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福田 貴斉
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 10 Pages, 2024/11
溶融炉心-コンクリート相互作用(MCCI)の理解を深めることは、過酷事故対策や燃料デブリ取り出しの観点等で重要である。高温のコリウムを用いた実験的研究は困難であるため、数値流体力学(CFD)を用いることでコリウム中で起こる熱流動に関する物理的知見を得ることが期待される。粒子法はCFDの一つであり、MCCI下のコリウムで典型的に想定される多相多成分流を容易に追跡できる利点がある。しかしながら、界面張力に対するモデリング手法の妥当性については、特に三相以上の混相流については、まだ十分に検討されていない。そこで本研究では、単純な気-液-液の三相流を、界面張力モデルとしてContinuum Surface Force (CSF)モデルとポテンシャルモデルの二種類を用いて解析を行った。比較の結果、CSFモデルは十分な解像度ではより正確な結果を与えるが、安定性はバルク流体の解像度に大きく依存することが示唆された。一方、ポテンシャルモデルは、幾何学的な情報を数値的に推定する必要がないため安定性の点で優れているが、粒子間ポテンシャル力が局所的に非物理的な圧力分布を引き起こすことがあり、特に多相界面上での界面張力の再現に課題があることがわかった。
高松 邦吉; 舩谷 俊平*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 11 Pages, 2024/11
本研究は、外的ハザードに対する安全性向上に向けて、水や空気等の流体の駆動に期待するのではなく、事故時の崩壊熱及び残留熱を受動的に冷却可能な、放射冷却を利用した新たな冷却システム(炉容器冷却システム)の開発を目的とする。本発表では、提案する炉容器冷却システムを原子炉建家と一体化した構造概念を提示するとともに、これまでの実験及び解析検討結果に基づく性能評価結果を報告する。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 7 Pages, 2024/11
電極間の気相と液相の導電率の違いを利用したコンダクタンス型ワイヤメッシュセンサ(WMS)は、流路断面ボイド率分布を測定する有効な手法の一つである。本研究では、WMSの計測誤差を明らかにするために、単一球形気泡と気泡流についてWMS周りにおける数値流体力学(CFD)解析と静電場解析を実施した。単一気泡における解析結果より、WMS周囲の不均一な電流密度分布に基づく計測誤差があることが明らかにされた。ボイド率の瞬時値とWMS信号の関係は、同じ気泡であっても、WMSを通過する気泡の位置に対して一意に決まらず、従来用いられてきたWMS信号からボイド率への変換方法である線形近似やマクスウェルの式とも一致しないことが確認された。気泡流における解析結果より、瞬時ボイド率の定量的な計測は、ボイド率の偏差が
0.2程度と大きく、難しいことがわかった。一方、WMS信号を時間平均するとその偏差は減少することが確認された。このように、既存の変換方法を使用したWMSでは時間平均ボイド率を計測できるものの、瞬時ボイド率を定量的に計測することは困難であることがわかった。
山野 秀将; 守田 幸路*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 9 Pages, 2024/11
This study is intended to investigate the effect of boron mixing in the degraded core using the eutectic reaction model between B
C and SS. Two difference BC particle sizes were used to examine the effect of the boron dilution in the degraded core material mixture. The tight fluid-particle momentum coupling in the case of small size of BC particles allows boron to keep remaining in the core mixture in a longer time than in the case of nominal size of BC particles. However, this preliminary calculation showed that the upward motion of the eutectic melt in the molten core pool as well as the reactivity transient behavior caused by the molten core material relocation. This analysis indicated that the reactivity increase could be delayed thanks to the boron mixing.
早川 教*; 萩原 裕之*; 今村 亮*; 小野田 雄一; 田中 正暁; 中村 博紀*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
ナトリウム冷却高速炉では、高温のナトリウムが構造物に接触するのを防ぐため、主容器内のナトリウムプールの上部にアルゴンガスで満たされたカバーガス領域が設けられている。この領域では、カバーガスの自然対流による熱輸送、液面と構造物間の輻射、ミストと蒸気間のナトリウムの相変化とともに、蒸発、凝縮、構造物への沈着によるナトリウムの質量輸送も起こる。本研究では、市販のCFDコードFluentにナトリウムミストの輸送・成長モデル、輻射散乱モデルを組み込んだ数値評価法を開発した。評価法の妥当性を確認するため、円筒形のカバーガス領域を持つ実験室規模の試験のシミュレーションを実施し、カバーガス領域内の温度分布とナトリウムミスト濃度、およびカバーガス領域を横切る熱流束が試験結果とよく一致することを確認した。プール型ナトリウム冷却高速炉のシミュレーションでは、過飽和度が大きいカバーガス領域の上部にある環状部を中心に、より低温の領域でナトリウムミストが生成されること、カバーガスがナトリウム液面から上昇する領域では、カバーガス温度とナトリウムミスト濃度が高くなることがわかった。
浜瀬 枝里菜; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 10 Pages, 2024/11
高速炉の設計及び安全評価のため、高速炉プラント動特性コードSuper-COPDを整備している。本解析コードを用いた解析結果の信頼性確保のため、検証と妥当性確認及び不確かさ定量化(VVUQ)が必要となる。本研究では、VVUQ手法整備を目的に、FFTFスクラム不作動流量喪失試験を対象に、入力パラメータの不確かさ伝播解析を行い、妥当性確認のプロセスを検討した。また、感度解析の方法について検討を行った。その結果、解析結果の不確かさが定量化され、統計的手法の適用性を確認することができるとともに、Sobol'法を用いた感度解析により、改良を優先すべきモデルについて特定することができた。
山崎 僚太; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 7 Pages, 2024/11
A self-actuated shutdown system (SASS) is one of the innovative technologies for a sodium-cooled fast reactor. The SASS is a passive reactor-shutdown system that utilizes a Curie point electromagnet (CPEM), which features the characteristic of losing magnetism when the magnet temperature reaches the Curie point. The control rod with the CPEM is inserted into the core by gravity without recourse to any active shutdown system. To allow the effective function of the SASS, it is important ensure a quick response of the CPEM following the coolant temperature increase. Therefore, the CPEM is designed to have a radial fin-like structure to improve temperature response, and a fluid is guided into the narrow gaps between fins. Accordingly, it is important to understand the flow field around the CPEM, including the gaps between fins. In this study, a water experiment was performed to understand the characteristic flow field around the CPEM and to develop the SASS performance evaluation method. The test section modeled the structure from the outlets of fuel subassemblies to the CPEM. The velocity conditions at the fuel subassembly outlet were varied between 0.26m/s (Re=25,000) and 1.55m/s (Re=150,000). The velocity in the gaps between fins was directly measured using a hot-wire anemometer. In addition, the flow field around the CPEM was measured using particle image velocimetry (PIV). As the results, the velocity distributions around the CPEM and inside the gaps between fins were quantitatively obtained. It was shown that the velocity in the gaps between fins was higher at the upstream side than at the downstream side, indicating that the fluid flowed out from the gap between fins flowing to the downstream. Furthermore, these experimental results will be used as validation data of the SASS performance evaluation method in the future.
江村 優軌; 松場 賢一; 菊地 晋; 山野 秀将
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
Assuming the CDA of SFRs, the eutectic melting between BC as a control rod material and stainless steel (SS) as a structural material could occur below their melting points. After that, the mixture produced by eutectic melting between BC and SS (BC-SS mixture) would relocate inside or outside of the original core region. From the viewpoint of core reactivity changes, the relocation behavior of BC-SS mixture induced by its melting/freezing behavior, is one of the key elements to evaluate the CDA consequences. Many experimental studies on freezing behavior using core materials and its simulants, including molten UO
, SS, tin, wood's metal have been reported in the past. Based on these experimental findings, the freezing/blockage model for the severe accident simulation code was established and discussed through analyses of freezing process. Specifically, it has been considered that the experimental correlation of melt-penetration length was a key indicator to quantitatively describe freezing behavior. However, there was no experimental data for the freezing behavior of actual BC-SS mixture. Therefore, the freezing experiments of BC-SS mixture were conducted to investigate the freezing and blockage behavior inside a flow path such as fuel pin bundle. In the freezing experiments, BC powder and SS block were heated up to around 1,750 K using a graphite heating furnace, then BC-SS mixture flowed down into an SS pipe for cooling below 750 K. The experimental results showed that the BC-SS mixture solidified and resulted in the blockage in the SS pipe with 4 mm or 6.7 mm in inner diameter, respectively. Furthermore, the observations for cross section of SS pipe suggested that the BC-SS mixture penetrated deeper than molten SS. This difference is considered to be influenced by decrease of the melting point.
Wen, J.*; 鎌田 悠斗*; 横山 貢成*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 今泉 悠也; 田上 浩孝; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
The influence of water pool height, particles diameter and wall cooling on particle bed-water pool heat transfer was evaluated by assessing the time variation of average temperatures of the particle bed and water pool, and their difference. The concept of macroscopic heat transfer coefficient of the particle bed-water pool system was introduced to elucidate the intensity of natural convection. The results show that the time variation of temperature difference initially increases, peaks, and then decreases. Based on this phenomenon, the process of heat transfer of the particles bed-water pool system was explained. According to the result, the water pool height and particle diameter will affect the heat transfer, but the current cooling conditions have little influence on the heat transfer of the particle bed.