Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
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。
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。
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。
