Study on dryout and rewetting during accidents including ATWS for the BWR at JAEA

佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110164

原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。

海水プール核沸騰素過程に関する研究

上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Thermal Science and Engineering, 25(4), p.65 - 74, 2017/10

福島第一原子力発電所事故において、炉心冷却維持のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がないことから、海水の沸騰熱伝達特性や、海水塩析出の可否、またその析出海水塩の冷却熱伝達に及ぼす影響についての理解が求められている。本研究では、海水プール核沸騰熱伝達実験を実施し、孤立気泡域,合体気泡域,伝熱面焼損時の局所の沸騰伝熱挙動を高速度ビデオカメラによる発泡挙動の撮影や赤外線カメラによる伝熱面温度分布の計測を実施し、海水と蒸留水の核沸騰素過程の違いについて議論した。その結果、海水沸騰では蒸留水に比べて、発泡数が少なくなるとともに、発泡する気泡の径が大きくなるなど、発泡挙動に違いが見られた。また、析出物が伝熱面上に形成された場合は微細な気泡が大量に発生することが確認された。さらに10.0wt%人工海水実験では海水塩析出物によって伝熱面温度が上昇し続け(伝熱面温度の逸走)、伝熱面平均温度が1000Cを超えたところで、伝熱面が焼損した。ただし、その伝熱面焼損は蒸留水実験のように局所の伝熱面温度の急上昇によって起きる現象ではなく、比較的緩やかな温度上昇を経て焼損した。このように海水の沸騰熱伝達は蒸留水とは異なっており、本実験結果は海水を使用した伝熱機器の安全性を考える上で重要な結果である。

海水塩析出物を伴う海水の流動沸騰熱伝達に関する研究

上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 永武 拓; 吉田 啓之

混相流, 31(2), p.162 - 170, 2017/06

https://doi.org/10.3811/jjmf.31.162

東京電力福島第一原子力発電所事故では、非常用冷却水の注水・除熱機能が失われたため海水が注水された。しかし、炉内への海水注入は行われたことがなく、海水による燃料集合体の冷却は検討されていない。本研究では、海水を用いてプール核沸騰実験を実施し、伝熱面温度と伝熱面上の海水塩析出層厚さの測定を行い、海水塩析出物が核沸騰熱伝達へ与える影響について評価した。また、燃料棒と同様な寸法の内管加熱部を持つ鉛直二重管流路での上向き強制流動沸騰実験を実施し、海水の流動沸騰への影響についても議論した。その結果、高濃度の人工海水では、一定かつ低い熱流束であっても壁面過熱度が次第に増加し、既存の伝熱評価式から外れる、伝熱面温度の逸走が起きることを確認した。海水塩析出層厚さの測定から、この伝熱面温度の逸走は、伝熱面上に海水塩の1つである硫酸カルシウムが析出し、時間とともに析出層が厚くなることにより、表面までの熱抵抗が増加して起きる現象であると考えられる。また、海水塩濃度が高いほど、より低い熱流束で伝熱面温度の逸走が起きており、海水塩の伝熱面上での析出は、伝熱面近傍の海水塩濃度が関係すると考えられる。流動沸騰条件では、下流では海水の濃縮が進むため、下流の伝熱面にはプール核沸騰実験よりも低い熱流束で海水塩が析出し、伝熱面温度の逸走が発生することを確認した。

Numerical simulation of turbulent heat transfer behind a spacer with small-ribs in a subchannel

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。

Numerical analysis for heat transfer from a Cd poison in cryogenic hydrogen

達本 衡輝; 加藤 崇; 麻生 智一; 長谷川 勝一; 牛島 勇*; 大都 起一*; 池田 裕二郎

LA-UR-06-3904, Vol.2, p.426 - 434, 2006/06

JSNSでは、パルス幅の短い中性子を得るために、ポイゾン材にCdを採用した。Cdの採用にあたり、ポイゾン材のCdと補強材であるAlとの接合に関する問題があり、その研究開発を行っている。しかしながら、未だ、十分な接合が得られていない。そこで、CdとAlの接合が不十分な場合の低温水素への熱伝達を数値解析コード(STAR-CD)を用いて解析し、Cdの温度上昇を評価した。接合率が5%であっても、Cdの最大温度は75Kまでしか上昇していない。接合が不十分な場合でも、低温水素の強制対流熱伝達でポイゾン板の核発熱を除去できるので、Cdポイゾンは、どんな接合方法でも適用できることがわかった。

1MW陽子ビーム入射時におけるモデレータ容器内の極低温水素への熱伝達評価

達本 衡輝; 加藤 崇; 麻生 智一; 牛島 勇*; 長谷川 勝一; 大都 起一*

JAERI-Tech 2005-019, 16 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-019.pdf:1.29MB

大強度陽子加速器計画の一環として、物質・生命科学実験施設では、核破砕反応によって発生した高速中性子を極低温水素で減速させる水素循環システムの設計・製作を行っている。本実験施設では、核破砕反応で発生した熱中性子の冷中性子への減速材(モデレータ)として極低温水素(温度20K,圧力0.5から1.5MPa)が採択された。1MWの陽子ビームにより発生した中性子によるモデレータ容器内での核発熱量は3.75kWと見積もられている。極低温水素循環システムは、極低温水素を強制循環させてモデレータ容器に供給することにより、熱中性子、及び、モデレータ容器の冷却を行う。運転圧力、及び、流速条件によっては、モデレータ容器内で沸騰を起こす可能性があり、中性子性能、及び、モデレータ容器の安全性に影響を与える沸騰を防止する設計とする必要がある。このためには、モデレータ容器内の極低温水素の熱伝達を評価する必要があるが、極低温水素の熱伝達特性はほとんど解明されていないのが現状である。本報告では、極低温水素の浸漬冷却・強制冷却特性を一般に用いられている熱伝達相関式に極低温水素の物性に合わせて評価し、極低温水素循環システムの運転状態の違いによるモデレータ容器の温度特性の検討を行った。

自由界面を有する矩形容器内自然対流の伝熱現象と赤外線計測

稲垣 照美*; 金児 敏信*; 羽鳥 雅一*; 椎名 保顕

日本機械学会論文集,B, 70(699), p.279 - 286, 2004/11

赤外線サーモグラフィーは非接触で二次元の温度計測を行うことができる。そこで、通常の手法での温度計測が不可能である気液界面の伝熱現象にこれを適用し、自由表面を有するベナール対流の気液界面における伝熱計測を行った。実験はシリコンオイルを用いて行い、実験結果を数値シミュレーション結果と比較して赤外線サーモグラフィーの適応性,有効性の考察を行った。その結果、赤外線サーモグラフィーにより可視化された対流のセルパターンは数値シミュレーションにより得られたパターンとよく一致した。また、気液界面における熱伝達率とレイリー数の関係は、赤外線サーモグラフィーによる実験結果と数値シミュレーション結果の両者が比較的よく一致した。これらから、赤外線サーモグラフィーは、界面の揺動等を伴い、通常の計測が不可能である気液界面における伝熱現象の計測に有効であることが示された。

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

https://doi.org/10.1088/0029-5515/44/2/015

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/mに耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

核破砕中性子源用結合型減速材容器の熱流動実験及び解析評価

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

日本機械学会関東支部茨城講演会(2003)講演論文集(No.030-3), p.45 - 46, 2003/09

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは、過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒形である。まず、小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った。併せて、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めた。噴流管高さと内径の比が1.0では、流動解析結果は流れ場の状況及び熱伝達率をよく再現した。

円管内の伝熱流動に及ぼす多孔性材料の影響

植村 拓也*; 武田 哲明; 一宮 浩一*

日本機械学会山梨講演会講演論文集(020-4), p.49 - 50, 2002/10

伝熱面を加工することなく流路内に繊維状の金属細線を挿入し、熱伝導率及び伝熱面積の拡大を利用した伝熱促進法において、熱伝導率の高い銅線を用いて空隙率が高い場合の熱伝達,圧力損失などの基本特性を調べる実験を行った。その結果、レイノルズ数1500から5000の範囲において平滑管の場合より20%以上の伝熱促進効果が得られた。流路壁温度が240以下の場合、ポンプ動力一定条件下では、熱伝達率が1.3から1.5倍増大した。