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吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 10 Pages, 2013/07
Behavior of gas-liquid two-phase flow in nuclear reactors is unknown under the earthquake conditions. Therefore, the behavior of two-phase flow is investigated in a series of study. In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method, TPFIT, was expanded. In this paper, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the expanded TPFIT. Predicted time series data of velocity profiles around the bubbles and shapes of bubbles were compared with measured results under flow rate fluctuation and structural vibration. Predicted results were in good agreement with measured results qualitatively. Moreover it was concluded that the expanded TPFIT can be applied to qualitative analysis of bubbly flow under accelerating conditions.
山下 晋; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動を詳細に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、開発している3次元多相流体解析手法を拡張することで、このような溶融物挙動の評価を可能とする数値解析手法を開発している。本報では、数値解析手法の概要を紹介するとともに、数値解析手法の妥当性の確認と課題抽出のため、原子炉炉心及び下部プレナムを簡略模擬した体系を用いて実施した予備数値解析の結果を示す。また、崩壊熱を考慮した場合の炉内溶融デブリ移行挙動の結果を示す予定である。
山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 10 Pages, 2013/07
本論文は、SIMMER-III/IVコードの検証を目的として、2次元多成分多相流オイラー型流体力学コードSIMMER-III、及びその3次元コードSIMMER-IVを使った実験解析について記述する。炉心崩壊事象における主要な現象のうち2つの事象(ダクト壁破損及び燃料流出/再配置挙動)についてこの論文では提示した。ダクト壁破損挙動を解析するため、SCARABEE BE+3炉内試験を選択した。SIMMER-IIIコードによる計算はこの試験で確認された、冷却材の沸騰,被覆管溶融,燃料破損,溶融プール形成,ダクト壁破損等に特徴づけられた一連の事象進展についてよく一致する結果を得た。CAMEL C6実験では、反応度評価に重要な模擬制御棒案内管を通じた燃料流出及び再配置挙動を調べた。SIMMER-IVコードは、実験で観察された燃料-冷却材相互作用、ナトリウムのボイド化、燃料再配置挙動をよく模擬できた。
Cheng, S.; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 中村 裕也*; 竹田 祥平*; 西 津平*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
To confirm the mechanisms of self-leveling behavior, several series of experiments were elaborately designed and performed in recent years under the constructive collaboration between Japan Atomic Energy Agency and Kyushu University. This paper summarizes the recent knowledge obtained from the newly developed large-scale experiments using gas-injection to simulate coolant boiling. Compared to previous investigations, it can cover a much wider range of gas velocities (presently up to a flow rate of around 300 L/min). The experiments were conducted in a cylindrical tank, in which water, nitrogen gas and different kinds of solid particles, simulate the coolant, vapor and fuel debris, respectively. Based on the quantitative data obtained, influence of various experimental parameters, including gas flow rate, water depth, particle size as well as particle density on the leveling was checked and compared. Moreover, with the help of dimensional analysis technique, a set of empirical correlations to predict the self-leveling development depending on particle size, particle density and gas injection velocity was proposed and validated over current conditions.
Irwanto, D.; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
A 3D analysis of the CET phenomena on the LSTF during SBLOCA was performed for the OECD/NEA ROSA-2 Project Test 3 (SB-HL-18) using CFD ANSYS FLUENT code to clarify influences of the steam flow on CET response during core uncovery. A portion of core above the mixture level was modeled up to CET thermocouple position (13 mm above the UCP), taking into account high, medium and low power heater rod bundle, including internal structures such as end-box, UCP and core spacer. From the calculation, it is clear that inner structures indeed affect the CET due to heat transfer from hot steam to these cool structures. Mixing was happened at the boundary between high-middle-low power rod regions due to steam velocity different at the boundary between each fuel bundles and at the free area above the heater rod. These 3D flows mixing also may contribute to the final CET values and the delay readings of CET relative to the peak cladding temperatures in the core. To confirm this simulation, ROSA/LSTF experiment data was used as comparison, resulting that most of the calculated values of CETs were slightly higher than the measured ones: 608 against 592 K for high power bundle; 598 against 586 K for medium power bundle and 579 against 581 K for low power bundle.
竹田 武司; 中村 秀夫
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 10 Pages, 2013/07
One of abnormal transient tests was conducted with the ROSA/LSTF simulating a PWR station blackout transient with the TMLB scenario in 1995. Influences of AM measure and coolant injection conditions into SG secondary-side onto core cooling were clarified as RELAP5 code parameter study of the LSTF test. SG secondary-side depressurization as the AM action was initiated by fully opening the safety valve in the loop without pressurizer (loop-B) with the incipience of core uncovery, while coolant was injected into the SG-B at low pressures. The AM action and the coolant injection with larger flow rate would contribute to maintain core cooling by accumulator system actuation. In the test, long-term single-phase natural circulation continued until liquid level formed in hot leg. The primary-side fluid temperatures in SG U-tubes indicated non-uniform flow distribution including reverse flow at different timings. Core uncovery by boil-off took place, while the primary pressure was kept high.
若杉 圭一郎; 仲島 邦彦*; 注連本 英典; 柴田 雅博; 山口 正秋
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 9 Pages, 2013/07
我が国において隆起・侵食は、不回避な天然現象の一つとしてシナリオで考慮する必要がある。また、現時点では評価時間のCut-offが定められていないため、超長期の影響も含めた隆起・侵食シナリオに対する評価の信頼性向上が求められている。このため、本研究では、我が国の地質・地形的特徴を考慮したより現実的な評価モデルを設定し、隆起と河川侵食を考慮した安全評価を実施した。さらに、仮想的な線量基準を満たすパラメータの組合せを把握するために、隆起・侵食速度及び透水量係数に着目したBounding解析を実施した。その結果、本解析条件のもとでは、余裕深度処分の安全評価基本シナリオへの線量目安値(10
Sv/y)を満たすパラメータの組合せは見いだせなかったものの、すべてのケースにおいて、変動ケースの目安値である300Sv/yを下回った。さらに詳細分析から、EBSからの放出を加速させても、母岩の安全機能により、核種が処分場近傍に留まることが示された。この結果、隆起・侵食の影響は、原則的に適切なサイト選定と設計によって回避されるべきであり、処分場が地下深部に留まっている間の核種の減衰を期待するしかないことが再確認された。
植田 祥平; 猪井 宏幸; 水谷 義隆; 大橋 弘史; 岩月 仁; 坂場 成昭; 沢 和弘
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 4 Pages, 2013/07
核分裂生成物のヨウ素は甲状腺被ばく評価上極めて重要な核種であるが、その複雑な放出・沈着挙動に伴う測定・評価の困難さから、ヨウ素の事故時ソースタームが保守的に評価されていると考えられる。本研究では、実炉のHTTRを用いた原子炉出力急停止並びに一次冷却材喪失試験を通じて、ヨウ素の娘核種である一次冷却材中のキセノン核種を測定する方法でヨウ素の放出挙動を評価することを目的とした試験計画並びに予備解析の結果について述べる。
内堀 昭寛; 菊地 晋; 栗原 成計; 浜田 広次; 大島 宏之
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時事象を評価するため、機構論に基づくマルチフィジックス評価システムを開発した。本システムは、ナトリウム側の反応ジェット挙動及びウェステージ環境を評価するSERAPHIMコード、流体から伝熱管への熱移行と伝熱管構造部の温度・応力評価及び破損判定を行うTACTコード、伝熱管内水流動を評価するRELAP5コードから構成される。SERAPHIMコードについては、ウェステージ環境評価モデルとして酸化ナトリウム生成・輸送モデルを構築した。TACTコードについては、伝熱管構造部の温度・応力解析モデル、流体-構造熱的連成解析モデル、ウェステージモデル、破損判定モデルを構築した。RELAP5コードについては、実機SGにおける伝熱管急速加熱条件に対して伝熱相関式を改良し、高温ラプチャ評価上の過度な保守性を排除した。以上により、隣接伝熱管の周囲に形成されるウェステージ環境や、伝熱管への熱移行並びに破損伝播発生の有無を評価可能とした。
Liu, W.; 永武 拓; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 永瀬 文久
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 5 Pages, 2013/07
福島第一原子力発電所事故では、炉心等の冷却のために海水が注入された。そのため、現在の炉内状況を把握するには、海水が熱伝達等に与える影響を把握する必要がある。しかし、海水による炉心等の冷却は、これまで想定されていなかったため、海水の熱伝達等に与える影響に関する研究は、ほとんど成されていないのが現状である。そこで、原子力機構では、海水が熱伝達等の熱流動挙動に与える影響を実験的に把握するための研究を開始した。本研究においては、損傷前後の炉心を対象とし、海水熱流動データベースの構築、塩の析出の影響を含めた海水の熱流動に及ぼす効果の理解等を目的として、二つの実験を実施する。本報では、製作した実験装置を含め、研究計画の概要及び予備実験の結果について報告する。
田川 明広; 手塚 将志; 寺倉 嘉宏*; 内藤 雅之*; 宮島 謙治*
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置を進めるために、建屋内を除染することは重要である。原子力発電所内は、除染を容易に行うためにエポキシ樹脂塗装されているが、汚染レベルが高いためにエポキシ樹脂ごとはぎ取る必要が考えられる。そこで、環境中で除染係数10から100を達成した最大280MPaの超高圧水除染技術を用いてエポキシ樹脂をはぎ取ることができるのか、はぎ取った後に回収された水を凝集沈殿によって処理することができるのかを確認する実証試験を「ふげん」で実施し、東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置に利用できる目途を得た。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 上澤 伸一郎*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
From the viewpoint of protecting the PCV and suppressing the diffusion of radioactive materials, the filtered venting system is required. In the filtered venting system that installed in European reactors, so called Venturi scrubber system (VSC) is used. However the mechanism of the VSC is understood insufficiently. Then, it is difficult to install the VSC to Japanese reactors. In this study, to provide knowledge about the mechanism of the VSC, both experimental and numerical research works have been performed. In this paper, hydraulic behavior in a rectangular Venturi scrubber is observed by high speed camera to check the validity of the experimental method. And numerical analysis of a circular Venturi scrubber is performed by the TPFIT to confirm applicability basically. As a result the validity of the experimental method was confirmed. And, it was confirmed that the numerical results were almost same as experimental results qualitatively.
大手 直介*; 小泉 安郎*; 上出 英樹; 大野 修司; 伊藤 啓
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07
研究開発段階にあるナトリウム冷却高速炉では、1次冷却材中へのカバーガス巻込みが1つの重要な評価課題となっている。著者らは、円筒容器内に形成した自由液面渦に伴う液面くぼみによってガス巻込みを発生させ、高速度カメラを用いて巻込み量の可視化計測を行っている。本研究では、流体物性が巻込み量に与える影響を評価するため、従来研究で用いた水に加え、ケロシンとシリコンオイルを用いた実験を行った結果について報告する。
