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論文

Development of numerical estimation method using spatial connection methodology for thermal striping in upper plenum of reactor vessel of an advanced loop-type sodium-cooled fast reactor in Japan

田中 正暁; 村上 諭*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

主炉停止系制御棒(PCR)および後備炉停止系制御棒(BCR)、さらに径方向ブランケット燃料集合体(RBA)周辺のCIP部では、これらから流出する低温のナトリウムと燃料集合体からの高ナトリウムとの混合によって、サーマルストライピングが発生する可能性がある。UISの内部では水平方向流れによる影響が、またRBA周辺部ではUISの外部流の影響がそれぞれ存在する。そのため、サーマルストライピング現象を精度よく評価するために、上部プレナム部全体を解く全体解析と評価対象である局所領域を解く局所解析とを連携させた空間連携解析評価手法を整備し、水流動試験結果との比較によりその妥当性を確認した。また、局所モデルの適正化として計算対象領域および空間分解能に関する感度解析を実施し、適切な局所モデルを提案した。

論文

ナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労現象に対する解析評価手法整備,2; 基本妥当性確認のための並行3噴流ナトリウム試験を用いたベンチマーク解析

田中 正暁; 小林 順; 長澤 一嘉*

第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/06

数値解析によるナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労評価を行うべく解析コード(MUGTHES)を整備している。数値解析の信頼性確保を目的としてわれわれが考案したV&V実施手順(V2UP)に従い、並行3噴流ナトリウム試験を対象として、既往文献調査結果に基づいて実機で予想される流動形態を含む代表的な試験条件を選定し、MUGTHESの基本妥当性確認を目的とするベンチマーク問題を設定した。ベンチマーク解析により、MUGTHESの一定の適用性について示されるとともに高度化に向けた今後の整備課題が抽出された。

論文

Development of V2UP (V&V plus uncertainty quantification and prediction) procedure for high cycle thermal fatigue in fast reactor; Framework for V&V and numerical prediction

田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 299, p.174 - 183, 2016/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:59.87(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労の数値解析評価の信頼性を確保するため、既存の安全解析を対象とした解析評価の信頼性確保の手法を参照し、PIRTを起点として実機外挿評価までを念頭においたV&V実施計画を策定した。次の5つのカテゴリー((1)PIRTによる現象分析、(2)V&Vの実施(数値解析コード・手法の整備)、(3)検証用試験の設計および配置、(4)各問題に対する不確かさ評価と不確かさの統合、(5)実機予測)からなるV2UPについて、現時点における整備状況と合わせ、その概念について述べる。

論文

高サイクル熱疲労評価のための流体-構造熱連成解析と熱応力解析との連携評価手法の整備

田中 正暁; 三宅 康洋*

日本機械学会M&M2015材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2015/11

非定常異温度流体混合場と構造材中の非定常熱伝導場を同時に計算する流体-構造熱連成解析(MUGTHESコード)と熱応力解析(FINASコード)による連携解析を実現するためにインターフェースプログラム(MUFIN)を整備した。T字合流配管部を模擬した流体-構造熱連成水流動実験を対象に、MUFINを介したMUGTHESとFINASとの一連の連携解析機能確認を目的とした検証解析を実施し、その適用性を確認した。

論文

ナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労現象に対する解析評価手法整備,1; PIRTによる解析評価概念モデルの構築

田中 正暁

第20回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.55 - 58, 2015/06

ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労現象に関して、数値解析による評価手法を整備する。実機評価における解析結果の信頼性を確保するため、著者が考案した不確かさ評価と実機評価までを含むV&V実施手順(V2UP)に従い、PIRTを用いた概念モデルの整備、既往試験を含め階層的に配置した検証試験の設定、数値解析コード開発および基本検証、解析評価手法の検証(V&V)、さらに不確かさを考慮した実機評価を行うこととする。本報では、その第1ステップである概念モデルの構築について、PIRTを用いた検討過程と検討結果について報告する。

論文

Development of V2UP (V&V plus uncertainty quantification and prediction) procedure for high cycle thermal fatigue in fast reactor; Framework for V&V and numerical prediction

田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之

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), 14 Pages, 2014/09

ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労の数値解析評価の信頼性を確保するため、既存の安全解析を対象とした解析評価の信頼性確保の手法を参照し、PIRTを起点として実機外挿評価までを念頭においたV&V実施計画を策定した。次の5つのカテゴリー((1)PIRTによる現象分析、(2)V&Vの実施(数値解析コード・手法の整備)、(3)検証用試験の設計および配置、(4)各問題に対する不確かさ評価と不確かさの統合、(5)実機予測)からなるV2UPについて、現時点における整備状況と合わせ、その概念について述べる。

論文

Numerical investigation on thermal striping phenomena in a T-junction piping system

田中 正暁; 三宅 康洋*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 13 Pages, 2014/07

本報では、流動-構造熱連成解析コード(MUGTHES)の検証を目的として、サーマルストライピング現象の典型問題としてT字合流部での異温度流体混合に対する水流動試験を対象に熱流動解析(流体部の解析のみ)を実施するとともに、MUGTHESによる数値解析結果を基に、T字合流部での温度変動発生メカニズムに対する大スケール渦運動との相互作用に関して調べたものである。MUGTHESによる熱流動解析では、標準スマゴリンスキーモデルによるラージエディシミュレーション法を採用した。解析コードの検証過程では、GCI(格子収束性)評価を実施し、最小二乗法に基づくGCI評価手法の適用性が高いことを示した。また、解析結果から、構造評価に対して影響の大きい主要な温度変動発生メカニズムは、枝噴流前縁から後流領域の境界に沿って主配管表面近傍で形成されるネックレス状渦、枝噴流背後で形成される馬蹄状渦、さらに枝噴流背後のカルマン渦との相互作用によることを明かにした。

論文

流体-構造熱連成解析コードの検証過程における不確かさ定量評価手法の検討

田中 正暁; 大野 修司

第19回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.247 - 250, 2014/06

ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労解析評価の信頼性を確保するため、V&Vと実機評価を含む実施手順をV2UPとして具体化した。V2UPでは不確かさ評価を実施する。本報では、実用問題としてT字合流部での異温度流体混合に対する水流動試験を対象とした検証解析結果を用い、適用可能なGCI評価手法を整備し、最小2乗法に基づく修正手法の適用性が高いこと、解析結果と実験結果との定量比較手法としてAVM法および修正版であるMAVM法の適用が可能であることを確認した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉のUIS下部における高サイクル熱疲労に関する研究; UIS下部における温度変動緩和方策の改良

小林 順; 木村 暢之*; 田中 正暁; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の切込み付コラム型UISの下部において生じる可能性がある高サイクル熱疲労を防止するため、炉心頂部とUIS下部との距離が温度変動に与える影響について比較試験を実施した。温度分布測定の結果、温度変動が大きく緩和されることが確認された。

口頭

Numerical investigation of thermal striping on core instrumentation plate in upper plenum of JSFR with spatial connection method

田中 正暁; 村上 諭*

no journal, , 

主炉停止系制御棒(PCR)および後備炉停止系制御棒(BCR)、さらに径方向ブランケット燃料集合体(RBA)周辺のCIP部では、これらから流出する低温のナトリウムと燃料集合体からの高ナトリウムとの混合によって、サーマルストライピングが発生する可能性がある。UISの内部では水平方向流れによる影響が、またRBA周辺部ではUISの外部流の影響がそれぞれ存在する。そのため、サーマルストライピング現象を精度よく評価するために、上部プレナム部全体を解く全体解析と評価対象である局所領域を解く局所解析とを連携させた空間連携解析評価手法を整備し、水流動試験結果との比較によりその妥当性を確認した。また、局所モデルの適正化として計算対象領域および空間分解能に関する感度解析を実施し、適切な局所モデルを整備することができた。

口頭

ナトリウム冷却高速炉のUIS下部における高サイクル熱疲労に関する研究; 後備系制御棒案内管のフローコレクタの影響

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の後備炉停止系制御棒案内管には、自己作動型炉停止機構を確実に動作させるためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造が設置されている。このフローコレクタが後備炉停止系周辺のUIS下部の温度変動特性に与える影響を把握するため水流動試験を実施した。その結果、有意な温度変動が生じることはないことを確認した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉内構造物近傍におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

no journal, , 

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動は、UIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策構造について水流動試験を実施してきた。水流動試験は、原子炉の炉心と上部プレナムを1/3スケール60$$^{circ}$$セクタでモデル化した試験体を使用した。低温流体出口近傍の温度変動を計測し、いくつかの温度変動対策を確認した。その結果、これらの対策構造によってUIS下部における温度変動が緩和されることを確認した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の熱疲労解析評価を対象とした実機評価までを含めたVVUQ実施手順「V2UP」の構築

田中 正暁

no journal, , 

「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」の発行に伴い開催する講習会において、ガイドラインで示されるV&V実施手順に沿った、熱流動分野における検証と妥当性確認解析の実施事例として、過去実施してきた実機評価までを含めたV&V実施手順(V2UP)について概説する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の熱疲労解析評価を対象とした実機評価までを含めたVVUQ実施手順「V2UP」の構築

田中 正暁

no journal, , 

「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」の発行に伴い開催する講習会において、ガイドラインで示されるV&V実施手順に沿った、熱流動分野における検証と妥当性確認解析の実施事例として、過去実施してきた実機評価までを含めたV&V実施手順(V2UP)について概説する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉内構造物近傍におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

no journal, , 

革新的なナトリウム高速炉の原子炉容器内において、燃料集合体からの高温ナトリウムと制御棒チャンネルからの低温ナトリウムが炉内構造物下部において混合する。温度変動強度を緩和する対策が適用され、その効果を水流動試験によって確認した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉内構造物近傍におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験

小林 順

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心出口部で発生する温度差のある流体の混合による温度変動現象(サーマルストライピング現象)が原子炉容器内の構造物に高サイクル熱疲労を与える可能性がある。そこで、原子炉容器の一部を模擬した縮尺モデル試験体を用いた水流動試験を実施し、現象を把握するとともに、温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認した結果を発表する。

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