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上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
福島第一原子力発電所の廃炉における汚染水対策として、注水低減,間欠注水,空冷が検討されている。しかし、格納容器内には燃料デブリの不確実性があるため、燃料デブリの分布状態や燃料デブリ取り出し作業の進捗状況に応じて、最適な冷却方法を事前に検討する必要がある。そのため我々は、燃料デブリの位置,発熱,気孔率の影響を含む空冷中の熱挙動を推定する方法の開発を進めている。多孔体と考えられる燃料デブリの内部構造をモデル化した上で大規模な熱流動解析を行うことは困難であることから、JUPITERに多孔体モデルを追加することにより多孔体の熱流動の解析を可能にした。本研究では、多孔体モデルを導入したJUPITERの妥当性検証結果について報告するとともに、多孔体の伝熱モデルについて直列,平行,幾何平均モデルのどのモデルが最も有効かについて議論する。多孔体周辺の自然対流の検証データについては、多孔体を含む系における自然対流の伝熱流動実験を独自に行った。実験と各モデルでの数値解析と比較を行ったところ、幾何平均モデルを用いた数値結果が実験結果に最も近い結果を得られた。しかしながら、定量的には温度と速度ともに実験結果よりも過大評価しており、特に、多孔体と空気との境界付近の温度は、より過大評価していることを確認した。
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 8 Pages, 2022/10
Various types of cooling of fuel debris such as reduction in the amount of water injection, intermittent injection water and air cooling are considered for contaminated water management in the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS). As a method for estimating the thermal behavior of fuel debris in the preliminary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi NPS, JAEA develops a method for estimating the thermal behavior in the air cooling, including the influence of the position, heat generation, and the porosity of fuel debris by JUPITER added a porous model. In order to validate the natural convective heat transfer analysis with porous bodies by the JUPITER added the porous model, the heat transfer and the flow visualization experiments of air natural convection with a porous body was performed in this study. The temperature distributions of the heat transfer surface, the natural convection area and the porous body were measured with thermocouples. In addition, the flow visualization was performed by a particle image velocimetry (PIV). We compared the temperature and flow results between the experiment and the numerical analysis. The temperature distributions at the central axis were generally agreed on the condition without the porous body. As for with the porous body, the tendency to increase the temperature inside the porous body was reproduced as in the analysis, but quantitative differences were observed. For the flow distribution of the test vessel, flow along the experimental vessel wall to form a vortex was observed in the experiment. On the other hand, an upward flow occurred from the center of the heating surface, and the flow was separated by the ceiling to form two vortices in the numerical analysis. The difference between the analysis and the experiment indicates that discussions for various thermal conductivity models to porous bodies is necessary.
竹田 武司; 橘 幸男
Nuclear Engineering and Design, 223(1), p.25 - 40, 2003/07
被引用回数：2 パーセンタイル：19(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の16対の制御棒は反応度変化を制御するため用いられる。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950
C,熱出力は30MWである。原子炉圧力容器の上部に取り付けられている制御棒用スタンドパイプには、制御棒駆動装置が1個ずつ収納されている。制御棒駆動装置の温度が180Cを越える場合、電磁クラッチの電気絶縁性が低下し、制御棒駆動装置が正常に機能しない恐れがある。31本のスタンドパイプはスタンドパイプ室に林立しており、中央にある制御棒用スタンドパイプを効果的に冷却すべきである。そこで、適切な空気吹出しノズルと空気吸込口を有する1対のリング状ダクトを介して、空気の強制循環により制御棒駆動部を間接的に冷却することとした。解析結果に基づくリング状ダクトをスタンドパイプ室に据え付けた。HTTRの出力上昇試験の評価結果から、全出力運転及びスクラム時において、制御棒用スタンドパイプ内の電磁クラッチ及びその回りのヘリウムガス雰囲気温度はそれぞれ180C,75Cを下回ることが明らかになった。
竹田 武司; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 武仲 五月*
Annals of Nuclear Energy, 30(7), p.811 - 830, 2003/05
被引用回数：1 パーセンタイル：10.88(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の補助冷却設備は、強制循環による炉心の冷却が可能な事故時での原子炉スクラム時に工学的安全施設として除熱する。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950
,熱出力は30MWである。炉心黒鉛構造物に対する過度な熱衝撃及び水の沸騰を防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。HTTRの20MWまでの出力上昇試験の中で、9MWからの手動トリップ模擬試験,15MWからの商用電源喪失模擬試験を実施した。補助冷却設備の除熱性能をこれらの試験により確認し、試験に基づく補助冷却設備のヘリウム/水熱交換器と空気冷却器の熱通過率が得られた。原子炉出口冷却材温度が950,30MW運転からのスクラム時における補助冷却設備の流体温度を予測し、この条件における炉心黒鉛構造物(燃料ブロック)の健全性を応力解析により検討した。評価の結果、空気冷却器のルーバーが全開の条件で補助冷却設備の水が沸騰せず、かつ、炉心黒鉛構造物の過冷却を防止できる見通しを得た。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実; 斉藤 利二*
Nucl. Eng. Des., 185(2-3), p.229 - 240, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の補助冷却設備に新たに考察した設計の妥当性を確認するため、モデル試験を行った。まず、HTTRの補助冷却器(AHX)の出口側水室の滞留空気を抜くため、ポンプを用いた強制水循環により生じる、AHX出口側水室内の曲がり管両端の差圧を利用して空気を抜くことを提案した。流れ試験の結果、ポンプの最大容量分水を循環させることにより、曲がり管を介して空気を抜くことが可能であることを確認した。つぎに、HTTRの補助冷却設備二重管(ACHGD)のライナ摺動部の使用温度950Cにおける焼付きおよび過度の摩擦を防止するため、ニッケル基超合金であるハステロイXRから成るACHGDライナ摺動部の表面に熱化学蒸着法を用いて窒化チタン(TiN)をコーティングすることを提案した。焼付き及び摩耗試験の結果、ハステロイXR表面のTiNのコーティング厚3
mは、十分な厚さであることを確認した。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実
日本原子力学会誌, 38(4), p.307 - 314, 1996/00
高温工学試験研究炉の設計上解決すべき課題の1つとして制御棒用スタンドパイプ(SP)の空気冷却設計があった。制御棒用SPの内部には、制御棒駆動装置(CRDM)があり、CRDMの温度が180Cを超える場合には、電気絶縁性が低下し、CRDMが正常に機能しない恐れがある。それ故に、3次元の熱流動解析により、制御棒用SPに対する適切な空気冷却方法を明らかにした。解析モデルの妥当性を確認するために、解析結果と縮尺1/2のモデルを用いた流れ実験の結果を比較した。解析において、円筒形のSPを簡略化した体積等価の直方体でモデル化し、かつ、SP群による運動量の形状損失を与えた結果、SP廻りの流れ実験の結果と良好な一致が得られた。また、空気の吹出し口の適切な設計条件は、吹出しノズルをSP群の周囲のリング状ダクトに30°間隔で5ヵ所設けることであり、本条件下ではCRDMの温度が制限温度を超えないことを解析により確認できた。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
多孔質体と考えられている、東京電力福島第一原子力発電所のPCV内燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動解析手法の開発を進めている。前報までは、多孔質体モデルを追加したJUPITERの妥当性確認や東京電力福島第一原子力発電所2号機PCV内の予備解析結果について報告した。本報では、多孔質体モデルにおける有効熱伝導率モデルの違いがPCV内熱挙動へ与える影響について報告する。本解析結果から、モデルの違いにより燃料デブリの温度や流速分布が異なり、燃料デブリの除熱量が大きく異なることが確認された。このことから、PCV内の熱挙動を推定するためには、燃料デブリ等の多孔質体としての内部構造の把握と、それに応じたモデルの適切な選択が必要である。
