鉛ビスマス冷却加速器駆動システムの熱設計,1; 定格運転条件に対する熱流動解析

秋本 肇; 菅原 隆徳

JAEA-Data/Code 2016-008, 87 Pages, 2016/09

JAEA-Data-Code-2016-008.pdf:15.62MB

鉛ビスマス冷却加速器駆動システム(ADS)の基本設計に資するため、定格運転時の熱流動解析を行った。概念設計で得られた機器の性能諸元と寸法を整理し、ADS設計解析コード用入力データを作成した。急峻な半径方向出力分布を有するADSの炉心部分を詳細にモデル化し、炉心内の3次元的な流体混合が炉心冷却に与える影響を評価した。定格運転時の熱流動解析の結果から、(1)定格運転時の最高被覆管表面温度と最高燃料中心温度は設計制限値を下回る。(2)燃料集合体間の冷却材流量配分に対する半径方向出力分布の影響は小さい。急峻な半径方向出力分布がある場合でも炉心加熱区間入口における冷却材流量分布はほぼ平坦である。(3)燃料棒表面における熱伝達率に対する半径方向出力分布の影響は小さい。出力の違いに伴う被覆管表面温度の差異は、主に燃料棒に隣接する冷却材温度の違いにより決定される。(4)蒸気発生器4基における熱水力学的挙動は対称である。また、主循環ポンプ2基における熱水力学的挙動も対称である。ことがわかった。詳細な計算で明らかとなって熱水力学的挙動を踏まえて入力データを簡素化した簡易モデルを作成した。

CFD analysis

高瀬 和之; 三澤 丈治*

Supercritical-Pressure Light Water Cooled Reactors, p.301 - 319, 2014/12

https://doi.org/10.1007/978-4-431-55025-9_3

超臨界圧軽水炉の熱流動解析を可能にすることを目的として、気液二相流解析コードACE3Dに超臨界水解析機能を導入し、導入した解析機能の妥当性を調べた。超臨界水の解析に対応するため、常圧から25MPaを超える超臨界圧領域まで対応できるように水の熱物値の適用範囲を拡張した。また、燃料棒表面温度の予測精度を向上させるため、等価渦粘性モデルを導入した。既往の円管内伝熱実験や7本バンドル伝熱実験を模擬した解析を行い、改良したACE3Dを使って超臨界水の熱流動挙動を予測できることを確認した。

Experimental study on secondary depressurization action for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and gas inflow (ROSA-V/LSTF test SB-PV-03)

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAERI-Research 2005-014, 170 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-014.pdf:7.64MB

大型非定常試験装置(LSTF)を使用したROSA-V計画において、加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)模擬実験を実施し、高圧注入系(HPI)不作動時に重要なアクシデント・マネージメント(AM)策の炉心冷却効果を調べた。LSTFはウェスティングハウス社の4ループPWR(3423MWt)を実高,容積比1/48で模擬する装置である。この実験(SB-PV-03)では、PWRコールドレグ0.2%破断に相当する原子炉容器底部計装管10本破断を模擬し、HPIの不作動と蓄圧注入系(AIS)からの非凝縮性ガス流入を想定し、定率-55K/hでの2次系減圧と30分間の補助給水(AFW)作動を運転員のAM操作として実施した。その結果、これらのAM操作はAIS注入終了圧力1.6MPaまでは1次系減圧に効果的であったが、その後、非凝縮性ガスが流入したため減圧効果は低下した。このため低圧注入系(LPI)の作動開始が遅れ、破断口では水流出が継続していたので全炉心露出に至った。本報ではこれらの熱流動現象に加え、1次系保有水量の推移及びAM操作と関連づけた炉心加熱挙動、1・2次系間の熱伝達及び1次系ループへの非凝縮性ガス流入等に関する解析結果について述べる。

鉛直同心二重円筒内高温気体の自然対流熱伝達に関する研究

稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕

日本機械学会論文集,B, 70(694), p.1518 - 1525, 2004/06

https://doi.org/10.1299/kikaib.70.1518

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱,外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.010Ra5.410、窒素ガスに対して1.210Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。

Study on natural convection heat transfer in vertical annular space of a double coaxial cylinder

稲葉 良知; 武田 哲明

JAERI-Research 2000-062, 73 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2000-062.pdf:2.83MB

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つのに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがある。高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を水により冷却した同心二重円筒容器内の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験を行った。実験において、加熱壁面-冷却壁面間距離を代表長さとしたレイレー数は、ヘリウムに対して6.810<Ra<1.810、窒素に対して4.210<Ra<10となった。試験空間内の自然対流と熱放射の効果について調べ、その結果熱放射を伴う自然対流伝達の相関式をレイレー数,試験空間のアスペクト比,加熱壁面・冷却壁面温度及び熱放射率の関数として得た。また実験を模擬した数値解析を行い、実験結果に対する解析の妥当性を評価したところ、両者は比較的良く一致した。

物性値の温度依存性を考慮した浮力流れの数値解析

坂元 美定*; 功刀 資彰; 一宮 浩市*

Therm. Sci. Eng., 4(3), p.17 - 25, 1996/00

正方形容器内の空気流れを解析対象として、ブシネ近似を用いずに基礎式の全ての項で密度変化を考慮し、かつ物性値の温度依存性も考慮した式(以下NB式と表す)を用いて自然対流の2次元数値解析を行った。その結果、以下の結論を得た。(1)密度のみならず動粘度と熱伝導率に温度依存性を考慮した場合、冷却壁近傍の運動量が増加し、熱流動場が非対称な分布を示す。(2)密度の局所的な変化を考慮することによる熱伝達への影響は少ない。これに対して動粘度、熱伝導率の温度依存性はNuを加熱壁で減少、冷却壁で増加させ、熱伝達に大きな影響を及ぼす。(3)ブシネ近似を用いても、物性値の温度依存性を考慮すると、NB式に近い結果が得られる。(4)NB式から求まるNuと、物性値の温度依存性を考慮せずにブシネ近似を用いた場合のNuを比較し、その差を定量的に明らかにした。

高温工学試験研究炉の中間熱交換器の構造設計

國富 一彦; 竹田 武司; 篠崎 正幸; 大久保 実; 丸山 茂樹*; 小池上 一*

日本原子力学会誌, 37(4), p.316 - 326, 1995/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.37.316

高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)は、10MWの熱交換能力を有するヘリカルコイル型のヘリウム-ヘリウム熱交換器である。IHXは原子炉から輸送された950Cの1次ヘリウムガスと熱交換して、最高905Cの2次ヘリウムガスを得るため、ハステロイXR製の伝熱管等の内部構造物は、常時約930Cのクリープ域で使用する。これらは、原子炉の1次系バウンダリを形成しており、弾性解析に基づいた設計方法では必要な安全余裕を確保できない。そこで、初めて、本格的にクリープ解析を導入して構造設計を行った。本報は、クリープ解析に基づく構造設計の方法及び結果を示したものである。この結果、HTTR10万時間の寿命期間中の内部構造物のクリープひずみ及びクリープ疲労損傷は、運転初期の数サイクルで急速に増加するものの、その後は穏やかに増加し、制限値を超えないことを明らかにした。

等温加熱下の複合対流熱伝達に関する数値解析

功刀 資彰; 一宮 浩市*; 坂元 美定*

日本機械学会論文集,B, 60(572), p.1393 - 1400, 1994/04

https://doi.org/10.1299/kikaib.60.1393

最近の微細加工技術の進展は、熱機器の小型化を促進し、特に電子機器などでは集積度を高めて高機能・高性能化を図ることが可能となって来た。従来の機器は、比較的寸法が大きく、伝熱設計を行う場合には、いわゆる強制対流域の特性が重要であった。しかし、機器の寸法が小さくなると、流れを支配するパラメータであるレイノルズ数:Re=UL/(U:代表速度、L:代表寸法、:動粘度)はL小でRe小となり、強制対流による除熱が有効でなくなる領域を扱う必要が出て来る。この領域では複合対流特性をいかに制御するかがポイントとなる。本研究は、矩形流路の全壁面を一定温度(局所熱流束は非一様)として層流複合対流の熱流動特性を非定常3次元熱流体数値解析で検討したものである。自然対流効果が強くなるに従ってはく離流れを伴う3次元的流動状態となり、伝熱特性も大きく変化することが分かった。

Effects of three dimensional flow separation due to non-uniform heating on laminar mixed convection in a square channel

功刀 資彰; 一宮 浩市*; 坂元 美定*

Proc. of 10th Int. Heat Transfer Conf., 0, p.501 - 506, 1994/00

最近の技術進展は目ざましく、多くの微小で複雑な機器(例えば、電子機器等)装置サイズの小型化は、機器からの除熱手法としてのConventionalな強制対流を無力化させる(すなわち、流れの代表寸法が小さくなり、Reynolds数が低下するため、伝熱に有効な乱流域の流れから層流域の流れが主となることによる。)。この様な流れ場では、自然対流効果を利用した複合(共存)対流による伝熱促進及び制御が重要となる。本研究では、壁面の局所熱流束が非一様となる場合の矩形流路内共存対流を3次元非定常N-S方程式を用いて数値シミュレーションし、自然対流効果によって3次元的なはく離流れの生ずること及びこれが流路閉塞効果となって、圧力損失の増大及び熱伝達の局所的促進/低下効果をもたらすことを明らかにした。

Application of subchannel code to DNB analysis of HCLWR

岩村 公道; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫

Subchannel Analysis in Nuclear Reactors, p.281 - 301, 1992/00

三角配列7本ロッドテスト部を用いた定常及び非定常条件下での限界熱流束(CHF)実験における局所流動条件を求めるため、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iを使用した。局所流動条件計算結果をKfKのCHF相関式に適用することにより、定常CHFの発生を10%以内の精度で予測することができた。流量低下、出力上昇、あるいは流量と出力の同時変化条件下での非定常CHF発生も、本手法により定常実験と同程度の精度で予測することができた。本予測手法を扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)の定常運転時及び熱的に最も厳しい一次冷却材ポンプ軸固着事故時のDNB解析に適用した結果、いずれの場合にも最小DNBRは安全基準値を十分上回っており、本高転換軽水炉は十分大きな熱的安全余裕を有することが分かった。