Validation of the hybrid turbulence model in detailed thermal-hydraulic analysis code SPIRAL for fuel assembly using sodium experiments data of 37-pin bundles

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 大島 宏之

Nuclear Technology, 210(5), p.814 - 835, 2024/05

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2249707

ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、燃料ピンの構造健全性を評価するために各種運転条件下におけるワイヤスペーサ型燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで有限要素法による集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALにおける壁近傍低Re数効果を考慮したハイブリッド型乱流モデルの妥当性を確認するために、層流-乱流遷移条件及び乱流条件を含む異なるRe数条件下の37本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定され温度と一致した。以上によって、SPIRALにおけるハイブリッド型乱流モデルの広範囲Re数条件下ナトリウム冷却集合体熱流動評価への適用性を確認した。

Numerical simulation of two-phase flow in fuel assemblies with a spacer grid using a mechanistically based method

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

原子力機構では、軽水炉燃料の安全性評価において必須である限界熱流束の評価において、新型燃料設計にかかわる大型モックアップ試験によるコストの削減や、想定外事象に対応するためにモックアップ試験の試験範囲よりも幅広い範囲において、限界熱流束を機構論に基づき評価する研究に着手している。本研究では、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて、スワールベーンおよびスプリットベーン付きの燃料集合体内の国際ベンチマーク問題を対象とした単相流解析および同体系における二相流解析を実施し、各種ベーンによる流動場および気泡挙動に与える効果、解析における課題の抽出を行った結果を報告する。

Numerical simulation of two-phase flow in 44 simulated bundle

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00583_1 - 19-00583_12, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00583

原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、軽水炉燃料集合体を模した44バンドル体系において、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、既存に報告されているバンドル内気液二相流の可視化研究やボイド率計測結果をもとに、解析手法の妥当性の検討、および課題の抽出を行った。

高速炉燃料集合体におけるBDI挙動評価手法の開発; 炉外バンドル圧縮試験技術の改良

東内 惇志; 石見 明洋; 勝山 幸三; 上羽 智之; 市川 正一

JAEA-Technology 2015-057, 72 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-057.pdf:36.91MB

高速炉の炉心燃料集合体では、燃焼度が高くなると燃料ピン束とラッパ管の機械的相互作用(BDI)が発生する。高速炉燃料の高性能化に向けて、太径燃料ピンのBDI挙動を予測することが必要になることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において太径燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験手法を確立した。これまでに「常陽」や「もんじゅ」の細径燃料ピン、FFTF炉仕様の燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験を実施してきたが、ホットイン後においても従来と同様の炉外バンドル圧縮試験を行うため、バンドル圧縮試験装置をセル外に設置し、圧縮の都度バンドル試験体をセル内に搬入し、X線CT検査装置により内部観察を行う新たな試験手法を確立した。本技術開発によりセルのホットイン後においても炉外バンドル圧縮試験を実施できることを確認した。本技術は、高速炉燃料の健全性評価、BDI解析コードの検証に加え、安全設計ガイドラインの具体化に向けた検討に反映可能である。また、フランスで開発が進められている技術実証炉「ASTRID」のBDI挙動評価にも反映が期待できる。

Large-scale direct simulation of two-phase flow structure around a spacer in a tight-lattice nuclear fuel bundle

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00

日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。

Global analysis of bundle behavior in pressurized water reactor specific CORA experiments

W.Hering*; 湊 和生; 永瀬 文久

Nuclear Technology, 102, p.100 - 115, 1993/04

https://doi.org/10.13182/NT93-A34806

独・カールスルーエ原子力工学センターの炉外集合体溶融実験装置CORAにおいて、シビアアクシデント時の軽水炉燃料のふるまいが調べられている。被覆管の破損や酸化、炉心構成材の溶融といった試験中に観察された現象を解析するために、4つのPWRタイプの集合体実験CORA-2,3,5,12を本研究で取り上げた。ビデオカメラで得られた情報をはじめとして試験中に得られた全てのデータを一覧図「テストシークエンス・ダイアグラム」にまとめた。試験後の集合体の状態を定量的に表すために、集合体断面の軸方向分布や燃料棒の損傷状態、被覆材の平均酸化量、ペレットの損傷を測定した。これらのデータを組み合わせることで、試験ごとの損傷を確定した。さらに装置の特徴を認識しその集合体損傷の進行への影響を評価することで、実炉での集合体溶融ふるまいの一般化を試みた。

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(1717)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/ms以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

FRETA-B: A Computer Code for the Anlysis of Fuel Rod Bundle Behaviors under Accident Conditons

内田 正明; 中村 仁一; 大坪 直昭*

JAERI-M 9495, 79 Pages, 1981/05

JAERI-M-9495.pdf:1.78MB

事故時の軽水炉燃料バンドル挙動解析のため、2次元コードFRETA-Bを開発した。本コードは燃料各部の温度、被覆管の酸化、プレナム・ガスの圧力と流れ、および燃料棒の変形を計算する。2次元化は横断面方向に行い、1つの燃料バンドルまたはその小部分を軸方向数ヶ所における互いに独立な横断面によって代表させる。多くのサブモデルは、燃料棒を周方向に分割するセクターを独立に扱うが、輻射伝熱のサブモデルにおいてはすべての燃料棒およびセクターを同時に扱っている。また、被覆管のバルーニングとコラプスについては燃料棒毎に2次元的な扱いをしている。本報告は計算モデルを記述するとともに、入力方法の手引を記載している。

Matrix calculation of radiant heat transfer in LWR fuel bundles under accident conditions

内田 正明; 中村 仁一

Nucl.Eng.Des., 65, p.63 - 69, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(81)90119-9

事故時の軽水炉燃料バンドルにおける輻射伝熱計算のためのコードを開発した。 燃料バンドルを各サブチャンネルとそれを囲む固体壁から成る単位格子に分け、単位格子内の各壁面要素間の修正形状係数マトリックスを求め、これを単位格子間の境界面を通して結合し、全体系の各面間の形状係数マトリックスに拡張する計算法をとった。 このようなモジュール化された計算法をとった結果、全体の形状に対する自由度が大きくなり、種々の複雑な外部境界を持つ模擬実験の取り扱いが容易になる。 また事故時の燃料挙動計算においては、輻射伝熱計算も条件を変えて繰り返し行なわねばならないが、この計算法ではこのような場合に有効な近似法を用い得ることがわかった。