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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。
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 8 Pages, 2022/10
Various types of cooling of fuel debris such as reduction in the amount of water injection, intermittent injection water and air cooling are considered for contaminated water management in the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS). As a method for estimating the thermal behavior of fuel debris in the preliminary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi NPS, JAEA develops a method for estimating the thermal behavior in the air cooling, including the influence of the position, heat generation, and the porosity of fuel debris by JUPITER added a porous model. In order to validate the natural convective heat transfer analysis with porous bodies by the JUPITER added the porous model, the heat transfer and the flow visualization experiments of air natural convection with a porous body was performed in this study. The temperature distributions of the heat transfer surface, the natural convection area and the porous body were measured with thermocouples. In addition, the flow visualization was performed by a particle image velocimetry (PIV). We compared the temperature and flow results between the experiment and the numerical analysis. The temperature distributions at the central axis were generally agreed on the condition without the porous body. As for with the porous body, the tendency to increase the temperature inside the porous body was reproduced as in the analysis, but quantitative differences were observed. For the flow distribution of the test vessel, flow along the experimental vessel wall to form a vortex was observed in the experiment. On the other hand, an upward flow occurred from the center of the heating surface, and the flow was separated by the ceiling to form two vortices in the numerical analysis. The difference between the analysis and the experiment indicates that discussions for various thermal conductivity models to porous bodies is necessary.
安部 諭; Hamdani, A.; 石垣 将宏; 柴本 泰照
Proceedings of International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2020) (Internet), p.258 - 268, 2020/10
The composite behavior of heat and mass transfer is one of the significant issues in discussing a nuclear containment thermal-hydraulic during a severe accident. Previous studies focused on the mixing behavior by the natural convection. In addition to this, since outer surface cooling is considered to be one of the AM measures to prevent the over-temperature damage, an investigation of the relationship between stratification behavior and the ability of outer cooling is required. This paper describes an experimental investigation on natural convection induced by outer cooling in the presence of the density stratification consists of air-helium (as mimic gas of hydrogen) gas mixture. By using the unique outer cooling system of the CIGMA facility of which test vessel is cylindrical with 2.5 m diameter and 11 m height), it is clarified that the relative cooling location to the stratification plays an important role to decide the composite behavior of heat and mass transfer in the enclosed vessel. This knowledge is useful for understanding the interaction behavior of heat and mass transport during the outer cooling as one of the AM measures.
石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.
JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB
2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。
丸山 結*; 森山 清史; 中村 秀夫; 平野 雅司; 中島 研吾*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.12 - 21, 2003/01
被引用回数：6 パーセンタイル：40.64(Nuclear Science & Technology)デブリと下部ヘッドとの境界におけるギャップを満たす水のデブリ冷却効果を、実炉規模の定常計算に基づいて概略的に評価した。本計算では、狭隘流路における限界熱流束及び内部発熱流体の自然対流熱伝達に関する相関式を用い、ギャップ幅に依存する下部プレナム内冷却可能最大デブリ堆積深さを算出した。計算結果は、TMI-2事故の条件下では1mmから2mmの幅を有するギャップによりデブリを冷却可能なこと、より多量のデブリを冷却するためにはギャップ幅の大幅な増大が必要であることを示唆した。定常計算と併せて、過渡挙動の重要性を明確にするため、ギャップの成長及びギャップ内浸水に関するモデルを構築し、低レイノルズ数型二方程式モデルに分類されるYinらの乱流自然対流モデルとともにCAMPコードに組み込んだ。乱流モデルはUCLAで実施された内部発熱流体自然対流実験の解析により検証し、容器壁面における局所熱伝達係数の分布を精度良く予測することを確認した。ギャップ冷却に関するモデルの検証は、原研で実施した、水で満たした半球容器に溶融アルミナを注いだ圧力容器内デブリ冷却性実験の解析を通して行った。構築したギャップ冷却モデルを用いることにより、CAMPコードが容器壁の温度履歴を再現可能であることを明らかにした。
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6.8
10
<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。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00
高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210
Cの条件で、圧力容器温度は-29C,+37Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。
椎名 保顕; 藤村 薫
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(6), p.568 - 570, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：27.82(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の強制対流冷却そう失事故時には、圧力容器内の熱除去は主として自然対流により行われる。本実験は、安全設計上特に重要であると考えられる圧力容器上鎖部内自然対流を取り扱い、上鎖部内面への平均熱伝達率を求めたものである。使用流体は水、エチルアルコール、44w%と78w%グリセリン水溶液である。求められた平均熱伝達率を従来行われている、水平、鉛直二平板間の自然対流実験結果と比較した。また、プラントル数が熱伝達率に及ぼす効果についても検討を加えた。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 大西 信秋
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.551 - 564, 1985/00
被引用回数：22 パーセンタイル：89.97(Nuclear Science & Technology)本報は、20%低濃縮ウラン板状燃料を用いて、プール型軽水冷却の熱出力20MWの原子炉に改造予定の研究炉,JRR-3の熱水力設計と解析結果の概要を述べたものである。通常運転条件として、強制対流と自然対流の2つの冷却形式を採用する予定である。設計条件として、通常運転条件では炉心内で沸騰を許さないよう沸騰開始温度に対する余裕と、DNBに対する余裕を充分有するよう設計し、その余裕を評価した。その結果、熱出力20MW時の炉心流速設計値は6.2m/sが得られた。この時の沸騰開始温度に対する余裕は最大となっており、最小DNBRも2.1でありDNBに対して充分余裕のあるものである。更に、自然対流冷却時の炉心熱水力特性も明かにした。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
多孔質体と考えられている、東京電力福島第一原子力発電所のPCV内燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動解析手法の開発を進めている。前報までは、多孔質体モデルを追加したJUPITERの妥当性確認や東京電力福島第一原子力発電所2号機PCV内の予備解析結果について報告した。本報では、多孔質体モデルにおける有効熱伝導率モデルの違いがPCV内熱挙動へ与える影響について報告する。本解析結果から、モデルの違いにより燃料デブリの温度や流速分布が異なり、燃料デブリの除熱量が大きく異なることが確認された。このことから、PCV内の熱挙動を推定するためには、燃料デブリ等の多孔質体としての内部構造の把握と、それに応じたモデルの適切な選択が必要である。
