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辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 6 Pages, 2022/10
ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用を最適化することが重要である。SFRの原子炉容器を模擬した1/10縮尺の水試験装置を用いて、原子炉容器内部の自然循環現象を把握するための水試験を実施している。本報では、炉心燃料とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合が原子炉容器内部の自然循環挙動へ与える影響を調査するために、浸漬型DHXを運転した条件で実施した実験結果を示す。全体の発熱量を一定として、全体の発熱量に対するコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合を20%, 80%とした2条件で原子炉容器内部の温度分布及び流速分布を計測した。炉心部とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合による炉容器内の自然循環挙動への影響を定量的に把握した。
菅原 隆徳; 渡辺 奈央; 小野 綾子; 西原 健司; 市原 京子*; 半澤 光平*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 10 Pages, 2022/03
JAEAでは、LBE冷却型加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSは既存の臨界炉に比べて安全性が高いと考えられているが、除熱源喪失事象が生じた場合、炉心の破損の可能性が考えられる。これを回避するためDRACS(直接炉心補助冷却システム)を備えているが、その機器信頼性と流量確保が重要となる。本研究では、CFD解析によりADS炉容器内の自然循環時の流れを解析し、DRACS熱交換器位置において十分な流量が確保されるかを検討した。解析の結果、定格運転時の約4.3%の流量が確保され、崩壊熱が適切に除去されることを確認した。また、炉容器内のLBE流れを整えるために設けられている内筒の有無が、自然循環時にどのような影響を与えるかについても検討を行った。
Mascari, F.*; Bersano, A.*; Woods, B. G.*; Reyes, J. N.*; Welter, K.*; 中村 秀夫; D'Auria, F.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
Safety analyses have a key role for designing the mitigation strategies and for a safety review process, which are carried-out with best-estimate thermal-hydraulic system codes. Small Modular Reactors (SMRs) adopting passive mitigation strategies under development are characterized by some common features with the current reactors and by other features typical of their designs. While many of Natural Circulation (NC) have been studied, further analyses are necessary to confirm the code capability against experimental data representative of SMR phenomenology. Though different scaling methods have been developed, distortions are unavoidable in the experimental facility design. Then, scaled-down facilities are limited in scaling-up capabilities, which may affect the capability of the code to predict full-scale behavior. Therefore, in a V&V process, uncertainty related to the code scaling-up capability is still an open issue. Since the OSU-MASLWR is scaled in volume and height, this paper aims to assess the scaling-up capability of the OSU-MASLWR Reactor Pressure Vessel nodalization against NC phenomenology typical of SMR, having the OSU-MASLWR-002 single phase NC data as a base. This may give some first insights about the TRACE scaling-up capability against single-phase NC in integral type configuration.
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2020-019, 58 Pages, 2021/01
JAEA-Data-Code-2020-019.pdf:3.85MB
ROSA-IV計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-SL-01)が1990年3月27日に行われた。ROSA/LSTFSB-SL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の主蒸気管破断(MSLB)事故を模擬した。このとき、両ループの蒸気発生器(SG)二次側への補助給水(AFW)とともに、非常用炉心冷却系である高圧注入(HPI)系から両ループの低温側配管内への冷却材注入を仮定した。MSLBにより、破断ループのSGは急減圧し、破断ループのSG二次側広域水位は低下した。しかし、破断ループのSG二次側へのAFWにより、破断ループのSG二次側広域水位は回復した。一次系圧力は、MSLB直後一時的に若干低下したが、SG主蒸気隔離弁の閉止に従い16.1MPaまで上昇した。一次系圧力が10MPa以下に低下した数分後、HPI系から両ループの低温側配管内へ冷却材を手動注入した。一次系圧力は、HPI系からの冷却材注入により上昇したが、加圧器逃し弁の開放により16.2MPa以下に維持された。実験中、炉心はサブクール水で満たされた。健全ループでは、流れが停滞し、HPI系からの冷却材注入時に低温側配管での温度成層が観察された。一方、破断ループでは、顕著な自然循環が継続した。HPI系からの冷却材の連続注入による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。取得した実験データは、PWRのMSLBを伴う多重故障事故時の回復操作および手順の検討に役立てることができる。本報告書は、ROSA/LSTFSB-SL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06
ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 14th International Symposium on Advanced Science and Technology in Experimental Mechanics (14th ISEM'19) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2019/11
ナトリウム冷却高速炉の炉容器内の自然循環流動場を模擬した縮尺水試験装置を用いて粒子画像流速計測(PIV)を実施している。自然循環流動場の温度変動は屈折率の変化を引き起こし、粒子画像に歪みを生じさせる。このため温度変動はPIV計測の不確かさに影響する。本研究では自然循環流動場でのPIV計測に対する温度変動の影響を評価する。
小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
ポンプなどの動力に頼らない自然循環方式崩壊熱除去システムは、ナトリウム冷却高速炉の安全性向上に効果的であると認識されている。本論文では、浸漬型冷却器(DHX)やラッパー管のギャップも含めた炉心内の熱流動挙動を評価できる数値解析手法を確立するために、DHXと炉上部プレナムを模したPLANDTL-2におけるナトリウム試験の予備解析を行い、解析モデルの妥当性について述べた。
堂田 哲広; 檜山 智之; 田中 正暁; 大島 宏之; Thomas, J.*; Vilim, R. B.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉は全電源喪失に至った場合でも自然循環によって炉心崩壊熱を除去することが期待される。原子炉安全の観点から、この場合の炉心最高温度は正確に評価されなければならない。このため、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDに3次元CFD解析コードAQUAを連成させ、自然循環時のプラント全体の熱流動を評価できる解析手法の開発を行っている。本研究では、開発中の連成コードの妥当性を確認するため、EBR-IIプラントで実施された自然循環崩壊熱除去試験の解析を実施した。その結果、得られた解析結果は測定データとよく一致し、連成コードの妥当性が確認された。
森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04
長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。
小野 綾子; 上出 英樹; 小林 順; 堂田 哲広; 渡辺 収*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1385 - 1396, 2016/09
被引用回数：11 パーセンタイル：71.62(Nuclear Science & Technology)自然循環方式崩壊熱除去系は全電源喪失時の高速炉における受動的安全性として重要である。日本で設計がすすめられているループ型高速炉の崩壊熱除去系は、DRACSおよびPRACSより構成される。自然循環状態のプラント内熱流動現象を把握することは信頼性の高い完全自然循環方式崩壊熱除去系を開発するために必要である。本研究では、プラントにおける自然循環を考慮した熱流動現象を理解するためにプラント過渡応答試験施設を用いたナトリウム試験を実施した。スクラム過渡を模擬したナトリウム試験はPRACSが自然循環条件でスムーズに起動すること、スクラム後に模擬炉心が安定に冷却されることを示した。さらに、ループの圧力損失係数を変化させた実験からは外乱事象に対するPRACSのロバスト性を示した。
小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04
ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。
渡辺 収*; 大山 一弘*; 遠藤 淳二*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 上出 英樹; 村上 貴裕*; 江口 譲*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1102 - 1121, 2015/09
被引用回数：13 パーセンタイル：73.22(Nuclear Science & Technology)自然循環崩壊熱除去系を採用した1500MW出力ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性を確保するための自然循環評価手法を開発した。この評価手法は、炉心温度平坦化を考慮して炉心最高温度を評価できる1次元安全解析、1次系と崩壊熱除去系の局所的な流れや温度成層化を評価できる3次元流動解析、統計的安全評価手法から構成される。1次元及び3次元解析手法の妥当性をSFR1次冷却系の1/10スケール水試験と1次系及び崩壊熱除去系の1/7スケールナトリウム試験の結果を用いて確認し、1次元安全解析手法のSFR実機評価への適用性を乱流モデルが組込まれた3次元解析の結果との比較によって確認した。最後に、1次元安全解析手法を用いてSFR実機を対象とした統計的安全評価を実施した。
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08
安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。
齋藤 伸三; 岡本 孝司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883
C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.
Susyadi; 与能本 泰介
JAERI-Research 2005-011, 64 Pages, 2005/06
JAERI-Research-2005-011.pdf:2.57MB
ROSA/LSTF実験で観測された蒸気発生器(SG)U字管群での非一様流動に着目しPWRにおける定常自然循環を検討した。RELAP5/MOD3コードを用いた解析では、SG挙動を、一次系を1本、又は、5本、又は、9本の平行流路で表し、実験に基づく境界条件を使用するSGモデルを用いて解析した。その結果、5ないし9本の平行流路を用いる場合、逆流,流入と排水,二相成層のような重要な非一様流動現象や、実験と同様な安定な出口流動を再現できることがわかった。しかし二次系への伝熱量は最大15%過小評価された。さらに、特に低圧条件において注意深く入口流量を設定する場合のみ安定な自然循環挙動が得られるなど、定常状態を確立するための問題が見いだされた。
与能本 泰介; 大津 巌; Svetlov, S.*
Proceedings of 3rd Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-3), p.521 - 528, 2002/00
原研では、将来型軽水炉システムの熱水力に関する研究計画を進めている。本論文では本計画の概要と最近の二つの研究内容を紹介する。初めに、SG二次側冷却による長期崩壊熱除去手法の評価のためには、蒸気発生器伝熱管群での非一様流動挙動解析手法の検討が重要であることを述べる。我が国の産業界が計画中の次世代加圧水型炉APWR+では、このような崩壊熱除去システムの使用が計画されている。次に、革新的原子炉用の非常用熱交換器に関し、ロシアのSPOT実験データを用いた検討について紹介する。この検討では、実験に用いられた曲がりや短い直線部を有する伝熱管の管内凝縮伝熱量が、十分長い直管で得られた凝縮相関式を用いて数%の精度で予測できることが示された。
大貫 晃; 中村 秀夫; 川村 慎一*; 最首 貞典*
日本機械学会熱工学講演会講演論文集, p.31 - 32, 2001/11
BWRの静的格納容器冷却系(PCCS)として横型熱交換器を用いることが検討されている。横型PCCSの除熱性能を規定するものの一つに2次側水プール内での熱伝達特性がある。本報では、原研で開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dにより2次側水プール内の多次元沸騰流解析を行い、気液二相循環流や熱伝達特性に及ぼすプールサイズの影響を評価した。局所沸騰モードでの特性を分析し、伝熱管群内部では沸騰・凝縮の影響が支配的で、プールサイズの影響の小さいことがわかった。講演では単相自然循環時、並びにバルク沸騰時の特性を併せて報告する。
与能本 泰介; 大津 巌
Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2000), Vol.1, p.317 - 329, 2000/00
蒸気発生器(SG)二次側除熱により事故後の崩壊熱除去を行うPWRにおいては、大気圧近傍圧力での自然循環除熱挙動を明らかにすることが重要である。本論文では、ROSA/LSTF装置を用いて、これに関して行った二つの実験について述べる。いずれの実験でもSG伝熱管群で気液二相が上下に分離した伝熱管(停滞管)と凝縮を伴いつつ二相流が流れる伝熱管が共存する非一様な観測された。停滞管では熱伝達が生じないため、非一様流動は一次系からSG二次側へ実効的な伝熱面積を減少させる効果がある。現行解析コードでは、この効果をモデル化できないため、自然循環挙動を適切に予測することはできない。重力注入水中の溶存空気の影響を検討した実験では、伝熱管への溶存空気の蓄積が観測されたが、7時間に渡る実験期間中に伝熱劣化は見られなかった。これは、空気が、伝熱に寄与しない停滞管に選択的に蓄積したことによる。この結果は、SG二次側除熱と重力注入を用いて、冷却材喪失事故後の長期冷却を行うシステムの有望性を示すものである。
頼経 勉; 楠 剛; 小田野 直光; 石田 紀久
Proceedings of the 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, p.1_31 - 1_36, 2000/00
海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中調査船用超小型炉SCRの設計研究を原研では進めている。海中航行船は動力源として電気出力500KWを必要とし、この電力を熱出力1250KWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいており、一体型炉、自己加圧及び自然循環方式の一次系、水張式格納容器を採用している。SCRの安全設備は、水張式格納容器、非常用崩壊熱除去設備、減圧注水設備により構成され、安全設備の基本的な機能確認のために、汎用原子炉プラント応答解析プログラムRELAP5mod3を用い、LOCA及び給水喪失時の挙動解析を行った。本解析の結果、事故時においても炉心冠水維持及び自然循環による崩壊熱除去が可能であり、本原子炉の安全設備が妥当であることが確認できた。
大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇
JAERI-Data/Code 99-038, 108 Pages, 1999/08
JAERI-Data-Code-99-038.pdf:5.2MB
受動的安全機器設計を行ううえで重要な二相自然対流現象を詳細に解析するツールを整備するため、報告者が開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dを改良した。改良版では、乱流熱流束モデルと熱構造体との連成解析機能を追加し、相変化を伴う熱的に非平衡な流れの解析及び外部との熱交換を伴う体系の解析を可能とした。蒸気が水プール中へ噴出する蒸気噴流の実験データを取得し、そのデータを用いて改良機能を検証した。日本原子力研究所で設計された受動的安全炉JPSRの余熱除去系水プール内の熱流動解析へ適用し、同プールの除熱性能を検討した。その結果、改良したACE-3Dコードにより水プール内の二相自然対流現象を精度よく予測できること、並びにJPSR余熱除去プールの除熱性能の高いことを確認した。
