OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Impact of number of radial pellet cracks and pellet-clad friction coefficient

Dostl, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.

NbAl導体の電磁力下での圧力損失特性; 圧力損失特性と撚線剛性の関係

濱田 一弥; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.417 - 424, 2003/08

https://doi.org/10.2221/jcsj.38.417

日本原子力研究所は、 ITERの工学設計活動の一環として、NbAlインサート・コイル等を製作し、13Tの磁場下で国際共同実験を行った。これらの実験の結果、通電中の導体の圧力損失の変化を調べることによって、コイル状態では見ることのできない導体内部の撚線の動きを推測できることが明らかとなった。今回、NbSn素線とは機械的性質が異なるNbAl線材を用いた導体について、電磁力に対する圧力損失の挙動に注目して圧力損失を測定し、過去に行われた導体の測定結果とともに解析してまとめた。その結果、(1)定常状態における圧力損失は、NbSnを使用した導体とNbAl導体は、撚線構造が同じであれば、同様の特性を示すことがわかった。(2)同じ撚線構造でも、圧力損失特性にはばらつきが見られる。これは4次撚線とジャケット,中心チャンネル間に発生する隙間の効果であり、撚線ピッチが長い導体に発生し易いと考えられる。(3)圧力損失に対する電磁力の影響は、同じ撚線構造のNbSn導体よりもその影響は小さく、NbAl撚線は剛性が高いことがわかった。(4)ボイド率が小さくなるにつれて、圧力損失に対する電磁力の影響は少なくなり、撚線の動きを低減できることが明らかとなった。

ITER TFインサート・コイルの流体特性; 流体特性に対する電磁力の影響

濱田 一弥; 河野 勝己; 松井 邦浩; 加藤 崇; 杉本 誠; 原 英治*; 奥野 清; Egorov, S. A.*; Rodin, I.*; Sytnikov, V. E.*; et al.

低温工学, 37(10), p.531 - 538, 2002/10

https://doi.org/10.2221/jcsj.37.531

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動において、トロイダル磁場(TF)コイル用超伝導導体の製作性や性能を実証することを目的として、TF実寸導体を使用したTFインサート・コイルを開発し性能試験を行った。流体特性として、圧力損失特性が電磁力や通電履歴に依存する特性を示すか否かを検証した。過去の研究では、撚線は電磁力によって変形し、ジャケットと撚線との隙間に新たな流路が形成され、圧力損失が変化すると考えられる。また電磁力が繰り返し加わることによって撚線断面が塑性変形し、圧力損失の永久的な変化が起きると考えられるが、過去のモデル・コイル実験では、永久的な圧力損失の変化は明確には観測されていない。測定の結果、コイルを通電すると圧力損失は低下し、電磁力の影響を観測した。また、通電を積み重ねることによって、永久的な圧力損失の変化が生じることを観測した。圧力損失の変化を説明する撚線の変形量を計算した結果、13T,46kAで撚線は電磁力により1.4mm変形したと考えられる。

高温ガス炉ガスタービンシステム用コンパクト再生熱交換器の開発,2; 超細密オフセットフィンの伝熱流動特性試験

石山 新太郎; 武藤 康; 緒方 寛*; 上戸 好美*

日本原子力学会誌, 43(7), p.708 - 717, 2001/07

https://doi.org/10.3327/jaesj.43.708

フィン高さ厚さオフセット長ピッチ,1.2mm0.2mm5.0mm1.6mmの超微細フィンを用いて試作した超細密プレートフィン式熱交換器コア部(=縦横長さ,100mm100mm100mm)の伝熱/流動特性試験を実施し、供試熱交換器の伝熱特性及び圧力損失特性を把握した。その結果、下記結論が得られた。(1)Wietingの予測式と比較して熱伝達率は10%~13%,圧力損失特性は0%~27%それぞれ低い値となった。(2)試験データの解析より、高精度伝熱/流動実験式を導出した。この実験式により実験データは、熱伝導率は90%のデータで偏差5%,摩擦損失係数は85%でデータが偏差5%で整理することができる。

CSモデル・コイルの圧力損失及び流量配分

濱田 一弥; 河野 勝己; 原 英治*; 加藤 崇; 榛葉 透*; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 36(6), p.330 - 335, 2001/06

https://doi.org/10.2221/jcsj.36.330

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド(CS)モデルコイルが開発され、性能試験が行われた。CSモデルコイルは、強制冷却型超伝導コイルであり、36本のケーブルインコンジット導体を使用している。実験では、コイルの流体特性としてITER実寸導体の圧力損失特性及びコイルの流量配分について4.5Kの超臨界圧ヘリウムを使用して初めて測定を行ったので、その結果について発表する。

水銀流動基礎実験,1; 壁面摩擦係数測定試験及び今後の試験計画

神永 雅紀; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 数土 幸夫

JAERI-Tech 99-051, 56 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-051.pdf:3.52MB

水銀ターゲット技術を確立するため、熱流動特性、機器健全性、エロージョン特性等の設計に不可欠な試験が可能な装置の検討を行い、最大流量15L/minの水銀流動基礎実験装置を製作した。水銀流動試験の第一段階として、非加熱流路を用いた壁面摩擦係数測定を実施した。その結果、水銀の濡れ性が運転時間の増加とともに改善され、壁面摩擦係数が増加することが明らかとなった。壁面摩擦係数は、試験開始直後には壁面での水銀のスリップにより、なめらかな管の摩擦係数評価式であるBlasiusの式で求めた値よりも小さいが、運転時間が11時間を越えると10%以内の偏差でよく一致し、Blasiusの式が設計に使用可能であるとの見通しを得た。また、本報告書では、装置の特性や水銀循環時に生じた技術的な問題について述べるとともに、ターゲット開発に不可欠な今後の試験計画も示した。

水平矩形ダクト内波状流における気液界面せん断応力に関する実験的研究

伊藤 和宏*; 辻 義之*; 玉置 昌義*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 久木田 豊

日本原子力学会誌, 39(8), p.669 - 680, 1997/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.39.669

水平水-空気波状流における気液界面せん断応力を実験的に評価した。実験では、高さ0.7m、長さ12mの矩形ダクトにおいて水の見かけ流速を0.3m/s一定とし、空気の見かけ流速を4.2~6.8m/sに変化させた。水面にh界面波が生じ、その振幅は空気流量又は入口からの距離と共に増加した。プレストン管法を用いて測定した気相部壁面摩擦係数は、この界面波の影響によって滑面に対するBlasius式の予測値と異なったが、その差は30%であった。気液界面せん断応力は、壁面せん断応力、圧力勾配、水位及び水位勾配の各計測値を気相の運動量式に代入することで評価した。その結果、気液界面せん断応力は界面波の振幅と共に増加し、気液界面摩擦係数のBlasius式の予測値との比は4~10であった。この比は空気の見かけ流速と入口からの距離に比例して増加した。

Experimental study on heat transfer characteristics of a high-temperature gas-gas heat exchanger with helically coiled tube bundles

稲垣 嘉之; 小磯 浩司*; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟

Proc. of ASMEJSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.633 - 637, 1996/00

高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)の実寸大部分モデルを用いた空気流動伝熱実験を行い、ヘリカルコイル型熱交換器の伝熱管外の熱伝達特性、圧力損失特性等を評価した。試験体は、3層54本のヘリカルコイル伝熱管群、センターパイプ等から構成される。本熱交換器の各層の伝熱管群の間には、伝熱促進のために熱放射板が設置されている。空気温度300Cの条件までで、この熱放射板により伝熱管外の熱伝達率が5~13%促進されることを確認した。また、強制対流による伝熱管外の熱伝達率はRe、圧力損失係数はReの関数で表されることを明らかにした。

TRAC-PF1コードの圧力損失計算モデルの改良

秋本 肇; 阿部 豊*; 大貫 晃; 村尾 良夫

JAERI-Data/Code 94-006, 40 Pages, 1994/07

JAERI-Data-Code-94-006.pdf:1.26MB

PWRプラント内の熱水力挙動の解析では、各部の圧力バランスにより流体の流れ方向が決定されるため、各部の圧力損失を正しく予測することが重要である。TRAC/PF1/MOD1コードによる圧力損失計算の予測精度を改良するために、壁面剪断力の気液への配分方法の改良、壁面剪断力相関式へのBaroczy相関の導入、および流路の拡大/縮小部における運動量保存式の差分方法の改良を行った。単管実験による圧力損失データ、Marviken臨界流試験データ、および円筒炉心試験で得られた破断コールドレグにおける圧力損失データを用いて予測性能を評価した結果、上述の改良により、TRAC-PF1コードでみられた原相関式とコードによる計算結果の不一致、拡大/縮小部における数値的原因による大きな圧力損失の評価誤差がなくなること、TRAC-PF1コードに比べて格段に精度よく圧力損失を予測できることを確認した。

Thermal-hydraulic performance of augmented fuel rod with square ribs for HTTR

宮本 喜晟; 日野 竜太郎; 高瀬 和之

Transport Phenomena Science and Technology 1992, p.690 - 695, 1992/00

大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)のT試験部を用いて、高温工学試験研究炉(HTTR)の第2次炉心用高性能模擬燃料棒の伝熱流動試験を行った。使用した模擬燃料棒には、黒鉛スリーブ表面に高さ0.5mm、幅0.5mmの矩形突起を設け、突起配置のピッチを変えた3種類の模擬燃料棒を用意した。HTTRの流動条件であるRe数が、3000~7000の範囲では、突起のピッチと高さの比(P/h)が10,20,40に対応して、熱伝達率は突起なしの標準燃料棒の値に比べて各々2,3,2,1.7倍であった。また、摩擦係数はP/h比が10,20,40に対して標準燃料棒の3,2.6,1.8倍であった。さらに、これらの測定データから整理式を提案した。