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渡辺 奈央; 大林 寛生; 菅原 隆徳; 佐々 敏信; 西原 健司; Castelliti, D.*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.248 - 261, 2019/08
鉛ビスマス共晶合金(LBE)冷却加速器駆動型核変換システム(ADS)における研究開発のため、J-PARCは高温LBE流動環境下におけるADS構造材料照射実験のためのLBE核破砕ターゲット試験施設の導入を計画している。原子力機構(JAEA)は、このLBEターゲットループのデモとして実寸大テストループの"IMMORTAL"を製作した。当装置は、LBEターゲットの熱流動挙動の研究や、LBEの物性値、圧力損失および熱伝達相関の検証等、多様な目的に沿った使用が期待できる。これらの成果は、先述の試験施設およびLBEターゲット/冷却ADSの設計において有用となる。JAEAとSCK-CENは協力協定のフレームワークにおいて、IMMORTALの試験結果についてのベンチマーク評価を始めた。熱流動システムの解析にはRELAP5-3Dコードを使用した数値解析を実施している。まずは、IMMORTAL1次系ループにおける熱流動挙動の評価および予測のためのRELAP5-3Dモデルを作成した。当モデルによる計算結果から、LBEの物性および経験的相関の検証に関してRELAP5-3Dコードが有用であることが示された。
茂木 孝介; Trianti, N.; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4324 - 4335, 2019/08
Hydrogen managements under severe accidents are one of the most crucial problems and have attracted a great deal of attention after the occurrence of hydrogen explosions in the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in March 2011. The primary purpose of our research is improvements in computational fluid dynamics techniques to simulate hydrogen combustion. Our target of analysis is ENACCEF2 hydrogen combustion benchmark test conducted in the framework of ETOSON-MITHYGENE project. Flame acceleration experiments of hydrogen premixed turbulent combustions were simulated by the Turbulent Flame Closure (TFC) model. We implemented several laminar flame speed correlations and turbulent flame speed models on XiFoam solver of OpenFOAM and compared the results to investigate the applicability of these correlation and model equations. We found that all the laminar flame speed correlations could predict qualitative behavior of the flame acceleration, but Ravi & Petersen laminar flame speed correlation that is originally implemented in OpenFOAM underestimated the maximum flame speed for the lean hydrogen concentration. Zimont model and G
lder model of the turbulent flame speed could reasonably simulate the flame acceleration behavior and maximum pressure peaks. The flame velocities calculated with Glder model tend to be faster than that calculated with Zimont model.
Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.5463 - 5479, 2019/08
The present study introduces thermal mixing and stratification produced by heated air jet located at the bottom level of the containment vessel. The investigation was carried out experimentally and numerically in the large containment vessel called CIGMA (Containment InteGral effects Measurement Apparatus). The experiments were conducted with external surface cooling and various air jet inlet temperatures. The containment cooling was done by flooding the water on the external side of half-upper of a vessel. To identify their influence on the thermal mixing and stratification phenomena, the investigation focuses on mixing convection which occurred in the cooled region of a containment vessel. Temperature distribution and jet velocity were measured by thermocouple and Particle Image Velocimetry (PIV) respectively. Numerical simulation was performed using Computational Fluid Dynamics (CFD) code OpenFOAM to investigate the detail effects of external cooling on the fluid flow and thermal characteristics in the test vessel. CFD results showed a good agreement with experimental data on both temperature and velocity. Both temperature and velocity of hot air jet decayed rapidly downstream jet nozzle. Thermal stratification was observed by visualization of temperature contour maps over a cross-section in the containment vessel. Vigorous mixing was also noticed in the upper region of the containment vessel. Effect of external cooling on mixing and the thermal stratification were presented and discussed.
玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.72 - 82, 2019/08
原子力機構では、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に加え、格納容器の破損として、ベント弁が完全に閉まらなかったために引き起こされるベントラインからの継続的な漏洩をモデル化した1号機の3週間にわたる解析結果について紹介する。本仮定に基づく解析では、原子炉冷却系や格納容器の圧力履歴を再現できており、解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約6%及び約1%であった。
玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.100 - 111, 2019/08
JAEAでは、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に基づいた3週間にわたる2号機の解析結果、特にBSAF2計画では、2号機の事故進展に関し、3月14日の20時から15日2時の間に観測された3つの圧力容器内圧力ピークの生じた理由に着目しており、この時期の事故進展挙動を含め紹介する。また、本解析では、圧力抑制室の下部に破損を仮定し、水の漏洩を含め、格納容器圧力挙動を再現した。解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約3%及び約0.1%であった。
和田 裕貴; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介; 佐川 淳*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4518 - 4531, 2019/08
原子力機構では、液膜のドライアウト・リウェットを液膜の有無を超音波液膜測定によって実現するための技術開発を実施している。原子力工学分野における従来研究では、使用する超音波の搬送周波数が5MHzと比較的低く、最小液膜厚さの限界値が実用的に0.1mm以上の厚い領域に限られていた。さらに、液膜厚さを評価する際の信号処理方法が生データと共に明確に示されておらず、それに伴う測定の不確かさにおける議論が充分ではない。そこで、本研究では15MHzの中心周波数を有する圧電素子と独自の駆動回路を用いた超音波液膜厚さ測定装置を開発した。本発表では、本装置における液膜測定の妥当性の検証結果、鉛直管内を流れる上昇環状液膜流を測定した結果及び管内測定に際する測定部の詳細設計について報告する。
石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.5927 - 5940, 2019/08
格納容器ベントシステムはシビアアクシデント時における格納容器の過圧を防止するための手段として適用される。ベント時に発生する現象の理解と最適な運用という観点から、格納容器ベント時の水素挙動に関する研究は十分ではない。そこで本研究では大型格納容器実験装置CIGMAを用いて格納容器ベントに関する基礎的な実験を実施した。特に、ベントによる水素輸送に対するベント流量及び初期ガス分布の影響について調査を行った。水素の代替ガスであるヘリウム,蒸気,空気を用いて、初期に容器内に成層を形成し、下部ベントラインからベントを実施した。ベントにより初期に容器下部に存在する蒸気・空気のみが排出され、ヘリウム成層が下方へと拡大していく挙動が観察された。この間、上部のヘリウム濃度は一定であった。最終的には容器内のガス濃度分布は均質化した。今回実施した実験条件では、ベントによる容器内のガスの顕著な混合は観察されなかった。また異なる初期濃度分布に対してもヘリウム成層の挙動に大きな差は見られなかった。
石川 淳; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.536 - 547, 2019/08
Japan Atomic Energy Agency is pursuing the development and application of the integrated severe accident analysis code, THALES2/KICHE for analysis of severe accident progression and source term. The accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS) from units 1 to 3 were analyzed using THALES2/KICHE code for better understanding of the accident in the OECD/NEA BSAF2 project. This paper describes three week analysis for the accident at unit 3. The leakage through the drywell head flange and an equipment hutch was assumed in order to reproduce the tendency of drywell pressure history in addition to the intermittent activation of the containment vessel venting system via the suppression chamber. As for the source term analysis, the dominant chemical forms for cesium and iodine were assumed to be cesium iodine (CsI) and cesium molibdate (Cs
MoO
) based on the insights of the PHEBUS/FP experiments. The iodine chemical reaction kinetics in the containment aqueous phase, which were associated with the production of molecular iodine and organic iodide, were taken into consideration in the present analysis. The released iodine and cesium within three weeks after the earthquake were predicted to be approximately 3% and 6% of the initial inventory, respectively.
江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; 小林 順; 栗原 成計; 亀山 祐理*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.3355 - 3363, 2019/08
ナトリウム冷却炉の安全性強化の一環として、模擬炉心部として電気ヒータによる加熱チャンネル30体と非加熱チャンネル25体を有するPLANDTL2試験装置を用い、崩壊熱除去システム作動時を対象とする定常ナトリウム試験を実施した。本研究では、崩壊熱除去システムとして、上部プレナム内に設置した浸漬型直接熱交換器(DHX)を有する直接反応器補助冷却システム(DRACS)を用いた。本報では、主循環系統内を流動させずにDRACSを作動させた条件下で実施した予備試験結果について、DHX運転下における炉心プレナム間の相互作用および燃料集合体外側からの炉心冷却挙動を含めて報告する。
伊藤 啓*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 江連 俊樹; 松下 健太郎; 田中 正暁; 今井 康友*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6632 - 6642, 2019/08
本論文では、自由表面渦によるガス巻込み流量を評価するための力学モデルを提案する。本モデルは、ガスコアの非定常伸長に関する理論式とガスコアからの気泡離脱に係る臨界ガスコア長の実験式を含む。ガス巻込み流量は、単位時間当たりの臨界ガスコア長を超えた伸長分として、前述の2式に基づいて計算される。このモデルを単純な水試験体系に適用し、ガス巻込み流量を計算した結果、自由表面渦の強さを決定する作動流体(水)の流量がある閾値を超えると、ガス巻込み流量が急激に増加することを確認した。
中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08
経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。
内堀 昭寛; 椎名 祥己*; 渡部 晃*; 高田 孝
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.5315 - 5324, 2019/08
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。最近の研究で、伝熱管群の存在する複雑形状領域に対応するため非構造格子解析手法を本解析コードへ導入した。本研究では、非構造格子SERAPHIMコードの適用性を確認するため、伝熱管群体系でのナトリウム-水反応試験を解析した。解析の結果、高温領域の形成位置やその温度レベルが試験結果に一致することを確認した。
小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.666 - 677, 2019/08
機構論に基づいた限界熱流束(CHF)予測手法は、軽水炉燃料の最適設計や安全評価に必要である。CHFを予測するためにはバンドル内を流れる気泡の大きさや速度が必要となるが、既存の気泡運動に関する方程式を用いて、複雑な形状の燃料集合体内の気泡の大きさや速度を求めることは不可能である。そこで、本研究では、界面追跡法を用いた数値解析により、直接的に燃料集合体内の二相流データを得る。解析コードは原子力機構で開発しているJUPITERを用い、4
4バンドル体系において断熱条件で解析した。解析結果と既存の二相流研究データと比較することで解析コードの妥当性を検証し、CHF評価のための数値シミュレーション利用についてその可能性を確認した。
田中 正暁; 工藤 義朗*; 中田 耕太郎*; 越塚 誠一*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1473 - 1484, 2019/08
現在、モデリング&シミュレーションにおける不確かさ評価を含む検証と妥当性確認(V&V)の重要性が注目されている。シミュレーションの信頼性を確保するためV&V及び予測解析のプロセスに対する標準化への要求の高まりから、日本原子力学会においてガイドライン策定に係る作業チームが設置された。10年間の議論を経て、「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン」(AESJ-SC-A008: 2015)が2016年7月に発行された。本論文では、ガイドラインの策定までの議論の経緯とガイドラインで規定される5つの要素等について概説するとともに、ガイドラインで示される基本的な考え方に沿ってわれわれが実施した適用例題について、その一例を示す。
大林 寛生; 八巻 賢一; 北 智士; 吉元 秀光; Wan, T.; 斎藤 滋; 佐々 敏信
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.262 - 274, 2019/08
J-PARCでは、ADS候補構造材の高温LBE流動下条件での陽子/中性子照射環境への適応性を把握し、将来設計に反映することを目的として、LBE核破砕ターゲットを用いた実験施設の建設が計画されている。施設に導入するターゲットシステムでは、400MeV-250kWのパルス陽子ビームをターゲット容器に入射させることによって材料照射データが取得する計画である。IMMORTALは、当該システムの一次冷却系の実現可能性を検証することを目的として製作されたモックアップ試験ループであり、遠隔保守性を考慮した機器配置を含めて実装されているほとんどの機器(電磁ポンプ(EMP)、熱交換器、計装など)には、実際のLBEターゲットと同じ設計が反映されている。本ループを用いた統合試験の結果、一次系の各機器が重大な問題等を生じることなく長時間の運転を達成することができた。また、過大ビーム入射事象や冷却材流量の低下などの過渡事象の模擬実験により、熱交換器の性能評価を行う共に、RELAP5-3Dを使用したLBEループシステムの安全性解析モデルを検証するためのいくつかの実験データを取得した。
伊藤 大介*; 栗崎 達也*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6430 - 6439, 2019/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故において、炉心に形成された燃料デブリの冷却は、燃料の炉容器内保持を達成する上での一つの重要な要素である。「インプレース冷却」と呼ばれるその冷却の性能を明らかにするためには、デブリベッドでの気液二相流の特性をよく把握することが必要である。ここで、デブリベッドは炉心の狭小流路中に形成され得るため、壁効果の影響を無視することができない。そのため、本研究では、粒子充填層で模擬したデブリベッド中の二相流への壁効果の影響を明らかにすることを目的とした。圧力損失を測定し従前のモデルによる結果と比較し、空隙率分布やボイド率分布をX線ラジオグラフィーで測定した。そして、圧力損失の評価モデルを修正し、それらのモデルの適用性について調査した。
Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1147 - 1162, 2019/08
The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of the Fukushima Daiichi NPS project (BSAF) has started in 2012 until 2018 as one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi NPS. The project addressed the investigation of the accident at Units 1, 2 and 3 by severe accident (SA) codes focusing on thermal-hydraulics, core relocation, molten core/concrete interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, reactor vessel (RV) and primary containment vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS measurement. The combination of code results and inspections has provided a picture of the current state of the debris distribution and plant state. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with units 1 and 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RV and into cavity floor, RV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in details further aspects of the Fukushima Daiichi NPS accident.
大島 宏之; 上出 英樹
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.2095 - 2107, 2019/08
日本ではシビアアクシデント(CDA)対策を重要な視点としてナトリウム冷却高速炉の開発を行ってきた。安全性強化とCDA対策に関連した研究の近年の進捗として、外部事象の一つである火山噴火のPRA, CDA時の崩壊熱除去に関する模擬試験、CDA時の溶融炉心燃料の挙動を評価する上で重要な、ナトリウムプール中の溶融燃料の分散特性にかかる基礎試験などを実施してきた。本論文では、これらの成果について述べる。