Three-dimensional computations of two-phase flow behavior in a simulated fusion reactor under water ingress

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Proceedings of the 1st International Symposium on Advanced Fluid Information (AFI-2001), p.227 - 232, 2001/10

核融合実験炉ITERの構成要素を約1/1600で模擬した試験装置を使って、冷却材侵入事象(ICE)下における沸騰二相流挙動を定量的に調べた、また、安全性評価解析コードTRAC-PF1を使って試験結果の検証計算を行い、プラズマチャンバー(PC)や真空容器(VV)に侵入した水の流動挙動を3次元的に把握した。本研究により次の成果を得た。(1)サプレッションタンク,リリーフ配管,ドレンタンク等から成るITER圧力抑制システムは圧力上昇の抑制に非常に有効であり、ITER圧力抑制システムの設計は妥当である。(2)圧力の上昇はPCやVVの内壁温度よりも侵入水温度の影響を強く受ける。(3)圧力抑制システムによる圧力上昇の抑制はリリーフ配管の断面積に依存する。(4)PC内に侵入した水の大部分はPCとサプレッションタンクの圧力が均圧するまでPC内に停滞する。その後PCの水はVVに停滞し、最終的にドレンタンクに移動する。(5)水浸入後300秒程度までの時間帯では、PC内の平均熱伝達率は水侵入とともに増大し水侵入終了時に最高値約1300W/mKを示し、その後は低下する。VVの平均熱伝達率は最高でも150W/mK程度である。一方、PC底部に位置するダイバータ部の平均熱伝達率は水侵入終了時から顕著に上昇し300秒時に約1500W/mKを示す。

Experimental verification of integrated pressure suppression systems in fusion reactors at in-vessel loss-of-coolant events

高瀬 和之; 秋本 肇

Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

核融合実験炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレツションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。

核融合炉内冷却材侵入時の二相流挙動に関する数値予測

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, 1, p.609 - 610, 2000/00

核融合実験炉ITERで真空容器内に冷却材が侵入する事象(ICE事象)が起きた場合の水-蒸気二相流挙動やサプレッションタンクによる安全システムの妥当性を定量的に把握するために、著者らはコンパクトITERの大きさを約1/1600の縮尺で簡略モデル化したICE統合試験装置を制作した。本報はICE統合試験装置で得られた結果をTRAC-PF1コードを使って検証した結果について述べる。TRAC-PF1は軽水炉の安全性評価を目的として開発された熱流動解析コードであり、核融合実験炉の安全評価解析コードとしての利用が期待されている。本研究ではTRAC-PF1の予測精度を実験データをもとに明らかにするとともに今後目指す核融合実験炉用解析コードとしての改良項目等を特定化することを目的とする。一連のICE事象解析を行い、真空容器内の圧力変動やボイド率分布を数値的に十分予測できることを確認した。また、サプレッションタンク方式による圧力上昇抑制機構がICE事象時の安全システムとして有効であることを解析的に示した。今後は凝縮等の解析モデルを改良することによって計算精度の向上を図る考えである。

Sophistication of SGTR event tree for accident sequence precursor analysis

渡邉 憲夫; 平野 雅司; 高橋 秀雄*

Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA'99), 1, p.717 - 724, 1999/00

前兆事象評価(ASP)は、米国原子力規制委員会(NRC)が開発・利用した原子力発電所の事故・故障事例の重要度評価手法である。各事例の重要度は、確率論的安全評価手法(PSA)を用いて評価し、その結果は、条件付き炉心損傷確率で表現される。ASPでは、その評価モデルとして、イベントツリーを用いるが、NRCが作成したASP用イベントツリーは、これまでのPSAで用いられたイベントツリーと異なる点が見られる。例えば、ASPでは炉心損傷に至らないシーケンスが、PSAでは炉心損傷に至るシーケンスを含む場合がある。そこで、こうしたイベントツリーの不整合を排除するために、PWRの蒸気発生器細管破損に起因するイベントツリーで定義される事故シーケンスを対象に、熱水力最適評価コードTRAC-PF1を用いて解析を行った。本論文では、その結果と、より現実的なASPイベントツリーを作成するために導出した知見について報告する。

Elimination of numerical pressure spikes induced by two-fluid model

阿部 豊; 秋本 肇; 加茂 英樹*; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1214 - 1224, 1993/12

https://doi.org/10.3327/jnst.30.1214

TRAC-PF1のような二流体モデルコードを用いてPWRのLOCA時再冠水過程のように水面が存在するような状況の計算を行う際、実験では見られない圧力スパイクが計算の初期に現われる。このような圧力スパイクはボイド率等他の変数にも影響を与えることから、これを抑制することは極めて重要である。本研究においては、この圧力スパイクの原因が、実際には存在していない水面上方の液相において大きな加速損失が発生するためであることを定量的に明らかにした。更に、この知見を基に水面上方の実際には存在していない液相の加速損失を自動的に軽減するための方法についての提案を行った。この方法により、従来の手法の利点を損なうことなく、二流体モデル計算において水面上昇時に発生する圧力スパイクを抑制できることを示した。

気液環状対向流における剪断応力の評価

阿部 豊; 秋本 肇; 村尾 良夫

JAERI-M 90-215, 81 Pages, 1991/01

JAERI-M-90-215.pdf:2.5MB

二流体モデルを用いて対向流の解析を行う場合、流体に働く剪断応力の評価精度が重要になる。しかしながら、現在二流体モデルにおいて、対向流の解析に用いられているのは並向流で得られた相関式や壁面摩擦を無視した相関式である。これらの相関式を用いた二流体モデルによる計算では、対向流における落水流量や差圧を充分な精度で予測できていない。本研究においては、対向流における界面および壁面剪断応力を知るため、定常の環状流を仮定した解析モデルを作成、Bharathanらの実験データを用いて対向流における液膜内の局所剪断応力分布を解析的に評価した。その結果、対向流においては壁面剪断応力係数の値が従来の相関式より過大になること、界面剪断応力係数の値が従来の相関式と異なることを見いだした。本解析で得られた結果をもとに、二流体モデルによる対向流解析のための界面および壁面剪断応力係数に関する新たな式を提案する。

A Study of interfacial friction model for upward flow in vertical pipe at low mass velocity

秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 村尾 良夫

Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA, p.369 - 372, 1991/00

二流体モデルに基づく安全評価解析コードの予測能力を把握するために、代表的な計算コードであるTRAC-PF1コードとTRAC-BF1コードの界面剪断応力モデルを用いて、評価計算を行った。計算は従来ほとんど評価なされていなかった垂直管内上昇流の低流量域を対象とし、圧力、管径、流体の種類及び気液の流速の影響について調べた。評価計算の結果、TRAC-PF1コードでは液相流速が低い領域及び管径が大きい領域で、TRAC-BF1コードでは液相流速と気相流速が共に低い領域でボイド率の予測精度が低いことがわかった。これらのコードの予測精度を改善するために、片岡-石井のドリフトフラックス相関式をベースとした界面剪断応力モデルを開発した。改良モデルに対して評価計算を行い、改良モデルにより垂直管内低流量域のボイド率を精度良く予測できることを確かめた。

Analysis of interfacial and wall friction factors of counter-current flow in vertical pipe

阿部 豊; 秋本 肇; 村尾 良夫

6th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, p.401 - 408, 1990/11

気液対向二相流は、軽水炉の冷却材喪失事故における最も重要な現象の一つである。現在の二流体モデルコードの対向流に対する予測精度を調べるために、Bharathanらによる垂直単管での実験データを用いた評価計算を行なった。その結果、RELAP5やTRAC-PF1の相関式を用いた計算では、対向流における落水流量が過大評価されることが分かった。そこで、定常の環状流を仮定した解析モデルにより、対向流状況下における剪断応力を評価したところ、TRAC-PF1で用いられている並向流でのWallisの式が対向流に対して拡張できないこと、RELAP5で用いられているBharathanらの式では無視されている壁面剪断応力が界面剪断応力に比較して無視できるほど小さくなく、現在の二流体モデルが対向流条件下での落水を過大に評価するのは壁面剪断応力の過小評価に原因があることを明らかにした。

Implementation of an implicit method into heat conduction calculation of TRAC-PF1/MOD2 code

秋本 肇; 阿部 豊; 大貫 晃; 村尾 良夫

JAERI-M 90-122, 36 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-122.pdf:0.92MB

TRAC-PF1/MOD2コードでは、燃料棒内の温度分布計算のために、2次元非定常熱伝導方程式が差分法により解かれる。差分法として一部に陽解法が用いられているため、小さなノード分割を用いる計算では、安定な解を得るためには小さなタイムステップサイズを用いる必要があり、多大な計算時間を必要としていた。大きなタイムステップサイズでも安定に計算できるようにするために、二次元非定常熱伝導方程式の陰解法ルーチンを、TRAC-PF1/MOD2コードに組み込んだ。陰解放ルーチンを組み込んだ修正版とオリジナル版を用い評価計算を行なった。解析解並びにオリジナルのTRAC-PF1/MOD2コードの結果との比較により、今回整備した陰解法ルーチンが信頼できるものであり、TRAC-PF1/MOD2コードに正しく組み込まれていることを確認した。陰解法ルーチンの組み込みにより、ノード分割が0.1mm以下にしても効率よく燃料棒内の温度分布を計算できようになった。