検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 16 件中 1件目~16件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Subchannel analysis of thermal-hydraulics in a fuel assembly with inner duct structure of a sodium-cooled fast reactor

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(2), p.021001_1 - 021001_12, 2019/04

原子力機構では、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討における炉心損傷事故に対する安全対策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。本研究では、サブチャンネル解析コード(ASFRE)を用いFAIDUS内の熱流動特性について調べた。FAIDUSの解析を実施する前に、模擬燃料集合体試験を対象として解析を行いASFREの妥当性を確認した。大型炉の内部ダクトのない典型的な燃料集合体と内部ダクトを有するFAIDUSを対象に高流量および低流量条件下での熱流動解析を実施し、FAIDUS内の温度分布について、内部ダクトのない燃料集合体と同様に顕著な非対称性が生じないことを示した。

論文

Thermal-hydraulic analysis of fuel assembly with inner duct structure of an advanced loop-type sodium-cooled fast reactor using ASFRE code

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討において、高速炉の安全性向上のための方策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。FAIDUSの設計実現性を確認するため、種々の運転条件下における熱流動評価が必要であり、本研究では、模擬燃料集合体を用いた試験を対象とした数値解析を通じ燃料集合体へのASFREコードの適用性を確認した後、内部ダクトのない燃料集合体とFAIDUSの熱流動解析を実施した。得られた結果からFAIDUS内に非対称な温度分布が生じず、FAIDUSの温度分布特性は内部ダクトのない燃料集合体と同様であることがわかった。特に、低流量条件において、浮力による局所的な流れの促進が流量再配分をもたらし、その影響により平坦な温度分布が形成されるとの知見を得た。

論文

高速炉燃料集合体内熱流動解析コードASFREの開発; 分布抵抗モデル改良と検証解析

菊地 紀宏; 大島 宏之; 田中 正暁; 橋本 昭彦*

第21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, 2016/06

高速炉燃料集合体の熱流力設計や安全性評価への適用を目的として、サブチャンネル解析コードASFREを整備し、複数の試験解析を通して燃料集合体内熱流動評価への適用性を確認してきたが、試験結果と比べやや急峻な温度分布となる傾向があった。本研究では、燃料集合体内温度分布の予測精度向上を目的として、流量配分に影響を及ぼす局所的な流動抵抗をより適切に評価するため、サブチャンネル解析の各コントロールボリュームにおいて冷却材が燃料ピンやワイヤスペーサから受ける局所的な流動抵抗を計算する分布抵抗モデル(DRM: Distributed Resistance Model)の精緻化を試みた。具体的には、DRMに組み込まれる燃料ピン配置等の幾何形状を考慮するモデルパラメータを修正した。改良されたDRMの適用性を確認するため、37本ピンバンドル体系ナトリウム試験を対象とした解析を実施し、その適用性を確認した。

論文

Subchannel analysis of 37-rod tight-lattice bundle experiments for reduced-moderation water reactor

中塚 亨; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

水冷却増殖炉の熱水力的成立性を確認するために原研が実施している37本稠密格子バンドル試験を、サブチャンネル解析コードNASCAを用いて解析した。NASCAはギャップ幅1.3mmの場合、限界出力を良好に予測できるが、ギャップ幅1.0mmの場合予測精度が劣化した。予測されたBT位置は試験結果と一致した。今後、ギャップ幅効果を考慮してコード中のモデルを改良する予定である。

報告書

稠密格子体系ロッド位置変位のX線CTによる測定と伝熱特性への影響(共同研究)

光武 徹*; 勝山 幸三*; 三澤 丈治; 永峯 剛*; 呉田 昌俊*; 松元 愼一郎*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2005-034, 55 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-034.pdf:7.76MB

燃料棒と燃料棒の間隙が1mm程度の稠密格子体系では、わずかなロッド位置変位により伝熱特性に影響を及ぼす恐れがある。また、熱的限界出力を評価するサブチャンネル解析において、模擬燃料棒が設計位置からズレた場合の影響を定量的に確認しておくことは、実験解析の予測誤差原因を検討するうえで重要である。本研究では、低減速炉炉心模擬燃料集合体(7本バンドル)に対して、断面内の模擬燃料棒配置を実測し、その結果に基づいて各模擬燃料棒中心位置の変位と伝熱特性との関係について実験的に検討するとともに、サブチャンネル解析結果に及ぼすロッド位置変位の影響を評価した。X線CT装置による断面の可視化画像より、模擬燃料棒位置は設計位置から大きく変位していないことが確認できた。模擬燃料棒位置の変位は、最大0.5mm,平均は0.2mmであった。伝熱実験の結果、BT発生位置・時刻の観点から模擬燃料棒位置の変位の影響は小さかった。X線CT測定結果に基づく限界出力計算値(サブチャンネル解析)は、模擬燃料棒が設計位置にある結果よりも5%程度小さくなったが、過大評価の程度は約25%と依然大きかった。このことから、解析結果と実験結果との差異は、模擬燃料棒の変位(入力データの問題)だけでは説明はつかず、解析モデルの影響の大きいことがわかった。

論文

Rod displacement effect on thermal-hydraulic behaviour in tight-lattice bundle based on X-ray CT measurement

光武 徹*; 秋本 肇; 三澤 丈治; 呉田 昌俊*; 勝山 幸三*; 永峯 剛*; 松元 愼一郎*

Proceedings of 4th World Congress on Industrial Process Tomography, Vol.1, p.348 - 353, 2005/00

稠密格子模擬7本バンドル伝熱試験体の内部構造を高エネルギーX線CTで撮像し、ヒータロッドの配列を定量的に測定した。その結果、ヒータロッド中心位置の変位は最大0.5mmであった。その結果に基づいて、ヒータロッド周りの流路形状を計算し、サブチャンネル解析コードに入力して除熱限界出力を予測した。その結果、ヒータロッド位置の及ぼす限界出力計算値への影響は小さく、限界出力の予測誤差はほとんど減少しなかった。

論文

Subchannel analysis of CHF experiments for tight-lattice core

中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09

低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。

論文

稠密格子ロッドバンドルでの気液二相流流量配分に関する研究

大貫 晃; 柴田 光彦; 玉井 秀定; 秋本 肇; 山内 豊明*; 溝上 伸也*

日本混相流学会年会講演会2003講演論文集, p.35 - 36, 2003/07

原研で開発を進めている低減速軽水炉の熱流動設計では、サブチャンネル解析コード等による解析的な評価を中核に据えている。そのため、ボイドドリフトモデルをはじめとする物理モデルの稠密格子体系への適用性を検証する必要がある。本研究では19本稠密格子ロッドバンドル体系での気液二相流流量配分実験を行い、サブチャンネル解析コードの適用性を評価/検証する。チャーン流条件で取得した液相及び気相の流量配分実験結果をサブチャンネル解析コードNASCAにより評価した結果、液相流量分布は妥当に予測したが気相流量分布は過小評価した。ボイドドリフトモデルの適用性をさらに検討する必要がある。

報告書

低減速スペクトル炉開発のための稠密格子体系PWR圧力条件での限界熱流束実験

新谷 文将; 中塚 亨; 頼経 勉; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 石川 信行; 佐藤 隆; 渡辺 博典; 大久保 努; 岩村 公道; et al.

JAERI-Research 2002-018, 37 Pages, 2002/10

JAERI-Research-2002-018.pdf:2.62MB

燃料棒間ギャップ幅が1mm程度の稠密炉心を有する低減速スペクトル炉の成立性評価上重要な限界熱流束評価用基礎データの取得と限界熱流束評価手法の適用性の検討のため、7本バンドル,ギャップ幅1.5,1.0及び0.6mm,PWR圧力条件での基礎実験を実施した。実験の結果、質量流速及びサブクール度が大きいほど、質量流束が2,000kg/m$$^{2}$$/s程度より小さな領域ではギャップ幅が広いほど限界熱流束は大きくなることがわかった。また、高クオリティ域でのCHFの発生等の実験結果から、液膜ドライアウト型のCHFの可能性が示唆された。KfK相関式を組み込んだサブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iを実験解析に適用した結果、解析で得られる限界熱流束は実験値より10%から60%低い値であった。このことから、本解析手法は、対象とした体系に対して大きな余裕をもって限界熱流束を評価できることがわかった。

論文

CHF experiments under steady-state and transient conditions for tight lattice core with non-uniform axial power distribution

岩村 公道; 渡辺 博典; 大久保 努; 新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(5), p.413 - 424, 1993/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.09(Nuclear Science & Technology)

最高圧力15.5MPaの条件下で、軸方向非均一出力分布を有する三角配列7本ロッド集合体による、定常時及び非定常時限界熱流束(CHF)実験を実施した。定常CHF発生は、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-Iにより計算した局所流動条件をKfKのCHF相関式に適用することにより、10%以内の精度で予測できた。しかしながら、種々のメカニスティックCHFモデルと定常CHFデータとの一致は良好ではなかった。流量低下、出力上昇または流量と出力の同時変化条件下での非定常CHFは、準定常CHF予測手法により、定常CHF実験と同程度の精度で予測できた。本手法の予測精度は30%/s以内の流量低下率及び120%/s以内の出力上昇率の範囲内では過渡変化速度には依存しなかった。扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCPWR)の軸固着事故及び制御棒クラスタ飛び出し事故を模擬した熱水力条件下では、CHF発生に対して十分大きな余裕が存在することが明らかとなった。

論文

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。

論文

Evaluation of DNBR under operational and accident conditions for double-flat-core type HCLWR

岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(1), p.45 - 58, 1991/01

原研では、燃料の有効利用を目的として、平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)を開発中である。本炉の運転時及び事故時DNBR特性を調べるため、実験的及び解析研究を実施した。原研及びBettis原子力研究所で実施した三角配列、密格子体系でのCHF実験データにより相関式を評価した結果、KfK相関式がデータとの一致が最も良好であった。Bettisの実験データとKfK相関式による予測値を比較した結果、最小DNBR(MDNBR)として、1.28を得た。一次冷却材ポンプトリップ事故及びポンプ軸固着事故を対象としたシステム解析には、J-TRACコードを使用し、局所流動条件及び表面熱流束の計算には、サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1を用いた。解析の結果、定常運転条件下では十分な安全余裕が確保され、事故条件下においても最小DNBRの評価値はMDNBR基準値を上回ることが分かった。すなわち、HCLWRの現状設計は、MDNBR基準の観点からは実現可能である。

報告書

舶用炉炉心内流動に及ぼす船体横揺の影響に関する研究

楠 剛; 鈴木 治*; 伊藤 泰義; 細田 誠吾*

JAERI-M 90-181, 57 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-181.pdf:1.04MB

船体運動のうち横揺が炉心内流動に及ぼす影響を理論的に検討した。検討の対象は、当室で開発中の改良舶用炉炉心とし、解析は、横揺に関する計算機能を追加した汎用熱水力解析コード「THERMIT-2」により実施し、横揺周期、横揺振幅、炉心発熱量、境界条件等が、出口流速の変動量、流速変動と加速度変動の位置差に与える影響を検討した。計算の結果、炉心発熱がある場合よりもない場合の方が出口流速の変動が大きくなるなど興味深い知見が得られた。

報告書

高転換軽水炉限界熱流束実験,3; 加熱長さ:0.5$$sim$$1.0m,P/D:1.126$$sim$$1.2,ロッド数:4$$sim$$7

岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫

JAERI-M 90-044, 158 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-044.pdf:2.81MB

高転換軽水炉の熱水力学的成立性研究の一環として、4本または7本ロッドからなる三角配列稠密格子バンドルでの定常及び流量低下非定常時の限界熱流束(CHF)実験を実施した。テスト部形状は、ロッド外径9.5mm、P/D:1.2$$sim$$1.126、発熱長さ:0.5~1.0mである。定常実験条件の範囲は、圧力:1.0$$sim$$3.9MPa、質量速度:460~4270kg/s・m$$^{2}$$、出口クオリティ:0.02$$sim$$0.35である。サブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1により求めた局所流動条件をCHF相関式の評価に用いた結果、定常CHFデータに関してはKfK相関式が20%以内で一致した。一方、WSC-2、EPRI-B&W、EPRI-Columbia及びKattoの相関式については、データとの一致は良好ではなかった。流量低下時には、流速減少率が6%/s以下では、過渡時と定常時のDNB発生条件に差は認められなかったが、流速減少率がさらに大きくなると、定常実験から予測されるDNB発生条件に達するよりも速くDNBに至る傾向が認められた。

報告書

扁平二重炉心型高転換軽水炉の定常運転時及び事故時DNBR解析

岩村 公道; 末村 高幸*; 大久保 努; 平賀 富士夫; 村尾 良夫

JAERI-M 90-043, 70 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-043.pdf:1.77MB

原研においては、ウラン資源の有効利用と共に安全性を向上させた扁平二重炉心型高転換軽水炉の研究が進められている。本炉を対象として、定常運転時、一次冷却材ポンプトリップ事故時及び一次冷却材ポンプ軸固着事故時のDNB解析を実施した。事故時の一次系システムの過渡解析には、最適評価コードJ-TRACを用い、DNBRの評価には、COBRA-IV-1サブチャンネル解析コードと組み合わせたKfKの限界熱流束(CHF)相関式を使用した。本相関式は、原研で実施した小規模CHF実験データ及びBettis原子力研究所の20本ロッドCHF実験データを用いて検証した。本炉の最小DNBR評価値は、定常運転条件下で1.66、ポンプトリップ事故時には1.56、軸固着事故時には1.34となり、いずれもKfK相関式を用いた場合のDNBR制限値を上回っている。以上の結果より、本炉はDNBR制限上の立場からは成立性に関する重大な支障はなく、実現可能なことが明らかとなった。

報告書

サブチャンネル解析及びCHF予測に及ぼす二相混合係数の影響

岩村 公道; 大久保 努; 末村 高幸*; 平賀 富士夫; 村尾 良夫

JAERI-M 89-127, 47 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-127.pdf:1.18MB

本研究ではバンドル体系でのCHF予測精度の向上のため、二相流条件下での流体混合促進効果について考察する。まず、二相流条件下でのサブチャンネル間流体混合に関する文献調査を行った結果、流体混合量は流動様式に対応しており、気泡流ではボイド率と共に増加し、スラグ/チャーン流でピークに達し、環状流になれば減少する傾向が認められた。次に、実験データに基づいて、ボイド率の関数として混合係数を表現し、この関係をCOBRA-IV-Iサブチャンネル解析コードに組み込んだ。本コードを用いて沸騰二相流混合実験の解析を行い、エンタルピー分布について比較的よい一致を得た。二相流混合モデルとKfKのCHF相関式を高ボイド率条件下での実験解析に用いた結果、混合係数が一定の場合に比較してCHFの予測値は約5%増加した。定常時における二相流体混合を考慮した場合の安全余裕は、CHF相関式の予測精度の範囲内と評価された。

16 件中 1件目~16件目を表示
  • 1