使用済燃料直接処分での処分容器の耐圧厚さの検討

杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*

日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09

https://doi.org/10.3327/taesj.J19.007

使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。

A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method

北村 康則*; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05

https://doi.org/10.1080/00295639.2016.1273017

短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。

Numerical simulations of gas-liquid-particle three-phase flows using a hybrid method

Guo, L.*; 守田 幸路*; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(2), p.271 - 280, 2016/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1043156

For the analysis of debris behavior in core disruptive accidents of liquid metal fast reactors, a hybrid computational tool was developed using the discrete element method (DEM) for calculation of solid particle dynamics and a multi-fluid model of a reactor safety analysis code, SIMMER-III, to reasonably simulate transient behavior of three-phase flows of gas-liquid-particle mixtures. A coupling numerical algorithm was developed to combine the DEM and fluid-dynamic calculations, which are based on an explicit and a semi-implicit method, respectively. The developed method was validated based on experiments of water-particle dam break and fluidized bed in systems of gas-liquid-particle flows. Reasonable agreements between the simulation results and experimental data demonstrate the validity of the present method for complicated three-phase flows with large amounts of solid particles.

Applicability of a mechanistic numerical method for sodium-water reaction phenomena in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。本研究では、実機条件を再現したNa中水蒸気噴出実験を解析することでSERAPHIMコードの適用性を検討した。解析結果において、水蒸気の噴出によって形成された不足膨張を伴う反応ジェットが隣接する伝熱管に衝突する挙動を再現していることを確認した。また、このときの温度分布は実験結果とよく一致することを示した。解析では噴流界面における液滴のエントレインメント及び液滴の輸送を考慮しているが、解析結果において隣接伝熱管近傍で液滴速度の高い領域が、実験においてウェステージの発生した位置と一致することも示した。以上の結果から、SERAPHIMコードは温度分布や液滴挙動などウェステージに影響する環境を予測可能であるとの結論を得た。

Master plan and current status for feasibility study on thermal-hydraulic performance of reduced-moderation water reactors

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇

Proceedings of Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, p.317 - 325, 2004/12

日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本論文ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べるとともに、今までに得られた成果を示す。本研究を進めることで高稠密格子炉心での除熱性能を検証するとともに、予測技術を確立する予定である。

大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明,1; 改良界面追跡法を用いた二相流直接数値解析手法の開発

吉田 啓之; 永吉 拓至*; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.233 - 241, 2004/09

https://doi.org/10.3327/taesj2002.3.233

現在の原子炉燃料集合体の熱設計において用いられるサブチャンネル解析コードでは、実験結果に基づく多くの経験式が必要である。日本原子力研究所において開発を進めている超高燃焼水冷却増殖炉では、燃料棒間ギャップ1mm程度の高稠密炉心が用いられるが、高稠密炉心におけるギャップ間隔などの影響について、十分な情報は得られていない。そこで高稠密炉心内気液二相流特性を、大規模数値シミュレーションによって解明する手法の開発を行っており、この一環として、高い体積保存性と界面輸送性を有する新たな界面追跡法を構築し、それを導入した二相流直接解析手法を開発した。本報では、開発した解析手法の詳細を示すとともに、検証計算の結果を述べる。本研究の結果、本提案の解析手法の気泡流に対する体積保存の誤差が0.6%以下であることを確認した。

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 粒子法を用いた蒸気爆発素過程の数値シミュレーション, 原子力基礎研究 H10-027-5 (委託研究)

越塚 誠一*; 池田 博和*; Liu, J.*; 岡 芳明*

JAERI-Tech 2002-013, 60 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-013.pdf:3.16MB

原子炉のシビアアクシデントにおいて、高温の溶融炉心が低温の冷却水と接触すると蒸気爆発を生じる可能性がある。そこで、蒸気爆発素過程の解明のため、溶融液滴を包む蒸気膜の崩壊時を模擬し、溶融すずの単一液滴に周囲から水ジェットが衝突する体系で粒子法による3次元シミュレーションを行った。シミュレーション結果では、溶融物がフィラメント状に液滴から飛び出してくる様子が捉えられた。これはCiccarelli-FrostのX線高速写真と非常によく一致している。ただし、X線写真に見られるような急激な細粒化が生じるためには、液滴接触時に自発核生成による高速沸騰が必要である。溶融炉心液滴の場合には、水ジェットが溶融液滴に接触する際に界面温度は溶融物の凝固点以下になるので、急激な細粒化は生じにくく、従って大規模な蒸気爆発も発生しにくいと考えられる。次に、蒸気爆発の圧力波伝播過程の1次元解析コードを開発した。熱的細粒化には液液接触時の自発核生成のモデルを採用した。本コードを用いて蒸気爆発における圧力波伝播の1次元テスト計算を行い、従来のコードによる計算結果とよく一致した。

超高出力・超短パルスレーザー照射による物質状態の解析; プラズマ中のレーザー光の伝播特性

内海 隆行*; 佐々木 明; 藤井 貞夫*

計算工学講演会論文集, 5, 4 Pages, 2000/05

過渡的電子衝突励起X線レーザーを発振させるために、固体ターゲットをダブルパルスの短パルスレーザーで照射する方法が考えられている。第一のパルスで固体ターゲットを急速に加熱してプラズマ化する。第二のパルスでプラズマを追加熱し、媒質イオンをレーザー上準位に励起し、X線利得を発生させる。このシミュレーションのためには、レーザー光の吸収過程、レーザー光のエネルギーの吸収率とその空間分布の決定が重要である。ここでは、レーザー光線の軌跡はアイコナル方程式に従うとし、プラズマ中での光線の吸収過程を流体コードに組込み超高出力・超短パルスレーザーを固体へ照射した場合のレーザー光のプラズマ中での伝播特性について検討する。

円管内乱流の直接数値計算

佐竹 信一*; 功刀 資彰

日本機械学会論文集,B, 64(617), p.65 - 70, 1998/01

https://doi.org/10.1299/kikaib.64.65

円筒座標系の乱流直接数値シミュレーションコードを開発した。本コードの特徴は、円筒座標系で特異点である中心軸上(r=0)の物理量を用いないように、系方向の運動量フラックス(q=ru)を変数としたスタガード格子のコントロール・ボリューム法で離散化されている点にある。本コードの妥当性を検証するため、発達した円管内乱流についての直接数値シミュレーションを実施した。その結果、円管中心でのレイノルズせん断応力及び乱流強度は従来の解析結果と比較して良い一致を得た。また、レイノルズ応力の収支式に連続の式及び運動方程式と整合の取れる定式化を行った結果、乱流諸量の収支残差がほぼゼロの良質な乱流統計量分布が得られた。本解析結果は、乱流モデル構築や検証のための直接シミュレーションデータベースとして提供する予定である。

A Simple and rational numerical method of two-phase flow with Volume-Junction model, 1; Verification calculation in saturated condition

岡崎 元昭

JAERI-Research 97-079, 57 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-079.pdf:1.63MB

非定常気液二相流をVolume-Junction法によって気液各相について独立に解析する場合の、単純で合理的な数値解法を提出する。その要点は、(1)差分形の基礎式を元の偏微分形のもつ物理的意味を保持する形で導いた。(2)Volume内エネルギ保存を確実に達成するためVolume内の運動量平衡式を新しく導出した。(3)流れに沿う減圧過程で気液各相に独立に生ずる相変化の理論式を用いた。(4)陽解法による解の単純な数値積分で計算を進めている。本手法の検証のため、計算例として減圧により相変化する飽和二相流の圧力、ボイド比変化を求めると共に、気液各相について独立に、質量変化、エネルギ変化を求め、そこから得られる状態量が飽和条件のものであること、質量及びエネルギに対する誤差が蓄積していかないことを確認した。これらの結果から、基礎式と相変化式の整合性を数値的に確認した。