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。

Study on the two-phase flow in simulated LWR fuel bundle by CFD code

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.666 - 677, 2019/08

機構論に基づいた限界熱流束(CHF)予測手法は、軽水炉燃料の最適設計や安全評価に必要である。CHFを予測するためにはバンドル内を流れる気泡の大きさや速度が必要となるが、既存の気泡運動に関する方程式を用いて、複雑な形状の燃料集合体内の気泡の大きさや速度を求めることは不可能である。そこで、本研究では、界面追跡法を用いた数値解析により、直接的に燃料集合体内の二相流データを得る。解析コードは原子力機構で開発しているJUPITERを用い、44バンドル体系において断熱条件で解析した。解析結果と既存の二相流研究データと比較することで解析コードの妥当性を検証し、CHF評価のための数値シミュレーション利用についてその可能性を確認した。

高温融体中への水ジェットの貫入と直接接触沸騰に関する研究

柴本 泰照

JAERI-Research 2005-016, 127 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-016.pdf:4.54MB

高温の融体の表面に注がれる水の沸騰は、融体中に水が侵入することで伝熱面積が拡大することとあいまって、高効率の熱伝達を提供する。本研究は、融体中に水が強制注入される場合(冷却材注入モード)について、融体と水との間の力学的・熱的相互作用を支配する現象を解明し、将来の工業上の応用に資することを目的としている。同現象は冷却材注入モード以外の他の燃料-冷却材相互作用(FCI)の結果として生じることも指摘されており、FCI素過程の解明に資することも期待できる。本研究では、実験的なアプローチとして、高速度撮影中性子ラジオグラフィ並びに新たに開発したプローブを採用し、融体-水-蒸気混相流の可視化と計測を行った。このような手段によっても、実験的に得られる情報には依然として限界があるが、関連現象から得られる知見との比較を含め、実験データの詳細な分析を行った。その結果、本現象の特徴である高効率な熱伝達を安定に達成させる条件について、安定性を支配する因子を明らかにし、その成立条件を示すことに成功した。さらに、本現象のような流体自由表面の移動を伴う現象の解明に有用な、界面付近の速度場・圧力場を界面形状の時間変化から算出する方法を開発した。

Association of dissolved radionuclides released by the Chernobyl accident with colloidal materials in surface water

松永 武; 長尾 誠也*; 上野 隆; 武田 聖司; 天野 光; Tkachenko, Y.*

Applied Geochemistry, 19(10), p.1581 - 1599, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.apgeochem.2004.02.002

溶存有機物(腐植物質)濃度の高いチェルノブイリ事故地域の河川水・湖沼水において、Sr, Pu, Amと水中のコロイドとの結びつきを実験的に研究した。「限外ろ過」とよばれる手法でコロイドサイズの浮遊粒子を分別して、核種分析を行った。この結果、60-80%のPu, Amは分子量相当サイズ10000daltonを超えるコロイド成分に偏在する一方、Srは1000dalton以下の成分にその90%以上が見いだされた。コロイド成分の元素分析,有機炭素分析,分光特性分析の結果は、Pu, Amと結びついている大きな分子量サイズのコロイドが、腐植物質であることを強く示唆している。一般に、腐植物質に含まれるフェノール基等と放射性核種が錯体をつくることが知られている。この錯体形成反応をモデル化した計算を行った結果、チェルノブイリ地域で見いだされた上記の実験結果を説明することができた。また、腐植物質の濃度が低い国内河川環境でも溶存するPu, Amの多くは腐植物質と結びついた状態となることが推定された。以上の結果、腐植物質を主成分とする有機物コロイドが表面水系におけるアクチニドの存在形態を定めるという役割を一般的に有することが明らかとなった。

高速噴流ノズルの壁面加工粗さが自由表面噴流に与える影響に関する実験

中村 弘史; 井田 瑞穂*; 中村 博雄; 中村 秀夫; 江里 幸一郎; 秋場 真人

JAERI-Research 2000-068, 30 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2000-068.pdf:3.88MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、液体リチウムの噴流ターゲットを生成するため、金属製縮流ノズルを用いる。本研究では、ノズル製作時に必要とされる加工精度等を決定するため、ノズルの内面粗さが自由界面の乱れに与える影響について、内表面の加工粗さの異なる二種類のノズルを用いた水模擬実験による検討を行った。また、噴流周りの雰囲気圧力の影響についても調べた。その結果、表面加工粗さが▽(100m)の場合、液面の乱れは大きく、流速が高速になると液滴の発生も観察されたが、▽▽▽(6.3m)の場合、液面の乱れは鏡面仕上げの場合と同程度であり、十分使用に耐えることを確認した。また、液面の乱れの雰囲気の影響は小さいことがわかった。

Numerical study on soil-atmosphere tritiated water transfer

山澤 弘実

KURRI-KR-61, p.100 - 105, 2000/00

大気-地表面間でのHTO移行の数値実験のためのモデル及び大気モデルの地表面モジュールの二つの目的で、地表面の数値モデルを開発した。1次元多層モデルで、土壌水分、温度、HTO濃度等を地上気象データを入力として予報的に求める。このモデルを用いて、土壌中のHTO移行の素過程である気相拡散、液相拡散、移流、分散の相対的重要性と降水等の外的条件、土壌種類及び時間スケールとの関連を調べた。その結果、各素過程の相対的重要性は、着目する時間スケールによって大きく異なることが示された。例えば、気相及び液相拡散は数ヶ月以下の短い時間スケールに比べ1年以上の長い時間スケールで重要な過程であることが示された。

International Atomic Energy Agency co-operated research programme on the safetyassessment of near-surface radioactive waste disposal facilities(NSARS) results for test case 1(earth trench case)

高橋 知之; 加藤 和男; 木村 英雄; 松鶴 秀夫

JAERI-M 91-216, 31 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-216.pdf:0.77MB

本報告書は、「放射性廃棄物浅地層処分施設の安全評価」に関するIAEA協力研究プログラムで提案された最初の標準問題、テストケース1に関する解析結果を取りまとめたものである。なお、ここで使用した解析手法、並びに侵入シナリオの概念についても記述した。テストケース1では、2種類の異なる処分方式、即ちトレンチ処分及びコンクリートピット処分が定義され、2種類のシナリオ、即ち地下水シナリオ及び侵入シナリオが定義されている。本研究では、トレンチ処分方式を対象に、施設からの放射性核種の放出、不飽和層における放射性核種の垂直方向移行、飽和層における放射性核種の水平方向移行、飲料水経路による人間への被曝線量、建設及び居住・農耕サブシナリオによる侵入者への被曝線量について解析を行った。解析結果は、テストケース1においてIAEAにより指定された標準形式に基づいて示した。

Development of numerical simulation method to evaluate two-phase flow behavior in spent fuel pool, 1; Numerical simulation method for two-phase flow with water surface

吉田 啓之; 永武 拓; 根本 義之; 加治 芳行

no journal, , 

In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, loss of cooling system for spent fuel pool (SFP) occurred and occurrence of heat-up of the spent fuel was concerned. Therefore, safety measures for the SFP cooling are required in Japan. As one of the safety measures for the accidents in the SFP, a portable spray system is considered. To confirm applicability of portable spray cooling systems as the safety measure, a capability of spray cooling has to be evaluated. To evaluate applicability of this safety measure, thermal-hydraulic behavior of two-phase flow must be evaluated. To evaluate two-phase flow behavior, dispersed flow, the counter current flow limiting (CCFL), and film flow, the numerical simulation method for two-phase flow behavior in the SFP has been developed in this research. The developed method is based on a 3-dimensional two-fluid model simulation code ACE-3D. To evaluate two-phase flow behavior in the SFP, the water surface simulation and dispersed flow simulation functions are introduced to the ACE-3D. To evaluate water surface behavior, the advanced interface tracking method developed by the JAEA is modified and used in this simulation method. In this presentation, the outline of the numerical simulation method related to water surface behavior introduced to the ACE-3D is reported.