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堂田 哲広; 吉村 一夫; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 上羽 智之; 田中 正暁
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 3 Pages, 2022/09
ARKADIA-Designは、概念設計段階にあるナトリウム冷却高速炉の最適化を支援するために開発されている。設計最適化には、様々な設計オプションを効率的に評価する1次元プラント動特性解析や、マルチフィジックスを含む局所現象を詳細に評価する多次元解析など、様々な数値解析が必要である。ARKADIA-Designは、解析コードを連携させ、意図した解像度で現象を再現するマルチレベルシミュレーション(MLS)手法に基づき、プラント全体の解析を行う。本論文では、ARKADIA-DesignのMLSにおける連成解析手法の概要と、連成解析手法を用いた高速増殖実験炉EBR-II試験の数値シミュレーションを紹介する。
堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 菊地 紀宏; 田中 正暁
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉の従来の設計研究では、プラント全体挙動を簡易モデルで、着目する局所現象を詳細モデルでそれぞれ評価し、境界条件の設定により個々の解析に保守性を持たせて相互作用を考慮していた。このため、最終的に得られる解析結果には過度な保守性が含まれる可能性があった。そこで、原子力機構では、詳細解析コードをプラント動特性解析コードと連成させるマルチレベルシミュレーションシステムの開発に着手した。強制循環から自然循環へのプラント過渡時の炉心熱流動現象に着目し、プラント動特性解析コードSuper-COPDとサブチャンネル解析コードASFREを用いた連成解析手法を開発した。EBR-IIの試験の解析を実施し、連成解析の妥当性を確認した。解析結果と測定データの比較から、連成解析により燃料集合体内温度分布の過渡変化を予測できること、及び過渡時の炉心熱流動に対して解析モデルの詳細度を変えたマルチレベルシミュレーションが実施可能であることを確認した。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08
原子力機構では先進ナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上のためにFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料棒の配置が非対称となるため、FAIDUSの成立性を確認するために温度分布を推定する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するリファレンスデータはまだ取得されておらず、サブチャンネル解析コードASFREによる計算結果の妥当性確認は不十分であった。そこで、CFDコードSPIRALの計算結果とコード間比較を実施した。ASFREとSPIRALによる計算結果の間に内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムの整合性を確認することによって、ASFREの適用性が示された。
菊地 紀宏; 堂田 哲広; 橋本 昭彦*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
高速炉の安全性強化の観点から、循環ポンプ等の動的機器を必要としない自然循環冷却が期待されている。自然循環時の炉心流量は定格運転時の2から3%程度となり、隣接する燃料集合体間の径方向熱移行や浮力による炉心内流量再配分が、炉心全体及び燃料集合体内の温度分布に与える影響が相対的に強くなる。自然循環時の燃料集合体内温度分布評価では、この燃料集合間熱移行の考慮が重要となる。本研究では、燃料集合体内熱流動解析と連成させた炉心全体の熱流動解析評価手法整備の前段階として、低流量かつ径方向熱移行量が大きい条件での燃料集合体内熱流動に対するサブチャンネル解析コードASFREの妥当性確認を目的に、隣接集合体間の径方向熱移行が発生する条件で実施されたナトリウム試験を対象とした試験解析を実施した。計測結果との比較により、これまで集合体単体を対象に整備を進めてきたASFREの既存物理モデルである、圧力損失を評価するDistributed Resistance Model及び集合体内の乱流混合を評価するTodreas-Turi Modelの径方向熱移行現象評価への適用性及び解析結果の妥当性確認を行った。
高瀬 和之
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-5) (Internet), 11 Pages, 2014/09
超臨界圧水冷却炉の熱設計において、炉心熱効率を向上させるためには炉心出口における冷却材温度を高くすることが必要であるが、このためには燃料温度を高くする必要があり、その結果として燃料被覆管表面温度も上昇するため、被覆管材料の高温劣化が大きな課題であった。そのため、燃料被覆管表面温度の上昇を抑制する一方、冷却材温度の上昇を促進させることが熱設計において期待されていた。そこで、著者は燃料集合体内に存在するスペーサに着目し、スペーサによる伝熱促進効果によって燃料集合体内の熱伝達率を促進させて燃料被覆管表面温度の上昇を抑制することを発案し、そのアイデアの妥当性を数値的に調べた。冷却材である超臨界水の伝熱流動特性を正確に予測するために開発したプログラムを使って、流路入口流速、燃料棒熱流束及びスペーサに設置した微小突起の取り付け角度を種々に変えた条件で計算を行い、スペーサに設けた微小突起によって乱れを促進できること、それに伴って乱流熱伝達率を向上できること、さらには熱伝達率の増大によって燃料被覆管表面温度上昇を抑制できることが明らかになった。
玉井 秀定; 吉田 啓之; 増子 献児*; 秋本 肇
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.230 - 236, 2004/12
サブチャンネル解析コードNASCAを用いて、稠密格子炉心におけるバンドルスケール(燃料棒本数)が限界出力に及ぼす影響を解析的に検討した。その結果、バンドルスケールが異なっても、水はバンドル周辺部に蒸気はバンドル中央部に集まる傾向及び沸騰遷移はバンドル中央の上部高出力部上端で発生する傾向などは同じであることを確認した。また、バンドルスケールが大きいほど、冷却材が効率よく作用するため、ロッド1本あたりの除熱限界が高くなることを確認した。原研で実施した37本バンドル熱特性試験の実験解析を実施し限界出力の実験値と計算値を比較した結果、本解析手法が限界出力の十分な解析精度を有することを確認した。
呉田 昌俊; 玉井 秀定
Proceedings of 5th International Conference on Multiphase Flow (ICMF 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/06
低減速軽水炉炉心内のボイド率分布特性を調べるため、中性子ラジオグラフィ3次元計測技術(中性子トモグラフィ)を用いて、稠密7本バンドル試験体内を流れる沸騰流の詳細な3次元ボイド率分布を計測した。本試験体は、低減速軽水炉を模擬したもので発熱棒径が12mm、棒間ギャップが1mmである。本報では、中性子トモグラフィシステム,実験結果及び、サブチャンネル解析コードであるCOBRA-TFと実験値の比較結果に関して述べる。実験は、研究用原子炉JRR-3炉室内で実施し、新開発の中性子トモグラフィアルゴリズムにより空間解像度が0.1-0.2mm/pixelと高精細でボイド率の空間分布データを測定している。本実験結果から、液膜が狭い領域に集まりやすいこと,蒸気が流路中央部に集まりやすいことなどがわかった。また、COBRAコードはボイド率を高めに計算する傾向があることがわかった。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 秋本 肇
Proceedings of International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications (SNA 2003) (CD-ROM), 15 Pages, 2003/00
低減速軽水炉の燃料集合体をフルサイズで模擬した体系下で二相流挙動の詳細を計算機上に再現することを目的として、地球シミュレータを利用した大規模数値シミュレーションを行っている。燃料集合体の解析には従来からサブチャンネル解析コードが利用されているが、実験結果に基づく構成式を必要とするため、本研究対象である1mm程度の狭隘流路における二相流挙動に関する実験データがない場合には高精度の予測は困難である。そこで、筆者らは実験データを必要としない直接解析手法を燃料集合体内二相流解析に適用することを考え、これは地球シミュレータの利用により可能になった。3次元詳細解析の結果、グリッドスペーサ部周辺における流速分布の不均一性を初めて明らかにでき、計算科学的手法による低減速軽水炉の炉心熱設計手法確立の可能性に関して高い見通しを得た。
田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-026, 70 Pages, 1999/11
JNC-TN9400-2000-026.pdf:10.93MB
ポーラス状閉塞物内の熱流動特性を調べる基礎研究として、燃料集合体内の4つのサブチャンネルを模擬し、3本のヒータピンに囲まれた中心サブチャンネルに閉塞物を設置した基礎水流動試験を実施している。温度分布測定試験および解析結果から閉塞物内部には水平方向の流れが存在し、この流れが閉塞物内部の温度分布に大きな影響を及ぼしていることが明かとなっている。そこで、ポーラス状閉塞物周りの流動場を把握するために、トレーサ法により可視化実験を行った。その結果、(1)閉塞物側面に循環渦が生じ、閉塞物下端から流入した冷却材が閉塞物内部を通り健全サブチャンネルへ流出すること、(2)閉塞物側面の循環流領域は流量の増加と共に下流側へ延び、循環渦内部では対流拡散が支配的であることが分かった。また、後流領域においては、(1)閉塞チャンネルを囲む健全チャンネルからの3方向の流れ込みにより、流れが周期的に変動しており不安定性をもつこと、(2)閉塞物上端からの浸み出しあるいは巻き込みによって、冷却材が後流域に常に供給されることが分かった。さらに、大型炉条件(Re=5.9
10の4乗)での流動場について、可視化試験結果を外挿して予測した。本結果は解析手法の検証に用いられると共に大型炉でのポーラス状閉塞事象評価に反映される。
小林 順; 磯崎 正; 田中 正暁; 西村 元彦; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-025, 78 Pages, 1999/11
JNC-TN9400-2000-025.pdf:2.24MB
高速炉の特性として、炉心燃料集合体内のピンバンドルの緊密さ(流路の水力等価直径:約3[mm])と出力密度の高さ(ピンバンドル部最大値:約520[W/cmの3乗])が挙げられる。この特性に着目した安全評価事象として燃料集合体内局所異常事象がある。局所異常事象の起因事象の一つとして局所的な流路閉塞事象が挙げられ、その研究が進められている。既往研究では、ワイヤスペーサ型バンドル内での閉塞形態は微小粒子による厚みのあるポーラス状閉塞となる可能性が高いとされている。燃料集合体内にこのような局所的な閉塞が生じた場合における燃料ピンの健全性を評価するためには、ポーラス状閉塞物内部およびその周囲の熱流動挙動を把握するとともに、閉塞領域近傍の温度分布および最高温度を予測する必要がある。本研究では燃料集合体内ポーラス状閉塞に関する現象の把握と解析コードの総合的な検証データの取得を目的にナトリウム実験を実施した。実験は、60万kW級大型炉の燃料ピンを模擬した電気ヒーターピンからなる37本ピンバンドルを用いて行なった。ポーラス状閉塞物はSUS球を焼結させて製作し、模擬集合体の一辺に沿った外側2列の14サブチャンネルにわたって組み込んだ。ヒーターピン出力を試験パラメータとし、大型炉の最大線出力(
420[W/cm])の14%から43%の範囲で変化させた。流量条件は大型炉の集合体内定格時Re数の93%で一定とした。試験の結果、閉塞されたサブチャンネルでかつ周囲の3サブチャンネルが全て閉塞しているサブチャンネルに面した模擬燃料ピン表面の流れ方向下流側位置において最高温度が観測された。流れ方向下流側に最高温度が観測されたことなどからポーラス状閉塞物内の温度場が内部の流動場の影響を強く受けていることがわかった。閉塞物内の温度分布形状はヒータ出力の依存性が小さく、集合体入口から最高温度点までの温度上昇幅はヒータ出力に比例して増加することが明らかとなった。
大久保 努; X.Jiang*; 新谷 文将; 落合 政昭
JAERI-Research 98-042, 49 Pages, 1998/08
JAERI-Research-98-042.pdf:1.58MB
原研型受動安全炉(JPSR)の定常時及びポンプトリップ事象時の熱的な裕度を評価するため、COBRA-IV-I及びRETRAN-02/Mod3コードを用いた解析を実施した。定常時において、流体混合係数等のパラメータに関する感度解析を実施した。過渡解析に対しては、主冷却水ポンプの慣性等のパラメータに関する感度解析を実施した。計算結果によれば、定常時には大きな熱的裕度が有るが、ポンプトリップ時に対しては、炉心入口での流量低下が速いことにより、最小DNBRが非常に小さな値になる。この熱的裕度を増加させるためには、主冷却水ポンプの慣性を増加させる設計とすることが最も効果的であることを明らかにするとともに、本過渡変化における最小DNBRを増加させる方策に関する提案を行っている。
大久保 努; 新谷 文将; 岩村 公道; 楠 剛
Fourth Int. Seminar on Subchannel Analysis (ISSCA-4), p.267 - 286, 1997/00
原研で行われているサブチャンネル解析に関する研究活動は2つの分野に分けることができる。1つは、新型炉の炉心熱水力設計へのサブチャンネル解析の適用であり、もう一方は、実験解析に基づくサブチャンネル解析コードの改良である。最近実施した適用は、受動的安全炉や一体型舶用炉等の新型炉に対するものの他、関連するDNB実験の解析に対してCOBRA-IV-Iコードを用いて実施した。コードの改良としては、COBRA-TFコードに対して、適切な実験を解析することにより、その予測性能の評価と改良の必要性を判断して実施してきた。最近実施したものは、流体混合及びCHF現象に関するもので、これらのうち、単相流の混合に対する結果の検討を行った。本発表では、以上の原研におけるサブチャンネル解析に関する最近の研究活動の内容を報告する。
佐藤 泰生*; 佐田富 道雄*; 川原 顕麿呂*
PNC TJ9614 94-001, 59 Pages, 1994/03
垂直気液二相流系におけるサブチャンネル間のクロスフローは、乱流混合、ボイド・ドリフト、および差圧混合の三つの成分から成るといわれている。このうち、各サブチャンネルにおける両相の流量が管軸方向に変化しない平衡流では、乱流混合のみが生じる。これに対し、非平衡流では、一般的には、これら三成分が共存した状態となる。本研究では、このような非平衡流について、管軸方向への流れの再配分過程に及ぼすサブチャンネル間差圧の影響を実験的に調査している。実験には直径16mmの二つの同一サブチュンネルからなる流路を使用し、これら二つに空気と水を不均一に導入することによって、サブチャンネル間に差圧のある場合とない場合のいくつかの非平衡流を実現した。そして、各サブチャンネルにおける管軸方向の空気と水の流量分布、ボイド率分布、片方のサブチャンネルに両相のトレーサーを注入した時の濃度分布のデータを、サブチャンネル管差圧分布のデータと共に得た。さらに、これらのデータを分布して、上述の三成分に対応する空気と水の横方向速度を求め、それらの速度に及ぼすサブチャンネル間差圧の影響を調べた。
菊地 紀宏; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全性向上および設計最適化の一環として、定格運転時を含む様々な運転条件下における燃料集合体内の熱流動評価の高精度化が求められている。高速炉計算工学技術開発部では、効率的に燃料集合体の熱流力設計や安全性評価へ適用するため、サブチャンネル解析コードASFREを整備してきた。本発表では、炉内冷却特性評価において重要な要因となる集合体間径方向熱移行が存在する条件でのナトリウム試験を対象に解析を実施して、適切に冷却材温度を評価できることを示し、ASFREの妥当性確認結果について報告する。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁
no journal, ,
先進型ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に係る検討の一環として、シビアアクシデント時において溶融燃料を早期に炉心部から排出して再臨界を排除するため、内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用が検討されている。設計ツールであるサブチャンネル解析コードASFREを用いてFAIDUS内の熱流動特性を評価したがリファレンスとなるデータがなく妥当性確認は十分とは言い難い。本研究では、まず、高流量条件下でのFAIDUS及び通常体系の集合体に対して詳細熱流動解析コードSPIRALにより解析を行い、ASFREによる解析結果と比較を行って妥当性確認を行った。両者の解析結果はよい一致を示し、その比較により、ASFREのFAIDUS熱流動設計への適用性について見通しを得た。
堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術として、SFRの設計オプションに柔軟に対応し、設計で想定される運転状態に対して高効率解析から高精度な現象予測解析までを1つのシステムで実現するマルチレベルシミュレーションシステム(MLPS)の開発を進めている。燃料集合体解析コードと核特性解析コードをプラント動特性コードと連成させる手法を整備し、燃料集合体-炉心全体熱流動の連成問題及び制御棒不作動時の核-熱連成問題の解析を実施した。1Dコードのみで解析した結果との比較により、各連成手法の妥当性を確認した。
堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術としてマルチレベルプラントシミュレーションシステム(MLPS)の開発を進めている。MLPSはSFRの設計オプションに柔軟に対応し、設計で想定される運転状態に対して高効率解析から高精度な現象予測解析までを1つのシステムで実現する。本システムの総合的な妥当性評価を目的として、米国高速実験炉「EBR-II」のSHRT-45R試験及び仮想的な制御棒引抜き条件の解析を行い、試験結果等との比較から、目的に応じて解析モデルの詳細度レベルを変えた評価ができることを確認した。
菊地 紀宏
no journal, ,
原子力機構ではナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上の方策として、事故時に溶融燃料を早期に集合体の外へ排出するため、FAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料要素の配置が非対称となり、従来の内部ダクトの無い燃料集合体内の速度及び温度分布と異なる可能性があるため、燃料集合体内の熱流動に関する設計ツールとして整備しているサブチャンネル解析コードASFREのFAIDUS内の熱流動への適用性を確認する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するデータはまだ取得されていないため、詳細CFD解析コードSPIRALの計算結果と比較を実施することにした。ASFREとSPIRALによる計算結果をもとに、内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムについて整合性を確認することによって、ASFREのFAIDUS内の熱流動への適用性を示した。
岡本 薫*; 牧野 泰*; 小野 綾子; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構で開発中の核熱カップリングコードにおいて、詳細熱流動解析コード(JUPITERあるいはTPFIT)の適用が予定されており、燃料集合体内の気液二相流特性に係る妥当性確認用データが必要とされている。これら詳細解析コードは、燃料集合体の構成流路であるサブチャンネル内スケールの熱流動現象を対象とするため、サブチャンネル内の詳細な気液二相挙動(ボイド率,液相速度など)に関する測定データや実験的知見を必要とする。本報告では、水-空気系(常温常圧)の分散性気泡流を非接触で計測するために、一般的に連続相の流速測定に用いられるレーザドップラー流速計(LDV)を適用し、局所の液相流速及びボイド率の計測を試みた。特に、気相と液相の測定信号を区別するため、蛍光粒子を用いた液相速度測定、気相/液相の各信号特性の相違に基づく判別方法等を検討した。
