Development of experimental core configurations to clarify k variations by nonuniform core configurations

郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也

Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2017 - 2029, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2164151

東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリには、非均質な組成だけでなく、不均一な組成も予想される。同様に原子炉容器内に残っている損傷した燃料集合体も一部の燃料棒が欠損しているため組成が不均一になっている。これらの不均一性は中性子増倍率の変化を引き起こす可能性がある。このような不均一性が中性子増倍率に及ぼす影響を計算により明らかにして、臨界管理に用いる計算の実験的検証の可能性を検討する。本研究では、日本原子力研究開発機構の新臨界集合体STACYにおいて、ウラン酸化物燃料棒,コンクリート棒,ステンレス鋼棒を不均一に配置した複数の炉心構成の臨界効果を調べ、ベンチマーク化の可能性を確認した。これらの配置の違いによって、中性子増倍率は1$以上変化し、局所的な中性子減速条件の変化と特定の部材のクラスター化がこの効果をもたらすことを確認した。さらに不均一配置のベンチマーク実験炉心の実現可能性も評価した。このような実験のベンチマークデータ化を実現できれば、計算コードの妥当性の検証、計算コードの検証、及び機械学習による臨界管理手法の開発に役立つと考えられる。

ワイヤスペーサ型燃料ピンのサブチャンネル内流動場に関する試験研究; 3本ピンバンドル体系における流動場の特性

檜山 智之; 相澤 康介; 西村 正弘; 栗原 成計

JAEA-Research 2021-009, 29 Pages, 2021/11

JAEA-Research-2021-009.pdf:2.25MB

ナトリウム冷却高速炉では、実用化に向けて燃料の高燃焼度化が求められている。高燃焼度の燃料集合体はスウェリングや熱的な燃料棒の変形によって局所的に除熱能力が低下することが懸念され、燃料集合体での冷却材流動挙動を予測評価することが重要である。本研究では、現象解明および熱流動解析コード検証用のデータベース構築を目的として、3本ピンバンドル体系の試験体を用いた流動場計測試験を実施した。現象解明の着眼点は、以下の(1)ワイヤスペーサ近傍を含めたサブチャンネル内の全体流況、(2)層流領域を含むレイノルズ数と流動場の関係、(3)ワイヤスペーサの有無が流動場に与える影響評価である。試験の結果、PIV計測によりサブチャンネル内の詳細な流動場データを取得し、3本ピンに囲まれたセンターサブチャンネルにワイヤスペーサが交差する際に隣のサブチャンネルへ逃げる流れとワイヤスペーサの巻き方向に対して追従する流れが生じることが分かった。層流領域のレイノルズ数条件では流速分布の傾向が遷移領域および乱流領域と大きく異なることを確認した。ワイヤスペーサのない体系と比較すると、層流領域においてもワイヤスペーサによるミキシングが生じていることを確認した。

Validation study of finite element thermal-hydraulics analysis code SPIRAL to a large-scale wire-wrapped fuel assembly at low flow rate condition

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.73 - 80, 2020/10

有限要素法による流体解析コードSPIRALについて、乱流モデルとして層流から乱流領域まで伝熱流動特性を良好に再現できるHybrid型k-eモデルを採用した場合の低流量条件下における大型燃料集合体ナトリウム試験(GR91試験)の再現解析を実施し、高速炉燃料集合体への妥当性を確認した。解析の結果、流速に関して発熱上端付近において浮力の影響によって集合体中心領域が高流速となる結果が得られ、温度に関して試験計測温度との比較では解析は試験の傾向を良好に再現することを示した。以上によって、SPIRALコードの低流量条件下における集合体熱流動評価への適用性を確認した。

ナトリウム冷却高速炉の内部ダクトを有する燃料集合体内熱流動解析

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

日本機械学会関東支部茨城講演会2017講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2017/08

ナトリウム冷却高速炉システムの安全性強化に係る概念構築の一環として、シビアアクシデント時に炉心が溶融する遷移過程において早期に溶融燃料を炉心部から排出し、炉心部での再臨界を排除するため、燃料集合体内に内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用を検討している。この内部ダクトの存在により冷却材の偏流や温度分布の非対称性が生じることが懸念されることから、原子力機構で開発してきた高速炉燃料集合体内熱流動解析コードSPIRALを用い、FAIDUS内の熱流動特性を詳細に確認することとした。先進型ナトリウム冷却大型高速炉の定格条件(暫定条件)を境界条件とするFAIDUSの熱流動解析を実施した結果、従来の正六角管型集合体の熱流動特性と同様な傾向を示し、特異な温度分布を示さないことを確認した。

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成16年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-047, 95 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-047.pdf:6.27MB

本報告書は、平成16年度及び平成17年度上期予定のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の燃料棒非破壊試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の再組立作業を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、高経年化対策にかかわる調査研究業務として、関西電力美浜3号機2次系破損配管を受け入れて、外観及び内面観察等を実施した。新たな試験機器として原子炉構造材の照射脆化調査のため、オージェ電子分光分析装置を設置した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、前年度に引き続きセミホットセル1基及びジュニアセル14基の解体・撤去作業を実施した。また、ホットラボを未照射核燃料物質保管管理施設として利用する決定を受けて、使用開始に向けた準備を進めた。

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成15年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-003, 105 Pages, 2005/02

JAERI-Review-2005-003.pdf:21.21MB

本報告書は、平成15年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の受入及び集合体試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒非破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の材料強度試験等を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、TRU窒化物燃料の熱物性測定にかかわる気密ボックス型の熱拡散率測定装置及び比熱容量測定装置を新たに整備した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、小型鉛セル3基の解体・撤去作業を実施するとともに、材料研究室内の透過型電子顕微鏡等をWASTEFに移設した。

将来型水冷却炉の二相流挙動に関する3次元数値予測

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 叶野 琢磨; 秋本 肇

第18回数値流体力学シンポジウム講演要旨集(CD-ROM), 6 Pages, 2004/12

原子炉における冷却材の複雑な伝熱現象や相変化を含む混相流挙動に関する物理的メカニズムの詳細を数値的に解明し、また、原子炉燃料集合体をフルサイズで模擬した体系下で熱流動挙動の詳細を計算機上に再現することを目的として、地球シミュレータ等を利用した大規模シミュレーション技術の開発を行っている。本報は、技術開発の一環として行った将来型水冷却炉内二相流挙動の3次元予測結果について述べる。本提案の解析手法によって、狭隘流路を有する将来型水冷却炉の燃料集合体内の3次元水-蒸気分布の詳細を数値予測できる見通しを得た。また、気液界面の二相流構造,気泡の合体・分裂メカニズムに関して有益な知見を得た。

稠密燃料集合体内二相流挙動に関する大規模シミュレーション

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 叶野 琢磨; 呉田 昌俊; 秋本 肇

第41回日本伝熱シンポジウム講演論文集, 2 Pages, 2004/05

原研が開発を進めている低減速軽水炉を対象として、稠密燃料集合体内の二相流挙動を直接解析によって予測する研究を、地球シミュレータによる大規模シミュレーションによって行っている。本研究では、熱の影響がない非加熱等温流条件に対して、低減速軽水炉の炉心条件をもとに燃料集合体入口の流速やボイド率を変えて一連の解析を実施し、次の傾向の予測に成功した。(1)燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,(2)燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,(3)蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる。

Direct numerical simulation on fluid flow characteristics in a tight-lattice fuel bundle

吉田 啓之; 高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/09

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で、稠密炉心内の二相流挙動を大規模シミュレーションによって解明することを目的として、地球シミュレータを利用した二相流直接解析を行っている。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。したがって、本研究対象である1mm程度の狭隘流路における二相流データが存在しない場合には、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した。今回、予備的に実施した非加熱等温流条件下における大規模シミュレーションの結果、稠密燃料集合体内の流速,ボイド率等の3次元分布を直接解析によって定量評価できる見通しが得られた。また、等温二相流条件の解析結果から、燃料棒に沿って流れ方向に進行する高ボイド域の存在が予測された。今後、大型熱特性試験データをもとに詳細な検証を行う考えである。

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成13年度

ホット試験室

JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01

JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB

本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。