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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。
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00431_1 - 16-00431_11, 2017/04
日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計及び安全評価用の解析手法の1つとしてプラント動特性解析コードSuper-COPDを開発している。本研究では、自然循環時の炉心内ナトリウム温度分布の予測精度を向上させるため、燃料集合体内摩擦損失係数導出方法の見直しを行った。本解析コードの妥当性確認の一環として、ナトリウム試験装置PLANDTLを用いた自然循環崩壊熱除去運転模擬試験の解析を実施したところ、炉心内ナトリウム温度分布の解析結果は試験結果とよく一致した。これにより、本解析コードが自然循環時の主要な炉心内熱流動現象である燃料集合体内/間の流量再配分、集合体間熱移行を適切に再現できることを示した。
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JNC TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06
JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB
オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する
大島 宏之; 堺 公明; 永田 武光; 山口 彰; 西 義久*; 植田 伸幸*; 木下 泉*
JNC TN9400 2000-077, 223 Pages, 1999/05
JNC-TN9400-2000-077.pdf:6.24MB
実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、各種炉型における崩壊熱除去性能評価、炉心・燃料体熱流動評価、および伝熱流動相関式の調査を実施している。本報告書はこれらについて平成11年度の成果をまとめたものである。崩壊熱除去性能評価については電力中央研究所との共同研究として実施し、プラント動特性解析によりナトリウム冷却炉炉壁冷却系(RVACS)の除熱性能に対する各種設計パラメータの影響を把握するとともに、除熱限界の予備評価によりその適用上限を電気出力50万
60万kW程度と推定した。また、ガス冷却炉および重金属冷却炉(鉛、鉛-ビスマス)用の動特性解析手法の整備を行うとともに、仮想プラントを対象として予備解析を実施し、定性的な過渡特性を把握した。さらに各プラントの自然循環力比較のための無次元数を導出した。炉心・燃料体熱流動評価においては、重金属冷却炉やガス冷却炉のピン型燃料集合体、ヘリウムガス冷却炉の被覆粒子燃料体、ダクトレス炉心に対応する熱流動解析手法の整備を行った。また、予備解析として、鉛冷却炉とナトリウム冷却炉の燃料集合体内熱流力特性の比較、炭酸ガス・ヘリウムガス冷却炉の燃料体内熱流力特性の把握、およびナトリウム冷却炉における内部ダクト付燃料集合体内熱流力特性の把握を行った。伝熱流動相関式の調査では、ガス冷却炉、重金属冷却炉に対して、主に炉心・燃料体の熱流動評価の際に必要となる圧力損失相関式や熱伝達相関式を、文献をベースに調査、比較検討を実施し、信頼性と利用しやすさの観点から層流領域から乱流領域までをカバーできる相関式群を推奨した。また、同時に詳細設計への適用には信頼性が不十分と思われるものを、今後データを充足すべき課題として摘出した。
山田 文昭; 森 健郎
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失の一つである主冷却系の強制循環機能喪失時に想定される多様な冷却材循環流路形態について、プラント動特性解析から自然循環による炉心冷却が有効である見通しを得た。
堂田 哲広; 荒関 英夫; 鍋島 邦彦; 高田 孝; 田中 正暁; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全基盤技術としてマルチレベル・シナリオシミュレーションシステムの開発を進めている。本報では、ナトリウム冷却高速炉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つのシステムで実行できるマルチレベルシミュレーションシステムの概念設計及び今後の開発計画について報告する。
浜瀬 枝里菜; 大釜 和也; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁
no journal, ,
高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの予測精度向上のため、スクラム不作動事象に対して、反応度フィードバックを考慮可能な一点炉動特性モデルを含むプラント全体の解析モデルの妥当性確認が必要である。そこで、流量喪失型事象に着目し、米国高速中性子束試験炉FFTF受動的安全性試験を対象としたIAEAベンチマーク解析に参加した。第1フェーズのブラインド解析において、ガス膨張機構や炉心湾曲等の反応度を考慮した解析を行い、実測値の過渡挙動を概ね再現できることを確認するとともに、今後の課題として、ギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することや、原子炉容器上部プレナム内の複数領域分割または多次元モデル化及び径方向熱移行量をより精度よく評価可能な炉心モデルへ変更することを抽出した。
