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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2023-012, 75 Pages, 2023/10
JAEA-Data-Code-2023-012.pdf:4.45MB
ROSA-V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: TR-LF-15)が2014年6月11日に行われた。ROSA/LSTFTR-LF-15実験では、加圧水型原子炉(PWR)のポンプシール冷却材喪失事故(LOCA)を伴う、補助給水機能喪失を特徴とするTMLB'のシナリオでの全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント(AM)策を模擬した。ポンプシールLOCAは、0.1%低温側配管破断により模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系及び低圧注入系の全故障とともに、ECCSの蓄圧注入タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。蒸気発生器(SG)二次側水位が特定の低水位まで低下すると、一次系圧力は上昇に転じた。SG二次側水位喪失後、加圧器の安全弁が周期的に開いたため、一次冷却材の喪失につながった。故に、高圧条件でボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒被覆管表面温度の10Kの上昇を確認した時点で、SG二次側減圧を一番目のAM策として開始した。このAM策では、両SGの安全弁を開放した。また、一番目のAM策開始後少し遅れた時点で、加圧器の安全弁の開放による一次系減圧を二番目のAM策として開始した。さらに、一番目のAM策に従いSG二次側圧力が1.0MPaに低下した時点で、低水頭ポンプによる給水ラインから両SG二次側への注水を三番目のAM策として開始した。三番目のAM策の開始直後、SG二次系からの除熱が再開したため、一次系圧力の低下が促進された。蓄圧注入系から両低温側配管への冷却材注入による炉心水位の回復により、全炉心はクエンチした。窒素ガスがSGU字管内に蓄積したため、一次系の減圧率は低下した。本報告書は、ROSA/LSTFTR-LF-15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。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 柳沢 秀樹*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.1150 - 1163, 2023/08
ナトリウム冷却型高速炉における蒸気発生器(SG)の安全性評価及び設計について、SG内伝熱管からの加圧水のリーク及びその後の事象進展の評価は重要である。解析コードLEAP-IIIは半経験式や1次元保存式などの低計算コストなモデルで構成されるために短い計算時間で水リーク率等を評価でき、革新炉開発における多様なSG設計の探求を加速させることが期待される。しかし、現在の温度分布評価モデルには、過度な保守性を示す場合があること、及びチューニングのために予備的な実験又は詳細な数値解析が必要とされて準備に時間がかかることに課題がある。これらを改善するため、より単純な計算原理に従い、機構論的な側面を持ちつつも高速計算可能なラグランジュ粒子法コードの開発に取り組んでいる。今回は、本粒子法コードに実装されている粒子ペア探索手法の効率化、及び粒子ペア探索を用いずに同等の結果を得るためのモデルの開発を行った。テスト解析を通して、これらのモデル改良による計算時間短縮効果を確認し、また、伝熱管破損判定に重要な伝熱管周囲の代表温度について、詳細な機構論的解析コード(SERAPHIM)による評価結果とよい一致を示すことを確認した。
栗坂 健一
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
本研究は、既存のナトリウム冷却高速炉SFRにおける観測データに基づき蒸気発生器SG伝熱管漏えいの発生率の時間トレンドを把握することを目的とする。対象とするSFRは仏国のPhenix及び露国のBN600である。公開文献を基に、管-管板溶接数、管-管溶接数、母材の伝熱面積、SG運転時間、SG伝熱管漏えい発生日、漏えい位置、漏えいモジュールの交換などの漏えい後の是正措置を調べた。これらのデータを踏まえ、漏えい発生までの運転時間を推定し、上記部位毎に伝熱管漏えい発生率の時間トレンドをハザードプロット法により定量化した。結果、Phenixの管-管溶接部の漏えい発生率は繰り返し熱応力によって短期に増大する傾向が示された。長期トレンドとしては、Phenix及びBN600両者の管漏えい発生率は減少傾向を示した。この傾向は溶接及び運転条件の改善並びに初期故障の除去によるものと考えられる。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
日本機械学会論文集(インターネット), 88(905), p.21-00310_1 - 21-00310_9, 2022/01
仮にナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG: Steam generator)内部の伝熱管から加圧された水/水蒸気が漏えいした場合、管内外の圧力差のため高流速かつ高温の腐食性ジェットを形成される。このジェットが隣接する管に新たな破損を生じさせ、管破損が伝播する可能性がある。このような伝熱管破損伝播事象の評価はNa冷却高速炉の安全性評価において重要である。数値解析コードLEAP-IIIは、実験相関式や1次元保存式などで構成され、事象進展に伴う水リーク率変化を低計算コストで評価できるが、構成モデルのひとつである現在の反応ジェット温度分布評価モデルでは、いくつかの条件において高温領域を過度に広く評価する。低計算コストという利点を生かしつつ、この温度分布評価を精緻化するため、工学的近似に基づいたLagrange粒子法コードを開発してきた。本論文では、管群内の流体挙動評価に注目し、管近傍の粒子挙動に関する新しいモデルを構築した。本粒子コードと既往の計算流体力学コードを用いてテスト解析を行い、構築したモデルにより、ターゲット管内部に粒子が侵入しない、管周りに粒子が広がる、最終的に浮力方向への運動に帰結する、という基本的な挙動が示されることを確認した。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/07
ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の安全性評価において、伝熱管破損伝播の事象進展予測をするための解析コードLEAP-IIIの整備を進めている。構成モデルのひとつである反応ジェット温度場評価モデルは、条件によっては高温領域を過度に広く評価することがある。この点を改善すべく、反応ジェット挙動をラグランジュ粒子で表現し、工学的観点に基づくモデルを取り入れた解析手法を開発した。解析結果を機構論的ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMによる結果と比較し、開発したモデルの妥当性を検討した。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2021-006, 61 Pages, 2021/04
JAEA-Data-Code-2021-006.pdf:2.78MB
ROSA-V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-PV-09)が2005年11月17日に行われた。ROSA/LSTF SB-PV-09実験では、加圧水型原子炉(PWR)の1.9%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。アクシデントマネジメント(AM)策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで、このAM策は一次系減圧に対して有効とならなかった。一方、炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(958K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮により両ループのループシールクリアリング(LSC)が誘発された。LSC後、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF SB-PV-09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。
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。
梅田 良太; 下山 一仁; 栗原 成計
日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.234 - 244, 2020/12
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器では、伝熱管を介してナトリウムと水との熱交換が行われるため、何らかの原因により伝熱管が損傷した場合には、Na中に高圧の水/蒸気が漏えいし、Naと水との発熱反応により特有の高温・高アルカリ環境が形成され、隣接伝熱管が損耗する恐れがある。本報ではNa-水反応の起因事象となるセルフウェステージ現象のメカニズムを解明することを目的に、伝熱管の初期欠陥(微細円孔型と疲労き裂型の貫通欠陥)を模擬した試験体を用いて、セルフウェステージが継続的に進展する条件下で実験を実施した結果について述べる。セルフウェステージ率に及ぼす初期貫通欠陥形状(微細円孔,疲労き裂)による影響は有意ではなく、セルフプラグ現象のメカニズムとして、Na酸化物が介在して、セルフウェステージの進行を阻害するものと推察された。本実験及び既往実験で得られたセルフウェステージ率より、従来の相関式では陽に表れなかった初期のNa温度の影響が明確に現れ、この傾向を基に初期のNa温度を考慮した新相関式を導出した。
内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Li, J.*; Jang, S.*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00548_1 - 19-00548_11, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之
Nuclear Technology, 205(1-2), p.119 - 127, 2019/01
被引用回数：3 パーセンタイル：31.89(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布やマッハディスクの形成位置が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。
内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。
内堀 昭寛; 高田 孝; 柳沢 秀樹*; Li, J.*; Jang, S.*
Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), p.1289 - 1294, 2018/11
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。
杉本 太郎*; 齋藤 慎平*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 大島 宏之
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07
Na冷却高速炉の蒸気発生器内伝熱管破損時Na-水反応現象に対する数値解析コードの妥当性評価に資するため、水中に高圧空気が噴出した際に噴流の気液界面から液滴がエントレインされる様子を可視化し、その挙動について調べた。本実験により、気液界面から比較的大きい径の液滴が生成した後、小径の液滴へ微粒化するなどの挙動を明らかとした。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2018-004, 64 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2018-004.pdf:3.33MB
LSTFを用いた実験(実験番号:SB-SG-10)が1992年11月17日に行われた。SB-SG-10実験では、PWRの蒸気発生器(SG)伝熱管複数本破損事故からの回復操作を模擬した。高圧注入(HPI)系から低温側配管や高温側配管への冷却材注入により、健全ループSGの逃し弁(RV)開放を開始しても一次系圧力はSG二次側圧力よりも高く維持された。しかし、加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放により、PZRの水位が回復するとともに、一次系と破断ループSG二次側の圧力は均圧した。放射性物質の大気放出に関して、健全ループSGのRV開放後、破断ループSGのRVは一回開いた。実験中、炉心は飽和ないしサブクール水で満たされた。健全ループSGのRV開放後、健全ループで顕著な自然循環が継続した。また、特に両ループのHPI系から高温側配管への冷却材注入時に高温側配管での顕著な温度成層が生じた。一次系と破断ループSG二次側の圧力が均圧後、健全ループ一次系冷却材ポンプの再起動による冷温停止状態を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-SG-10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。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2018-003, 60 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2018-003.pdf:3.68MB
LSTFを用いた実験(実験番号:SB-PV-07)が2005年6月9日に行われた。SB-PV-07実験では、PWRの1%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入(HPI)系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。一番目のアクシデントマネジメント(AM)策として、手動による両ループのHPI系から低温側配管への冷却材の注入を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、燃料棒表面温度は大きく上昇した。AM策に従い、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。また、二番目のAM策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を一次系圧力が4MPaに低下した時点で開始したが、SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで一次系減圧に対して有効とならなかった。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。本報告書は、SB-PV-07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。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1036 - 1045, 2017/10
被引用回数：5 パーセンタイル：44.54(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。構造格子及び非構造格子を用いた解析から、非構造格子を適用することの効果についても確認した。
内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; 渡部 晃*
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2017/09
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布やマッハディスクの形成位置が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。
小島 早織*; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大野 修司; 福田 武司*; 山口 彰*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/11
Na冷却高速炉蒸気発生器伝熱管のセルフウェステージ現象に対して多次元ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMを用いた解析評価を進めている。従来の解析評価では、反応温度の保守的評価の観点で伝熱管外表面は断熱を仮定しているが、セルフウェステージ進展の評価では伝熱管構造部の温度評価も重要となる。そこで本研究では、流体-構造間の熱移行影響評価を行うことを目的とし、流体-構造熱的連成モデルを構築し、SERAPHIMコードへ導入した。熱的連成あり/なしの解析をそれぞれ実施し、得られた各種物理量分布に対する考察から熱移行を考慮することの影響を明らかとした。
吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之; 今井 康友*
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10
高速炉直管型蒸気発生器の熱流動設計や安全性評価への適用を目的として、ナトリウム側-水側連成解析コードTSGの開発を進めている。CFDコードによるポーラスモデルを用いて伝熱管群における3次元熱流動解析を行うナトリウム側解析モジュールを整備し、マルチチャンネルモデルで伝熱管内二相流解析を行う水側解析モジュールを開発した。各モデルの再現性及び連成解析機能についての総合機能確認の一環として、実機SGと同じナトリウム加熱による2重管SG小型モデル試験を対象に検証解析を行った。複数の静特性試験ケースを対象に、試験で計測されたナトリウム側温度分布及び水側出口蒸気温度についてナトリウム側-水側連成解析による解析結果と比較した結果の妥当性を確認した。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-6) (Internet), 11 Pages, 2016/09
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。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発し、SERAPHIMコードに組み込んだ。組み込み後SERAPHIMコードにより不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致することを確認した。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした試解析も実施し、妥当な解析結果を得た。
