; 吉岡 直樹*
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 4 Pages, 2008/05
液体ナトリウムは熱伝導率などの特性に優れていることから高速炉の冷却材として使用されている。しかしながら、ナトリウムの水や酸素との反応性は非常に高い。そこで、ナトリウム自身の化学的活性度を抑制する革新的な研究が望まれている。本研究の目的は液体ナトリウム中にナノメートルサイズの金属微粒子を分散させることにより、ナトリウムの化学的活性度を抑制することである。本研究のサブテーマとして、ナノ粒子の製造技術の開発,ナノ流体の反応抑制効果の評価及びナノ流体のFBRプラントへの適用性評価を挙げている。本論文ではそれぞれのサブテーマの進捗状況について述べる。
佐藤 博之; 小林 順; 宮越 博幸; 上出 英樹
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
ナトリウム冷却高速炉は、商業化を目指した高速炉サイクルシステムの実用化調査研究において高燃焼度炉心を達成するように設計されている。高燃焼度炉心の燃料集合体において、スウェリングと熱湾曲による燃料ピンの変形は、集合体内の流路の変化により流量が減少し、除熱性能に影響する可能性がある。そこで、2.5倍スケールの7本ピン集合体モデルを用いて、ピンの湾曲及びワイヤの流速分布への影響について調査した。試験体は、六角形のアクリル管と、水とほぼ同じ屈折率で高い透過率を持つフッ化物樹脂のピンから成る。これにより外側のピンを通して中心ピンまわりの流動の可視化が可能になった。リファレンスと変形条件における中心ピンまわりのサブチャンネルの速度分布をPIV計測法で測定した。また、ワイヤのまわりの速度分布を測定し、ワイヤはピン表面近傍の広範囲の速度と速度変動に影響することがわかった。
柴田 晃; 中野 純一; 近江 正男; 川又 一夫; 斎藤 隆; 林 光二; 齋藤 順市; 中川 哲也; 塚田 隆
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/05
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は高経年化原子炉炉心構造材の寿命管理を考えるうえで最も重要な課題の一つである。IASCCの挙動を再現するためには、炉内試験あるいは照射後試験が用いられるが、このためには試験片に対しIASCCの閾線量以上の中性子照射を行わなくてはならない。しかしながら、この試験を実現するためには幾つかの技術的ハードルをクリアしなければならなかった。一つは遠隔操作によりホットセル内でキャプセルを再組立する技術の確立であり、もう一つは長期に渡り照射下に置かれるキャプセルの圧力バウンダリー材に、延性等の劣化が予期されることである。このため、高い照射を受けた材料についての健全性評価が必要となった。1.0
3.9
10
n/m
程度の中性子照射を受けた材料について、SSRT試験及び引張試験を行い、キャプセルの圧力バウンダリーに対する健全性評価を行った。本報告書では、炉内IASCC試験を行うために必要な技術開発、すなわち、キャプセル組立技術開発及び高い中性子照射を受けたステンレス鋼に対する健全性評価について報告する。
青嶋 厚; 上野 勤; 塩月 正雄
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
ガラス固化技術開発施設(TVF: Tokai Vitrification Facility)は、1995年より東海再処理工場(TRP)での軽水炉使用済燃料再処理により発生した高放射性廃液のガラス固化処理を行ってきている。ガラス固化での中心となる装置は溶融炉であるが、溶融ガラスの腐食性によりその設計寿命は5年に設定されており、これに起因する溶融炉交換のために運転停止や解体廃棄物の発生が生じる。この問題を解決するためには、構造材料の長寿命化を図るとともに、白金族蓄積に対する対策技術開発が必須である。このため、原子力機構ではこれら目標を達成するための開発計画を立案し、高耐食性を有するとともに白金族を容易に排出するための温度制御が可能な溶融炉の開発を進めている。また、これにあわせ白金族の機械式除去技術の開発や、低温溶融技術開発,白金族の廃液からの除去技術開発を進めている。
田中 正暁; 大島 宏之; 文字 秀明*
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/05
サーマルストライピング現象を対象として、熱流動場と構造材内温度場を一貫して解析する数値解析コードを開発している。本コードは、複雑形状に対応すべく境界適合座標系を使用しており、乱流モデルとしてはLESを採用している。また、数値誤差の伝搬による温度振動解を抑制する機構を組み込むとともに、圧力解法についても行列解法の一つであるBiCGSTAB法をベースとしてSOR法を組み込んだ新しい解法を開発した。これらにより、安定かつ合理的な計算負荷で過渡計算を可能とした。本コードの検証として、既往のT字合流配管体系水試験を対象とした解析を実施し、コードの妥当性を確認した。
小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。本研究では、これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度,高MA変換率などの種々の炉心概念を検討することが目的である。これらの炉心概念のうち、本報では高増殖炉心について設計検討を行った。設計条件として、ボイド反応度が8
以下、炉心高さが150cm以下、被覆管最高温度は650 
C以下で、バンドル部圧損を0.4MPa以下とした。その結果、ブランケットなしで増殖比が1.34と得られることがわかった。
鈴木 喜雄; 中島 憲宏; 新谷 文将; 羽間 収; 西田 明美; 櫛田 慶幸; 阿久津 拓; 手島 直哉; 中島 康平; 近藤 誠; et al.
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
Center for computational science and e-systems of Japan Atomic Energy Agency is carrying out R&D in the area of extra large-scale simulation technologies for solving nuclear plant structures in its entirety. Specifically, we focus on establishing a virtual plant vibration simulator on inter-connected supercomputers intended for seismic response analysis of a whole nuclear plant. The simulation of the whole plant is a very difficult task because an extremely large dataset must be processed. To overcome this difficulty, we have proposed and implemented a necessary simulation framework and computing platform. The simulation framework based on the computing platform has been applied to a linear elastic analysis of the reactor pressure vessel and cooling systems of a nuclear research facility, the HTTR. The simulation framework opens a possibility of new simulation technologies for building a whole virtual nuclear plant in computers for virtual experiments.
文字 秀明*; 篠崎 達也*; 上出 英樹; 堺 公明
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
円筒体系での自由表面渦の特性について研究を行った。渦の重要な特性の一つはガスコア長さであり、ガス巻込み現象の評価における重要なパラメータとなっている。しかし、この長さは実験条件により容易に変化する特性を有する。本実験では、水温,液位,表面張力がガスコア長さに与える影響を把握した。流速分布をPIVにより測定し、下降流速の勾配についても評価した。ガス巻込み評価に用いられる渦モデルであるBurgersモデルは高液位,高流速条件で実験とよく一致することがわかった。
井岡 郁夫; 加藤 千明; 木内 清; 中山 準平
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05
オーステナイトステンレス鋼は、再処理プロセスにおける酸化剤を含む沸騰硝酸中で粒界腐食感受性が高まる。粒界腐食の主因は、結晶粒界での不純物の偏析と考えられている。有害不純物を100ppm以下に低減できる複合製錬技術を用いて、超高純度オーステナイトステンレス鋼(EHP合金)を開発した。開発したSUS310系EHP合金の酸化剤を含む沸騰硝酸中での腐食特性を調べ、優れた耐粒界腐食性を有することを確認した。また、フィッショントラック法により、粒界でのボロンの偏析が粒界腐食の要因の一つであることを明らかにした。ボロンを7ppm含むSUS310系EHP合金でも、提案した加工熱処理(SAR処理)により粒界腐食を抑制できることを示した。
内藤 守正; 齋藤 雄也; 棚井 憲治; 油井 三和
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/05
断層活動による地層処分システムの人工バリアに与える影響を理解するために実験的なアプローチを採用した。実験は室内試験装置を用いて行い、これまでのせん断試験の結果から、金属製のオーバーパックはその可塑性により緩衝材中で回転するものの、破損には至らないことが示されている。また、試験装置の性能によって制約される試験範囲を補完するために数値モデルによる解析も実施した。
山口 彰*; 高田 孝*; 大島 宏之; 小原 吉武*
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/05
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管が破損すると、高圧の蒸気がナトリウム中に噴出しナトリウム-水反応を引き起こす。このためナトリウム-水反応は高速炉の設計基準事故となっている。本研究では、新しい解析コードを開発するとともに、数値シミュレーションと実験によって、対向流拡散火炎におけるナトリウム-水反応現象の解明を行っている。これまでの実験と解析の比較において誤差が発生しているがこれは解析に使用した化学反応の仮定が原因と考えられる。さらなる測定精度向上と原因追求のため、安定かつ広い化学反応領域を維持する方法として、減圧実験を提案した。
鶴岡 北斗*; 田村 武士*; 杉山 憲一郎*; 奈良林 直*; 大島 宏之
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/05
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器では、伝熱管破損時に発生するナトリウム-水反応によって、さらに2次伝熱管破損が引き起こされるかどうかを評価することが重要である。このためJAEAでは機構論的解析コードSERAPHIMを開発している。本研究では、このSERAPHIMコードの検証及び高度化に資することを目的として、ナトリウム中ボイド率計測用のプローブを開発するとともに、アルゴンジェットを用いた単一伝熱管まわりのボイド率計測をさまざまな流速条件で実施した。その結果、水実験と異なるボイド分布となることを明らかにした。