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上澤 伸一郎; 山下 晋; 佐野 吉彦*; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.523 - 541, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉における汚染水対策として、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、燃料デブリの位置や発熱、空隙率の影響を含む、空冷時の熱挙動を計算するため、ポーラスモデルを用いたJUPITERコードによる数値解析手法の開発を進めている。本研究では、ポーラスモデルを用いたJUPITERの妥当性確認を行うため、多孔質体を用いた自然対流熱伝達実験とその数値シミュレーションを実施した。実験とシミュレーションの温度と速度の分布を比較すると、多孔質体の上面付近の温度を除き、シミュレーションの温度分布は実験の温度分布と良く一致した。また、速度分布も実験結果と定性的に一致した。妥当性確認に加えて、本研究では、多孔質体の内部構造に基づく有効熱伝導率が自然対流熱伝達に及ぼす影響について検討するために、様々な有効熱伝導率モデルを用いた数値シミュレーションも実施した。その結果、多孔質媒体内の温度分布や自然対流の速度分布はモデルごとに大きく異なることがわかり、燃料デブリの有効熱伝導率は1Fの熱挙動解析における重要なパラメータの一つであることがわかった。
神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11
忠実な核熱連成シミュレーションを実現するためにJAEA Advances Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN)の開発を行ってきた。今回は、JAMPANを用いたMVP/JUPITER連成シミュレーションの実現可能性を確認するため、BWR条件下での単一燃料集合体に対する核熱連成シミュレーションを実施する。発表では、MVP/JUPITER間のデータの授受方法およびシミュレーション結果について説明する。
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
福島第一原子力発電所の廃炉における汚染水対策として、注水低減,間欠注水,空冷が検討されている。しかし、格納容器内には燃料デブリの不確実性があるため、燃料デブリの分布状態や燃料デブリ取り出し作業の進捗状況に応じて、最適な冷却方法を事前に検討する必要がある。そのため我々は、燃料デブリの位置,発熱,気孔率の影響を含む空冷中の熱挙動を推定する方法の開発を進めている。多孔体と考えられる燃料デブリの内部構造をモデル化した上で大規模な熱流動解析を行うことは困難であることから、JUPITERに多孔体モデルを追加することにより多孔体の熱流動の解析を可能にした。本研究では、多孔体モデルを導入したJUPITERの妥当性検証結果について報告するとともに、多孔体の伝熱モデルについて直列,平行,幾何平均モデルのどのモデルが最も有効かについて議論する。多孔体周辺の自然対流の検証データについては、多孔体を含む系における自然対流の伝熱流動実験を独自に行った。実験と各モデルでの数値解析と比較を行ったところ、幾何平均モデルを用いた数値結果が実験結果に最も近い結果を得られた。しかしながら、定量的には温度と速度ともに実験結果よりも過大評価しており、特に、多孔体と空気との境界付近の温度は、より過大評価していることを確認した。
横山 賢治; 石川 眞*
International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments (CD-ROM), p.ZPPR-LMFR-EXP-001, 002, 005, 006 - Appendix M, D, G, G, 2023/00
OECD/NEAの国際炉物理ベンチマークハンドブック(IRPhEP)には、JUPITER計画のNa冷却MOX燃料高速炉を模擬した9つのZPPR炉心(ZPPR-9, 10A, 10B, 10C, 13A, 17A, 18A, 18C, 19A)の実験データが炉物理ベンチマーク問題として登録されている。ZPPR炉心のas-builtモデル(幾何形状を忠実に模擬したモデル)を作成するには、ZPPRベンチマーク問題にEXCELファイルとして添付されているAMMモデル(All Master Model)とドロワマスターモデルを使う。通常はこれらのファイルの情報を使うことで完全なas-builtモデルを再現できるが、一つ例外があり、いくつかの炉心の「吸収材安全ロッド(Poison Safety Rod: PSR)」,「シムロッド(Shim Rod)」と呼ばれるナロードロワ(ドロワ:燃料を装荷するための引き出し)については完全には再現できない。これらのナロードロワには、緊急時炉停止や臨界調整のために吸収材を挿入するために片側半分に空隙が設けてある。このため、ナロードロワの方向を決めるためには、空隙がどちらにあるのかをAMMモデルやドロワマスターモデルで明示しなければならない。残念ながら、JUPITER-Iシリーズ炉心(ZPPR-9, 10A, 10B, 10C)では、このナロードロワの方向が区別されていなかった。このため、アルゴンヌ国立研究所(ANL)実験者が作成したオリジナルの実験炉心図や燃料装荷記録から、これらの4つの炉心のナロードロワの方向を調査した。これらの4つの炉心のas-builtモデルを作成できるようにするため、この調査結果に基づいてナロードロワの方向を、これらのベンチマーク問題の新しい付録としてEXCELファイルの形でまとめた。
Chai, P.; 山下 晋; 永江 勇二; 倉田 正輝
Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 14 Pages, 2019/03
RPV内部の溶融材料の挙動を正確に理解し、SAコードの精度を向上させるために、JUPITERと呼ばれる多相,多物理モデルを備えた新しい計算流体力学(CFD)コードが開発された。それは多相計算のアルゴリズムを最適化した。その上、化学反応もコード内で注意深くモデル化されているので、融解プロセスを正確に扱うことができる。一連の検証と検証の研究が行われており、これらは分析解や以前の実験とよく一致している。JUPITERコードのマルチフィジックスモデルの機能は、関連するシビアアクシデントシナリオにおける溶融材料の挙動を調査するためのもう1つの便利なツールである。
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00115_1 - 18-00115_13, 2018/08
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 evaluated the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because 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 validation of the free-convective heat transfer analysis of JUPITER were performed to evaluate the air-cooling performance of fuel debris in the dry method by using JUPITER. As the preliminary analysis, JUPITER was compared with OpenFOAM for simple configurations. The comparison proved that JUPITER can calculate the vertical temperature distribution as well as OpenFOAM on the condition of the lower heating amount. In the validation, JUPITER was compared with the heat transfer experiments of free convection in air adjacent to an upward-facing horizontal heating surface. The comparison proved that JUPITER was in good agreement with the experiment on the condition of the lower heating-surface temperature. The result indicated that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the free-convective heat transfer of the fuel debris in the dry method.
横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*
JNC TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04
JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。
横山 賢治; 沼田 一幸*
JNC TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。
核データベース*
PNC TN9450 96-052, 694 Pages, 1996/10
本報告書は動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reacter)において、1982年から1984年にかけて実施された大型高速炉臨界実験のフェーズ2(JUPITER-2)の実験データをまとめたものである。JUPITER-2実験では電気出力65万kWe級の径方向ブランケットの形状が異なる6つの径方向非均質ベンチマーク炉心が含まれる。本報告書に収録した実験項目は、臨界性、制御棒反応度、反応率分布、Naボイド反応度、サンプル反応度、ドップラー反応度、ゾーン置換反応度、ガンマ線発熱である。 本実験データ集はJUPITER実験の成果を、大型FBR炉心の炉物理研究及び核設計のための基本データベースとして、将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。従って、実験内容を理解するために必要な情報に加えて、実際に実験解析を行うために必要な詳細データをくまなく網羅した。また、本実験データ集に含まれている実験体系あるいはドロワの組成データなどの情報は、ほとんど大洗工学センターの大型計算機あるいはその媒体上に保管されており、今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして入力できるようにした。
石川 眞*; 杉野 和輝*; 斎藤 正幸*; 佐藤 若英*; 衣鳩 憲一*; 三田 敏男*
PNC TN9410 95-214, 199 Pages, 1995/08
現在、大洗工学センター基盤技術開発部では、これまでに蓄積された量豊な炉物理研究の成果を集大成し、大型FBR炉心に有効に活用できるようにするための作業が進められている。本報告書は、この核設計基本データベース整備作業の一環として、JUPITER臨界実験解析の中で、特に臨界性に着目して、その炉物理的整合性を評価したものである。ここでは、単にJUPITERのC/E値が1.0に近いかどうかだけで妥当性を判断するのではなく、感度解析手法を全面的に使用して、実験解析結果が相互に矛盾がないかを定量的に検討し、また、核データライプラリの違いによる影響評価、JUPITERと異なる炉心であるFCAや「常陽」に対する解析や、JUPITER標準解析手法と全く異なるモンテ力ルロ解析手法との比較も行って、多様な観点から信頼性を高めることを基本方針とした。(1)JENDL-2ベースの70群基本炉定数セットJFS-3J2(89年版)と、3次元XYZ輸送計算相当の詳細解析手法を用いたJUPITER実験の臨界性のC/E値は、0.993
0.999の範囲であり、全般的にやや過小評価である。また、均質・非均質の炉心型式に対する明らかなC/E値依存性が見られるが、感度解析の結果から判断してこの原因は主に、内部プランケットの存在とJFS-3・J2の核断面積誤差のためと考えられる。(2)炉心サイズの大小、CRP(Naチャンネル)の有無、制御棒の挿入・引抜、内部プランケットの有無など、炉心仕様の違いが臨界性に与える相対的変化については、最新の3次元XYZ輸送計算相当の詳細解析手法は、充分な予測精度をもつ。(3)JUPITER実験の臨界性の絶対値に対する解析誤差の評価値約
0.3%
kは、ZPPR-9炉心に対するモンテカルロ解析と最新解析手法による値がよく一致したことなどから、ほぼ妥当であると考えられる。(4)最新のJENDL-3.2ペース炉定数による解析値と、これまで標準として用いてきたJENDL-2ベース炉定数の結果はほぼ一致したが、核種毎の内訳分析により、非常に多くの核種反応の正負の寄与が、偶然に相殺した結果であることが判明した。従って、炉定数調整法などによる臨界実験データの反映がなければ、大型炉核設計の臨界性予測には相当の誤差が含まれる可能性がある。(5)FCA及び「常陽」の小型4炉心の臨界性解析結果とJU
核データベース*
PNC TN9410 93-010, 502 Pages, 1992/12
本報告書は,動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として,アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型臨界実験装置ZPPRにおいて,1978年から1979年にわたって実施した大型高速炉臨界実験のフェーズI(JUPITER-I)の実験データをまとめたものである。JUPITER-I実験には,電気出力6080万kWe級の2領域均質炉心を模擬した以下の7つの炉心が含まれる。ここで収録した実験項目は,臨界性,制御棒反応度,反応率分布,Naボイド反応度,サンプル反応度,ドップラー反応度,ガンマ発熱,中性子スペクトルである。(1)ZPPR-9炉心:炉心体積約46001の2領域円筒型のクリーン炉心。(2)ZPPR-10A炉心:ZPPR-9炉心とほぼ同じサイズで19本のCRPを持つ6角形の工学的模擬炉心。(3)ZPPR-10B炉心:ZPPR-10A炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。(4)ZPPR-10C炉心:ZPPR-10A炉心とほぼ相似形で炉心体積を62001とした。(5)ZPPR-10D炉心:ZPPR-10C炉心と同じサイズでCRPを31本とした。(6)ZPPR-10D/1炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち中心1本を制御棒とした。(7)ZPPR-10D/2炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。本実験データ集は,JUPITER実験の成果を,大型FBR炉心の炉物理研究および核設計のための基本データベースとして,将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。したがって,実験内容を理解するために必要な情報とともに,実際に実験を解析するために必要な詳細データをくまなく網羅した。また,本実験データ集に含まれている実験体系の情報は,ほとんど大洗工学センターの大型計算機上に保管されており,今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして利用できるようにした。
核設計DB W*
PNC TN9410 92-278, 347 Pages, 1992/09
大型FBR炉心のための核設計基本データベース整備の一環として,日米共同大型高速炉臨界実験(JUPITER)のフェーズI(電気出力6080万kWe級の2領域均質炉心模擬体系シリーズ)について,これまでの炉物理研究の成果として確立された最新解析手法を用いて再解析を行い,これを評価した。今回用いた解析手法及び主要解析結果を示す。(1)解析手法 (1)核断面積:JENDL-2ベースの70群高速炉用定数セットJFS-3-J2(89年版)(2)セル計算 :プレートストレッチモデル,Toneの方法によるプレート非均質効果カレント重み輸送断面積(3)体系基準計算 :3次元XYZ体系18群拡散計算,Benoistの異方性拡散係数(4)体系補正計算 :3次元輸送,メッシュ,非対象セル,AMM効果など(2)解析結果(1)臨界性のC/E(計算/実験)値は,各炉心間(ZPPR-9,10A10D/2)でよく安定しており,0.9937+ー0.0006である。炉心体積やCRP有無などに対するC/E値依存性は見られない。(2)制御棒価値のC/E値は,各炉心の中央部から径方向の外側に行くほど大きくなる径方向依存性が見られる(511%)。また,反応率分布のC/E値にも同様の径方向依存性(25%)が見られ,制御棒価値の傾向とほぼ対応している。(3)C28/F49,F25/F49の反応率比C/E値は各炉心間で安定しており,内側炉心部では,それぞれ1.06,1.03である。(4)Naボイド反応度のC/E値は,炉心中央部平均で約+25%の過大評価である。
川西 智弘; 長家 康展; 吉田 啓之; 秋江 拓志; 多田 健一; 小野 綾子
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、軽水炉設計の高度化、安全性の向上を目的として、先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発を開始した。本シミュレーションシステムにおいては、核計算コードとして連続エネルギー中性子輸送計算モンテカルロコードMVPを、熱流動計算コードとして、詳細二相流解析コードTPFITあるいは3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを用いることで、気泡などの移動に伴う3次元かつ非定常なボイド率の変化を考慮した上で、高精度な中性子輸送計算を可能とする。これにより、これまで明らかとなっていない、微小な時空間的なボイド率の変動による炉出力への影響が明らかとなるとともに、現在の核熱連成シミュレーションに関しての参照解の提供が期待できる。本報告では、開発中のシステムの概要や開発状況について報告する。
多田 健一; 秋江 拓志; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之; 川西 智弘
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、軽水炉設計の高度化、安全性の向上を目的として、先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発を開始した。本発表では、先進的核熱連成シミュレーションシステム開発に必要な知見を得るために開発したプロトタイプシミュレーションシステムの概要と、プロトタイプ開発を通じて得られた知見について報告する。
日原 由太郎*; 文字 秀明*; 阿部 豊*; 山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
熱流動技術開発グループでは、シビアアクシデント時の燃料の溶融挙動や、溶融物の移行挙動評価を目的として、多相流解析手法(JUPITER)を開発している。JUPITERは溶融物などの流体の挙動を、数値流体力学的手法による計算するものであり、特に溶融燃料の移行挙動について解析結果の適用性を示すためには、流体力学的な挙動に対して実験結果との比較を行い、その妥当性を確認する必要がある。そこで本研究では、流体力学的な挙動に対して解析結果と比較するための検証データ取得を目的として、炉心下部構造を模擬した装置と、模擬溶融物としての水を用いた試験を行っている。本報では、試験装置を用いて取得した液膜厚さや液膜速度などの流下液膜挙動を数値計算結果と比較し、解析の課題について検討した結果を報告する。
吉田 啓之; 神谷 朋宏; 多田 健一
no journal, ,
30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30)において開催される、Workshop 1: Computational Fluid Dynamicsは、若手研究者、技術者、学生を対象に、数値流体力学(CFD)に基づく数値シミュレーションの基礎、検証のための実験、その応用などを示すために実施される。原子炉の安全性の向上、新型炉の効率的な開発などのためには、数値シミュレーション技術を活用し、原子炉内の複雑なマルチフィジックス現象について評価することを求められる。本講演では、これに対応するため核工学・炉工学ディビジョンにおいて開発されている、マルチフィジックス連成シミュレーションシステム(JAMPAN)の概要や、開発の一環として実施した核熱連成シミュレーションの結果について紹介する。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 佐野 吉彦*; 吉田 啓之
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の原子炉格納容器(PCV)内燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERコードへの多孔質体モデル追加による燃料デブリ熱挙動解析手法の開発を進めている。本報では、燃料デブリの多孔質体内部構造として、気泡分散型、トラス構造型、粒子充填層型を仮定したときのPCV内熱挙動へ与える影響について報告する。各構造型に対して燃料デブリ内の温度分布を比較したところ、粒子充填層型の燃料デブリの温度が最も高かった。これは、燃料デブリの点接触を仮定した粒子充填層型では、有効熱伝導率が低く評価されたことに起因する。一方、気泡分散型では、燃料デブリが結合しているため有効熱伝導率が高く、最も燃料デブリ温度が低かった。トラス構造型は、両構造の中間値程度であった。PCV内の熱挙動は多孔質体内部構造により大きく異なり、より正確な熱挙動の推定には多孔質体内部構造を把握と、対応した有効熱伝導モデルの開発が必要である。
8単一集合体体系における沸騰シミュレーション神谷 朋宏; 小野 綾子; 永武 拓; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、炉心設計コードの参照解の取得を目的とし、マルチフィジックスプラットフォームJAMPAN (JAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems)上で、核計算モンテカルロコードMVPと多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERを結合させることで、詳細かつ忠実な核熱連成解析の実現を目指している。BWRを対象とした場合、熱流動解析コードには燃料棒表面での沸騰を考慮することが求められる。そこで、温度回復法を用いて沸騰を考慮し、88 STEP-II単一燃料集合体体系の熱流動解析を行った。
神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
JAEAでは、軽水炉設計の高度化と安全性の向上を目的として、マルチフィジックスシミュレーション用プラットフォームJAMPANの開発、核計算コードの改良、熱流動計算コードの改良と妥当性確認を実施している。今回、JAMPANに核計算コードMVPと熱流動計算コードJUPITERを連成させる機能を実装し、その機能を検証した。検証のため、燃料バンドル体系を対象とし、BWRの通常運転条件での核熱連成シミュレーションを行った。本発表では、JAMPANを介したMVP/JUPITER間のデータの授受法を概説し、MVP/JUPITERを用いた核熱連成シミュレーション結果について報告する。
秋江 拓志; 多田 健一; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之; 川西 智弘
no journal, ,
原子力機構では、軽水炉の設計高度化、安全性の向上を目的として、先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発を進めている。本報告では、サブチャンネル内の詳細な気泡分布が核分裂率(出力分布)に与える影響を調査した。
