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田上 浩孝; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
ナトリウム型高速炉の場合、シビアアクシデント発生時に燃料溶融が発生し冷却材と接触すると微粒化され、構造物表面に堆積しデブリベッドを形成する。デブリベッドの安定冷却評価のためには、デブリベッドが冷却限界厚さを超えるかどうかを評価する必要がある。一方で、セルフ・レベリング挙動によりデブリベッド厚さが変化することから、デブリの挙動も含めて評価しなければならない。しかしながら、これを評価できる計算コードはこれまでに開発されてこなかった。本研究では、SIMMERコードを用いてセルフ・レベリング挙動を評価できるよう手法を開発する。この現象を解析するためには2つの手法が必要である。このため、巨視的モデルを組み込むとともに、大変形解析手法を固気液混相流に利用できるように修正した。修正を行ったSIMMERコードはセルフ・レベリング挙動に重要な2つの現象をよく再現しており、実機条件への適用に向けた基礎的部分が完成した。
Shamsuzzaman, M.*; 堀江 達郎*; 浮池 亮太*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 田上 浩孝; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
溶融炉心物質の微粒化したデブリの堆積挙動の研究は、ナトリウム冷却型高速炉における炉心損傷事故事象を評価するうえで重要である。本研究では、この挙動を解明するため、静止水プール中にノズルから固体デブリを重力によって放出する一連の実験を実施した。最大10Lの量の放出デブリは、容器底部の収集板上に最終的に堆積し、実験パラメータに依存してガウス型の凸状あるいはリング型の凹状の山を形成した。直径2, 4, 6mm、Al
O
, ZrO及びステンレス鋼の三種類の球形デブリを用い、デブリ径及びデブリ体積とともにノズル径及びデブリ堆積がデブリベッドの山の高さに与える影響を調べた。本デブリ堆積実験では、山の高さはノズル径が大きくなるにつれて低くなり、デブリ体積が増加するにつれて高くなった。一方、密度の増加に対して山の高さは低くなり、デブリ径に対してはそのような変化は観察されなかった。実験観察で得られたデータに基づき、堆積過程におけるデブリデッドの山の高さの変化を予測する経験モデルを次元解析を適用することで開発した。
江原 真司*; 今野 宏章*; 橋爪 秀利*; 金子 哲也; 山野 秀将
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
本論文では、JSFRコールドレグ配管をシミュレートし2エルボ配管での圧力変動特性を縮尺モデルによる圧力計試験を行って解明した。実験の結果、2エルボ配管での圧力変動特は第一エルボ内及び近傍の1エルボ流動と類似することがわかった。
久保田 龍三郎*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
本論文はJSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の数値シミュレーションで解明したメルトダウン事象進展を説明する。損傷炉心での複雑な炉心物質運動及びそれに関連した熱伝達挙動を模擬するため、多成分,多速度場のコンピュータコードであるMUTRANを適用した。MUTRANの解析は健全形状から損傷挙動を取り扱った。また、2種の初期状態として、炉心に冷却材のない漏えい型及び冷却材が燃料炉心上部までを覆う沸騰型を取り扱った。解析は代表的な事象進展を明らかにした。
吉田 和弘*; 坂田 英之*; 佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 大山 一弘*; 萩原 裕之*; 山野 秀将; 山本 智彦
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12
液中渦キャビテーションを防止するために、UIS付きラジアルスリットによる上部プレナムにおける非対称流動の緩和するため、燃料交換時のみ使用する燃料交換器の代わりにダミープラグと名付けられた円柱構造を設置した。本研究では、液中渦キャビテーション防止のため、上部プレナム内流動の改善を目的として、UISスリットの縁の延長と隔離板を考案した。
山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 松元 達也*; 守田 幸路*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
本研究で、数値計算を行い、SIMMER-IVの流体力学モデルがスロッシング挙動を模擬するのに妥当であることを示した。既存の2次元シミュレーションと比べ3次元シミュレーションは、周方向運動量散逸の効果を取り扱うことができるため、燃料の中央へのコンパクションを緩和できることがわかった。これらの計算からスロッシング挙動に関するSIMMER-IVコードの妥当性が確認された。
早川 教*; 石倉 修一*; 渡辺 収*; 金子 哲也*; 山野 秀将; 田中 正暁
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
本研究で開発した手法をJSFRのホットレグ配管を模擬した1/3縮尺試験の解析に適用し、計測された応力値と計算値を比較した。その結果、非定常流動解析により得られた圧力変動による応力の計算値は過小評価した。そのため、配管への圧力変動に関する予測精度の向上を試みた。
大野 修司; 浜瀬 枝里菜; 上出 英樹
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2012/12
ナトリウム漏えい燃焼事故影響に関する支配因子を同定するために、多セル解析コードSPHINCSを用いて大規模2セル体系でのスプレイ・プール同時燃焼の感度解析を行った。ガス圧力上昇及びプール下の鋼板温度上昇を注目すべき評価指標とした解析の結果、重要な事象構成因子が定量的に明らかになり、解析コード妥当性確認や安全評価結果の不確かさ評価に反映できる知見を得ることができた。
藤田 薫; 山野 秀将; 久保 重信*; 衛藤 将生*; 山田 由美*; 豊吉 晃*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却大型炉へ適合する自己作動型炉停止機構(SASS)への要求条件を整理し、それを満たすような構造を検討した。また、解析によりTOP型, LOF型, LOHS型の各ATWS時にSASSが受動的に作動することによって、炉心損傷事故を防止できるという結果が得られた。これによりSASSによる炉心安全の向上に対する有効性が示された。
伊藤 啓; 江連 俊樹; 大野 修司; 上出 英樹
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却高速炉において、自由液面渦はガス巻込みを生じさせる要因の1つと考えられている。本研究では、現実的な下降流速分布を有する自由液面渦モデルの提案を行う。本モデルは、軸対称Navier-Stokes方程式に基づいて構築されるが、従来のBurgersモデルなどと異なり、下降流速の分布が考慮されている。モデルの検証として、円筒容器内準定常渦の評価を行ったところ、構築したモデルは実験結果と良い一致を示した。また、Burgersモデルに基づく従来の評価手法でも、下降流速勾配を適切に評価できれば本モデルに近い結果が得られることがわかった。
大西 裕季*; 高田 孝*; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 栗原 成計; 大島 宏之
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
ナトリウム(Na)冷却高速炉蒸気発生器(SG)において、セルフウェステージ現象はNa-水反応時に生じる伝熱管亀裂拡大挙動であり、初期亀裂からの水/蒸気漏えいのトリガーとなるものである。したがって、セルフウェステージ現象の定量化がSG安全評価の点で重要となる。本研究では、セルフウェステージ現象解析手法を提案し、多次元Na-水反応コードSERAPHIMを用いて亀裂拡大挙動を検討した。解析では、原子力機構で行われたSWAT-4の実験に基づき二次元初期亀裂を仮定した。ウェステージ速度がアレニウス型を仮定した腐食式により計算され、ウェステージ量によって初期伝熱管の一部をリメッシュした。リメッシュモデルを用いて再計算し、Na-水反応生成物は周方向速度と径方向速度がセルフウェステージ挙動に寄与していることがわかった。
Guo, L.*; 守田 幸路*; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
液体金属高速炉の安全解析においては、炉心損傷事故時の多成分多相流の熱流力現象が特に難しい問題として認識されている。そのような複雑な流れでの分散粒子の挙動を精度よく予測することは、数値シミュレーションにおいて解決すべき重要な問題となっている。一方で、粒子ベッドの気泡流動化は、幾つかの産業分野において重要な現象であるばかりでなく、研究分野においても粒子挙動を理解するために取り上げられている。本研究では、気泡流動層の数値シミュレーションのためのハイブリッド法を個別要素法と多流体モデルを結合することで開発した。ガラス粒子を用いた気泡流動層の典型的な系を解析し、開発した結合アルゴリズムを検証した。その結果、本モデル及び手法は粒子ベッドにおける気泡流動化現象の数値シミュレーションに有用な方法であることが示された。
鈴木 徹; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春; 中井 良大; 小山 和也*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
商業用ナトリウム冷却高速炉の最も有力な候補概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉JSFRを選定した。設計拡張状態におけるJSFRの安全設計要求は過酷状態に陥ったプラントを制御することに置かれており、これは事故の進展防止と過酷事故の影響緩和を含んでいる。特に、過酷事故の影響緩和に関しては、炉心損傷事故(CDA)を原子炉容器内に閉じ込めること(IVR)が要求されている。このような安全要求に対する充足性を検討するためには、JSFRのCDAシナリオを構築することが必要であり、その中で出力バーストの回避とIVRの達成が評価されることになる。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的ダイアグラムを作成することによって摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を既存の試験データと数値シミュレーションによって評価した。その結果、原子炉容器バウンダリの機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVRを達成するための明確なビジョンを得ることができた。
松場 賢一; 神山 健司; 小西 賢介; 豊岡 淳一; 佐藤 一憲; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離に関する知見を得るため、ナトリウム中における溶融酸化物の微粒化試験を実施した。本試験では、内径40
63mmのダクトを通じて約714kgの溶融アルミナをナトリウムプール中(深さ1.3m,直径0.4m,温度673K)へ排出した。本試験における溶融アルミナの微粒化距離の評価値は既往研究における代表的な相関式による予測値よりも6070%程度低かった。本試験で得られた知見から、下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離は熱的相互作用によって大きく短縮される可能性を確認できた。
鳴戸 健一*; 栗坂 健一
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12
In the Probabilistic Safety Assessment (PSA), it is important to evaluate failure rates correctly based on component operational and failure experiences accumulated in nuclear plants or other similar facilities. In order to evaluate the components failure rate for the fast reactor's PSA, Japan Atomic Energy Agency has developed a component reliability database system for sodium-cooled fast reactor (SFR) systems, named CORDS, and has collected the component reliability data from the four sodium fast reactor plants in Japan and the United States. In this study, we have developed a new definition of component boundary in the database, which differ from the original one to harmonize with basic events in PSA, and the new definition was applied for electric pumps and diesel generators, which consist of main parts and other many parts in the support system. We also have developed a new practical failure rate evaluation method based on Bayesian method, which considers cases corresponding to the various degrees in the accumulated component operating experience. Further, by using the method, the failure rate in PSA for the target fast reactor plant has been evaluated.
西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 堺 公明
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
After the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident, the importance of developing Probabilistic Safety Assessment (PSA) method is recognized not only for earthquakes in external events but also for broader external events. According to the external events assessment conducted by the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) in the 1980s, various external events were used to be selected by two screening methods first, and then estimated Core Damage Frequency (CDF) by the PSA method for the selected external events. However, at several nuclear power plant sites, there is a possibility to remain the too many external events that are not screened out by the above conventional screening methods because these depend on site and the feature of hazard. The purpose of this study is to propose a new screening method in addition to the conventional ones for external event PSA by focusing on failures of components for the fulfillment of CDF target value.
小野 綾子; 小林 順; 上出 英樹; 渡辺 収*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却型高速増殖炉(JSFR)では原子炉スクラム時に低温停止状態へ移行させるために中間熱交換器(IHX)上部プレナム内に設置された1次系共用型炉心冷却系(PRACS)の熱交換器(PHX)によって崩壊熱の除去を行う。PRACSを運用するにあたり設定除熱量の大きさや循環形態(強制循環/自然循環)は、PRACSに設置された空気冷却器(AC)の出口温度に直接影響し、続いてPHXの出入口温度へ影響を与える。また、ループ内の温度分布に影響を及ぼすため、電源喪失時の自然循環流量にも影響する。これらは、機器の熱負荷に対する健全性や、除熱性能そのものにかかわるため、十分にその挙動を把握する必要がある。本研究では、ナトリウム試験によって、PRACSの多様な運転方法による系統内の機器出入口の温度変動及び自然循環流量の発達過程に関する知見を得た。
江連 俊樹; 伊藤 啓; 小野島 貴光; 木村 暢之; 上出 英樹
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
本研究では、JSFRの1/22縮尺水試験モデルを用いて動粘性係数(
)及び圧力(
)を変化させた試験を行い、液中渦キャビテーションの発生挙動を可視化と画像処理により定量的に把握した。試験の結果、液中渦キャビテーションは及びPに対して依存性を持ち、少なくとも今回のような小型の縮尺体系においては、Burgersモデルから示唆されるようにが増加することで液中渦キャビテーションの発生が抑制される傾向が見られた。同時に、の増加により液中渦キャビテーションが抑制がされる程度は、キャビテーション係数で整理されるよりも小さいことがわかった。
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12
In this study, to develop the prediction 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 to two-phase flow simulation under earthquake conditions. In the expansion of the TPFIT, the oscillating acceleration attributed to the earthquake motion was introduced into the momentum equation of the two-phase flow as body force. Moreover, to simulate fluctuation of the flow rate and shear force through a pipe wall, time dependent boundary conditions can be added in the numerical simulations. 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. Finally, predicted velocity distribution around bubbles and shapes of bubbles were compared with measured results under flow rate fluctuation and structure vibration.
三澤 丈治; 高瀬 和之; 森 英夫*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/12
Numerical analyses on the turbulent mixing effect caused by a difference of fluid temperatures in a two parallel circular channels were conducted for a specific geometry in which subchannels in a fuel bundle of SCWRs are simply simulated. As a result, the following conclusions were derived. (1) The periodic crossing flow due to the drastic variance of the thermo-fluid properties under the supercritical pressure condition can be calculated by the present analysis method. (2) The influence of difference of the width and horizontal length of the rectangular channel between two simulated subchannels upon the time-averaged and instantaneous crossing flow can be evaluated, and(3) The high prospect was acquired regarding the possibility of the numerical prediction of the crossing flow rate in the subchannels of SCWRs.