Validation study of thermal-hydraulics analysis code SPIRAL to a large-scale wire-wrapped fuel assembly sodium test at a low Reynolds number flow regime

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

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、自然循環による崩壊熱除去時の炉心安全性を評価するために低流量条件下における燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALの妥当性を確認するために、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下の91本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定された温度と一致した。以上によって、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下での大型燃料集合体体系におけるSPIRALの妥当性を確認した。

Comparisons between passive RCCSs on degree of passive safety features against accidental conditions and methodology to determine structural thickness of scaled-down heat removal test facilities

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 162, p.108512_1 - 108512_10, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108512

受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、常に原子炉からの発熱を除去できるのか、安全性を評価する必要がある。本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の大きさを同一条件で比較した。次に、自然災害により自然対流による平均熱伝達率が上昇するなどの偶発的な条件をSTAR-CCM+でシミュレーションし、除熱量の制御方法を検討した。その結果、受動的安全性に優れ、伝熱面の除熱量を制御できる、大気放射を利用したRCCSが優れていることを明示できた。最後に、自然対流と輻射を再現するためにスケールダウンした除熱試験装置の肉厚(板厚)を決定する方法を見出し、加圧室及び減圧室を用いた実験方法も提案した。

Unsteady natural convection in a cylindrical containment vessel (CIGMA) with external wall cooling; Numerical CFD simulation

Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Energies (Internet), 13(14), p.3652_1 - 3652_22, 2020/07

https://doi.org/10.3390/en13143652

In the case of a severe accident, natural convection plays an important role in the atmosphere mixing of nuclear reactor containments. In this case, the natural convection might not in the steady-state condition. Hence, instead of steady-state simulation, the transient simulation should be performed to understand natural convection in the accident scenario within a nuclear reactor containment. The present study, therefore, was aimed at the transient 3-D numerical simulations of natural convection of air around a cylindrical containment with unsteady thermal boundary conditions (BCs) at the vessel wall. For this purpose, the experiment series was done in the CIGMA facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). A 3-D model was simulated with OpenFOAM, applying the unsteady Reynolds-averaged Navier-Stokes equations (URANS) model. Different turbulence models were studied, such as the standard k-, standard k-, k- shear stress transport (SST), and low-Reynolds-k- Launder-Sharma. The results of the four turbulence models were compared versus the results of experimental data.

Fuel debris' air cooling analysis using a lattice Boltzmann method

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; 河村 拓馬; 上澤 伸一郎; 山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所の廃炉の方法の一つとして、乾式法が挙げられる。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、空冷性能のCFD評価手法としてJUPITERコードを開発している。しかしながら、JUPITERコードにおいて、複雑な原子炉内構造物を捉えた解析を実施するためには、非常の多くの計算資源と計算時間が必要となる。このような問題に対して、本研究ではGPUスーパーコンピュータに適した格子ボルツマン法に基づくCityLBMコードを開発している。CityLBMにてDry methodを模擬したJAEAの実験に対して検証計算を行なった結果、JUPITERコードと同様の結果が得られることが示された。また、同じ解像度および同数の並列数にて計算速度の比較を行った結果、GPUを用いたCityLBM法は、CPUを用いたJUPITERの1/6の計算時間にて解析が行えることが示された。以上の結果より、CityLBMは熱流動解析コードの有効な手法の一つであることが示された。

Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 122, p.201 - 206, 2018/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.08.047

輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、崩壊熱除去を行う際、それら作動流体及びヒートシンクを失う可能性が大幅に低減される。本研究では、熱伝導を利用したRCCSの除熱能力の向上を目指した結果、除熱できる熱流束が2倍となり、RCCSの高さを半分に、または熱出力を2倍にすることが可能となった。

Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.

Infrared thermography for analyzing heat transfer and fluid flow of benard-cell convection in a rectangular container with free surface

稲垣 照美*; 羽鳥 雅一*; 鈴木 智博*; 椎名 保顕

Proceedings of International Conference on Advanced Optical Diagnostics in Fluids, Solids and Combustion (VSJ-SPIE '04) (CD-ROM), 9 Pages, 2004/12

赤外線サーモグラフィーは2次元表面の温度分布を非接触で計測することができるため、高温領域やセンサーの設置が困難な領域における温度計測に適している。本研究では特に表面に波うちが生じる気液界面に適用し、自由表面を有する矩形容器内でベナール対流が生じている場合の温度を計測することにより従来計測が困難であった気液界面の熱伝達率を測定した。また、乱流モデルによる数値解析を行い、層流から乱流に遷移する自由表面ベナールセルの遷移過程を実験と解析で比較した。その結果、波うちを生じている気液界面の平均熱伝達率とレイリー数の関係式を求めることができた。また、局所熱伝達率はベナールセルのパターンにより変化するが、それは解析により比較的良好に実験を模擬することができるため、解析により評価することが可能であることが示された。これらから、赤外線サーモグラフィーを時間的な変動,変形のある表面温度の測定に適用することの有効性が示された。

Research and development on passive cooling system

高田 昌二

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.185 - 195, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.008

MHTGRの崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの高温のガスやスタンドパイプによる構造物温度及び除熱特性への影響を評価するために実験を行った。数値解析コードTHANPACST2の数値解析結果と実験結果とを比較して、圧力容器上部に設置したスタンドパイプの三次元構造をポーラスボディセルにより模擬した数値解析手法及びモデルの検証を行った。実験の結果、スタンドパイプの設置による放射伝熱の減少,高温のヘリウムガスにより過熱される上鏡部における放熱面積の減少によって圧力容器上鏡で温度が上昇することがわかった。数値解析結果は、上鏡頂部で高さとともに上昇する温度分布を適切に評価した。

Three-dimensional numerical simulations of dust mobilization and air ingress characteristics in a fusion reactor during a LOVA event

高瀬 和之

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.605 - 615, 2001/04

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00573-1

核融合実験炉で真空境界破断事象(LOVA)が起きた場合の空気侵入挙動、放射化ダストの飛散挙動及び均圧後に発生する置換流挙動を高精度で予測するための熱流動解析コードを開発し、コンパクトITERの寸法諸元を模擬した体系下でLOVA解析を実施した。本解析コードは圧縮性流体の連続式、運動量式、エネルギー式と気体の状態方程式、ダスト粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成され、3次元解析が可能である。特にLOVA発生後のITER内での流れの非定常さや層流から乱流への遷移挙動を模擬するための乱流モデルを提案し、乱流自然対流の解析を可能とした。ITERではLOVA発生後に真空容器内に停滞するダストの100%が容器外部に流出すると想定しているが、本解析結果は容器外部への流出ダスト量は十分な時間経過後でも10%未満であることを定量的に示した。

Study on natural convection heat transfer in a vertical enclosure of double coaxial cylinder; Cooling by natural circulation of air

Zhang, Y.*; 武田 哲明; 稲葉 良知

JAERI-Tech 2000-065, 109 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-065.pdf:6.17MB

HTTRの圧力容器-冷却パネル空間の熱伝達特性を調べるため、一面が加熱された同心二重円筒容器内の熱放射を伴う自然対流に関する実験を行った。実験では二重円筒の環状流路幅を基準としたRayleigh数を5.610Ra1.0410に設定した。熱放射を伴う自然対流熱伝達率をRa数、容器のアスペクト比、及び加熱・冷却面温度の関数として求めた。本試験装置のNu数はNu=で近似することができた。また、熱流体解析コード(Fluent)を用いて数値解析を行った結果、装置各部の温度分布の解析結果は実験と一致し、熱移動現象を再現することかできた。