福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2022-061, 59 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-061.pdf:2.38MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、英国の研究者と協力して、エアロゾル分散制御をしながら、同時に高度な微粒子測定と評価が可能な安全なレーザー除染システムを開発することを目的としている。日本側では、CFD解析を活用して、セシウム等を浸透した物質へのレーザー加工により発生する放射性エアロゾルを水ミストとスプレーにより効果的に制御するシステムを開発する。具体的には、エアロゾルと水界面の相互作用に関連する英国側研究成果を活用してレーザー加工を行い、高精度検出器による10nm10mの広範囲なエアロゾル粒子の計測、水ミストやスプレー液滴の電気化学的処理による粒子分散制御、並びに得られたデータを基にして分散制御に関するCFDシミュレーションの精度向上を目指す。最終的には日英の研究成果を活用して、両国の試験施設において実証試験を行うことにより、今後、両国の廃炉現場において適用可能性のある高線量エリアのレーザー除染計画に役立てる。

Application of 1D-CFD coupling method to unprotected loss of heat sink event in EBR-II focusing on thermal stratification in cold pool

吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 10 Pages, 2022/08

反応度モデルの適用性確認のため、タンク型高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験のベンチマーク解析に参加している。コールドプールを完全混合モデルで模擬したプラント動特性解析(1D)コードを使用したブラインドフェーズにおける解析では、コールドプールで発生している温度成層化現象を無視したことにより、炉心入口温度の上昇が緩慢であり、フィードバック反応度が過小評価されていることがわかった。そこで、本報では、コールドプールを数値流体力学(CFD)解析コードで詳細に模擬し、1D-CFD連成解析手法を適用することで、コールドプールにおける温度成層化現象と炉心入口温度上昇を再現できることを確認した。

A Comparative CFD exercise on bubble hydrodynamics using Euler-Euler and interface tracking approaches

Dehbi, A.*; Cheng, X.*; Liao, Y.*; 岡垣 百合亜; Pellegrini, M.*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 15 Pages, 2022/03

Nuclear degraded cores produce fission product aerosols that may reach the environment if not removed by natural processes and/or filtering equipment. The transport paths of aerosols usually include transits through stagnant water pools. It is therefore essential to develop computational tools to predict the aerosols retention by water pools. Currently, this is mostly done with 1-D lumped-parameter codes that are too simplistic to capture the physics. It is hence worthwhile to attempt the CFD approach, which has recently become reasonably mature to address bubble hydrodynamics in low momentum two-phase flows. In this first comparative exercise, we restrict the investigation to a hypothetical parallelepiped water pool (228 cm) into which air is injected through a circular 4 mm ID orifice at low velocity of 0.2 m/s. We present predictions of the gas phase dynamics (void and velocity profiles) for both Euler-Euler and Interface Tracking (IT, Volume-of-Fluid (VOF)) methodologies. In addition, we compare bubble shape, volume and detachment frequency from various IT simulation codes (CFX, Fluent, Star-CCM+, OpenFOAM). Reasonable agreement is found between IT simulations near the injector, but discrepancies increase as one moves towards the free surface. The disagreement between the Euler-Euler and IT results is substantial throughout the domain. Future studies will consist of validation exercises against experimental data to highlight potential model deficiencies and point to ways of remedying them.

原子炉における機構論的限界熱流束評価技術の確立に向けて,2; 機構論的限界熱流束予測評価手法確立に向けた研究とその課題

大川 富雄*; 森 昌司*; Liu, W.*; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 小野 綾子

日本原子力学会誌ATOMO, 63(12), p.820 - 824, 2021/12

https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.12_820

原子炉設計における効率的な燃料設計および最適な安全評価のために、機構論に基づいた限界熱流束評価技術が望まれている。この長年の技術課題は、近年の詳細解析技術及び計測技術の体系的統合を段階的に進めることで、打開できる可能性がある。このため本研究専門委員会では、将来的な限界熱流束評価技術の構築に向けて、過去の膨大な研究を精査することで必要な知見を整理する。これらの議論を通して、原子炉における機構論的限界熱流束評価技術に必要な研究課題を提示する。Part2では、これまでの限界熱流束機構に関する基礎研究や限界熱流束の予測手法確立に必須な数値解析手法の発展にふれ、課題提起を行う。

加速器駆動核変換システムのMA燃料組成およびその除熱に関する再検討

菅原 隆徳; 森口 大輔*; 伴 康俊; 津幡 靖宏; 高野 公秀; 西原 健司

JAEA-Research 2021-008, 63 Pages, 2021/10

JAEA-Research-2021-008.pdf:4.43MB

本研究では、従来の加速器駆動核変換システム(ADS)核設計では考慮されていなかったウラン(U)や希土類元素(RE)を考慮するため、日本原子力研究開発機構で開発されたSELECTプロセスに基づき、より現実的なMA燃料組成を検討し、ADS核設計を行った。その結果、Npあり/なしの2ケースについて、いずれも設定した制限値を満足することを示した。これらの概念は、これまで検討されてきた概念と異なり、UやREが含まれるものの、核変換性能は悪化せず、分離変換サイクルと整合の取れた成立性の見込まれるADS炉心概念である。さらに、検討したMA燃料組成をベースとして、燃料粉末貯蔵時および燃料集合体組立時の除熱に関する評価を行った。その結果、粉末貯蔵に関しては、長さ500[mm]、内径11-21[mm]の円柱管容器を、水中で保管する必要があることがわかった。燃料集合体組立時の除熱に関する評価は、CFD解析を実施し、空気流速が0.5[m/s]以上であれば、被覆管制限温度450[C]以下を満足することがわかった。以上のように、分離変換サイクルと整合の取れたMA燃料組成を検討し、ADS炉心概念が成立することを示すとともに、最新の条件に基づいた除熱性能の検討を行った。この検討により、MA燃料の取扱い上、最も難しい点の一つである発熱に関して、新たに検討したMA燃料組成が、現実的に取り扱い可能であることを示した。

Numerical investigations on the coolability and the re-criticality of a debris bed with the density-stratified configuration

Li, C.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*

第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/07

溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。

LES-WALE simulation on two liquid mixing in the horizontal legs and downcomer; The Open-test condition in the TAMU-CFD benchmark (IBE-5)

安部 諭; 岡垣 百合亜; 石垣 将宏; 柴本 泰照

Proceedings of OECD/NEA Workshop on Virtual CFD4NRS-8; Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (Internet), 11 Pages, 2020/11

The fifth international benchmark exercise (IBE-5), the cold-leg mixing CFD benchmark, was conducted under the support of OECD/NEA. The experiment for IBE-5 was designed to visualize the mixing phenomena of two liquids with different density in a horizontal leg (as a simulant of the cold-leg) and downcomer. This paper shows our CFD result on the open test condition in IBE-5. We selected the Large-eddy simulation (LES) solving the filtered equation of flow and concentration fields. Regarding the eddy-viscosity to model the turbulence flux of the momentum at sub-grid scale (SGS), Wall-adapting locale eddy-viscosity (WALE) model, a modified version from the Smagorinsky model, was applied. The experimental geometry was resolved with three different numerical mesh systems. The CFD analysis predicted the laminar-like flow behavior in the horizontal leg. Due to the large density difference between the two liquids, the turbulence production was suppressed strongly, and the velocity fluctuation in the horizontal leg became very slow and small. In contrast, the strong turbulence mixing in the downcomer was predicted. The plume from the horizontal leg entrained with the surroundings and spread circumferentially in the downcomer. The comparison with the TAMU experimental data reveals the good performance of the WALE model. In addition, we discuss the appearance characteristics of the high concentration of the heavy liquid in the downcomer in the LES. The Probability Density Function (PDF) and Cumulative Distribution Function (CDF) are derived based on the predicted time-series of the heavy liquid concentration. The PDF around the mean concentration in the case with the low mesh resolution is larger than that predicted by the higher resolution due to the excessive homogenization of the heavy fluid concentration. This study reveals the importance to note the required mesh resolution to predict the appearance event of the high concentration.

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.

GPU acceleration of communication avoiding Chebyshev basis conjugate gradient solver for multiphase CFD simulations

Ali, Y.*; 小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 今村 俊幸*

Proceedings of 10th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2019), p.1 - 8, 2019/11

https://doi.org/10.1109/ScalA49573.2019.00006

大規模線形問題の反復法ソルバはCFDコードで共通に用いられる。前処理付共役勾配(P-CG)法は最も広く用いられている反復法の一つである。しかしながら、P-CG法では、特に演算加速環境において、大域的集団通信が重要なボトルネックとなる。この問題を解決するために、省通信版のP-CG法がますます重要になっている。本論文では多相CFDコードJUPITERにおけるP-CG法と前処理付チェビシェフ基底省通信CG(P-CBCG)法を最新のV100GPUに移植する。全てのGPUカーネルは高度に最適化され約90%のルーフライン性能を達成し、ブロックヤコビ前処理はGPUの高い演算性能を引き出すように再設計し、さらに残された袖通信のボトルネックは通信と計算のオーバーラップによって回避した。P-CG法とP-CBCG法の全体性能は大域的集団通信と袖通信の省通信特性によって左右され、GPUあたりのノード間通信帯域が重要となることが示された。開発したGPUソルバはKNLにおける以前のCPUソルバの2倍に加速され、Summitにおいて7,680GPUまで良好な強スケーリングを達成した。

In-vessel thermal-hydraulics analyses of the ASTRID-600MWe reactor with STAR-CCM+ code to supply boundary conditions for mechanical evaluation

小野田 雄一; 近澤 佳隆; 中村 博紀*; Barbier, D.*; Dirat, J.-F.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDは、その炉寿命として60年を目標としている。これを達成するための予備的設計評価を通じて、交換不可能な原子炉容器内機器への熱負荷に対する構造健全性に関する技術課題が明らかとなってきた。そのような機器の一つが、原子炉容器内の一次冷却材高温槽と低温槽とを区分している内容器である。この内容器の寿命を、フランスの構造規格であるRCCMrXに沿って評価する必要があるが、このためには構造健全性の観点から最も不利な条件となる熱流動過渡を同定する必要がある。この過渡の候補としてScram(通常の緊急炉停止)とLoss of grid(外部電源喪失)を選定し、原子炉容器内の3次元熱流動解析を実施して、最も不利な過渡条件の同定を試みた。その結果、Loss of gridの場合、流量の低下によって原子炉容器内冷却材の温度成層化が顕著となり、内容器板厚内の温度分布が通常運転時と逆転する結果となった。この結果は構造物に対する熱負荷の観点からはより厳しいものとなる。この論文では、熱流動過渡条件下における内容器の温度変化を詳細に解析した結果を示した。次の段階では、ここで得られたデータを用いて、内容器構造の寿命期間中における構造健全性を評価する。