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論文

Iterative methods with mixed-precision preconditioning for ill-conditioned linear systems in multiphase CFD simulations

伊奈 拓也*; 井戸村 泰宏; 今村 俊幸*; 山下 晋; 小野寺 直幸

Proceedings of 12th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems ScalA21) (Internet) , 8 Pages, 2021/11

多相熱流動解析コードJUPITERにおける前処理付き共役勾配法(P-CG)ソルバおよびマルチグリッド前処理付き共役勾配法(MGCG)ソルバに対して反復改良(IR)法に基づく新しい混合精度前処理を開発した。このIR前処理では全てのデータを半精度で格納してメモリアクセスを削減するが、全ての演算処理を単精度で行う。このハイブリッド半精度/単精度実装は単精度処理と同様の収束特性を維持しつつ、計算性能は半精度処理に近くなる。開発ソルバを富岳(A64FX)で最適化し、JUPITERの悪条件行列に適用した。新しいIR前処理を用いたP-CGソルバとMGCGソルバは8,000ノードまで良好な強スケーリングを示し、8,000ノードにおいて、これらのソルバはOakforest-PACS(KNL)における従来ソルバに比べてそれぞれ4.86倍および2.39倍に高速化された。

報告書

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故でのNO$$_{rm x}$$の化学挙動を考慮したRuの移行挙動解析

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2021-005, 25 Pages, 2021/08

JAEA-Research-2021-005.pdf:2.91MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。課題解決に向け当該施設での蒸気凝縮を伴う環境でのRuの移行挙動に係る小規模実験のデータ分析の結果から気液界面でのRuの物質移行係数の相関式を導出した。この相関式を用いて実規模の仮想的な再処理施設を対象に施設内でのRuの移行挙動の模擬を試行した。解析では、窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードにこの相関式を組み込み、施設内の熱流動解析で得られた条件を境界条件としてRuの定量的な移行挙動を模擬し、その有効性を確認した。

論文

Development of an integrated computer code system for analyzing irradiation behaviors of a fast reactor fuel

上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史

Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。

論文

熱流動とリスク評価,1; リスク評価における熱流動解析の役割

丸山 結; 吉田 一雄

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(7), p.517 - 522, 2021/07

確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。

論文

Chapter 18, Moving particle semi-implicit method

Wang, Z.; Duan, G.*; 越塚 誠一*; 山路 哲史*

Nuclear Power Plant Design and Analysis Codes, p.439 - 461, 2021/00

The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is one kind of particles methods which are based on Lagrangian approach. It has been developed to analyze complex thermal-hydraulic problems, including those in nuclear engineering. Since meshes are no longer used, large deformation of free surfaces or interfaces can be simulated without the problems of mesh distortion. This approach is effective in solving multiphase fluid dynamics which is subject to complex motion of free surfaces or interfaces. Since its development, MPS method has been extensively utilized for wide range of applications in nuclear engineering. In this chapter, the basic theory of the MPS method is firstly explained. Then, some examples of its application in nuclear engineering, including bubble dynamic, vapor explosion, jet breakup, multiphase flow instability, in-vessel phenomenon, molten spreading, molten core concrete interaction (MCCI) and flooding, are presented.

論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal-hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06

ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。

論文

CFD analysis of the CIGMA experiments on the heated JET injection into containment vessel with external surface cooling

Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.5463 - 5479, 2019/08

The present study introduces thermal mixing and stratification produced by heated air jet located at the bottom level of the containment vessel. The investigation was carried out experimentally and numerically in the large containment vessel called CIGMA (Containment InteGral effects Measurement Apparatus). The experiments were conducted with external surface cooling and various air jet inlet temperatures. The containment cooling was done by flooding the water on the external side of half-upper of a vessel. To identify their influence on the thermal mixing and stratification phenomena, the investigation focuses on mixing convection which occurred in the cooled region of a containment vessel. Temperature distribution and jet velocity were measured by thermocouple and Particle Image Velocimetry (PIV) respectively. Numerical simulation was performed using Computational Fluid Dynamics (CFD) code OpenFOAM to investigate the detail effects of external cooling on the fluid flow and thermal characteristics in the test vessel. CFD results showed a good agreement with experimental data on both temperature and velocity. Both temperature and velocity of hot air jet decayed rapidly downstream jet nozzle. Thermal stratification was observed by visualization of temperature contour maps over a cross-section in the containment vessel. Vigorous mixing was also noticed in the upper region of the containment vessel. Effect of external cooling on mixing and the thermal stratification were presented and discussed.

論文

Effect of coolant water temperature of ECCS on failure probability of RPV

勝山 仁哉; 眞崎 浩一; Lu, K.; 渡辺 正*; Li, Y.

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/07

加圧水型原子炉の原子炉圧力容器(RPV)において、非常用炉心冷却系(ECCS)の冷却材の温度が加圧熱衝撃(PTS)事象時のRPVの構造健全性に影響する可能性がある。PTS事象時の熱衝撃の影響を低減することを目的とした緩和措置として、ECCSの冷却水温度を上げることに着目し、国内の代表的な高経年化したPWRプラントを対象に、システム解析コードRELAP5及び確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4を用いた熱水力解析及びPFM解析を実施した。その結果、高圧注入系と低圧注入系(HPI/LPI)の冷却水温度のみを上昇させた場合には破損確率の低減に効果はない。一方、HPI/LPI及び蓄圧系の冷却水温度を上昇させた場合にはRPVの破損確率が大きく低減することを示した。

論文

Thermal-hydraulic analysis of the LBE spallation target head in JAEA

Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信

Nuclear Technology, 205(1-2), p.188 - 199, 2019/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

To perform basic research and development to realize future accelerator-driven systems, a lead-bismuth eutectic (LBE) alloy spallation target will be installed within the framework of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project, Japan Atomic Energy Agency. The target will be bombarded by high-power pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, and 0.5 ms in pulse duration). The Beam Window (BW) of the spallation target is critical because it should survive under severe conditions that occur, i.e., high temperature, high irradiation, intense stress, and various kinds of damage. Therefore, the target vessel should be carefully designed to obtain an adequate safety margin. Our previous research indicates that there is a stagnant flow region in the LBE at the BW tip due to the symmetric configuration of the target, which causes high temperature and concentration of stress on the BW. On the basis of our previous work, three types of upgraded target head designs are studied in the current research to reduce/move the stagnant flow region from the BW tip and to increase the target safety margin. Thermal-hydraulic analyses and structural analyses for the target head designs are carried out numerically under a steady-state condition. Results illustrate that the designs can almost eliminate the stagnant flow region in the LBE. As a consequence, the concentration of thermal stress on the BW is released and greatly decreased. The safety margin of the target is improved through this study.

論文

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017; 軽水炉の継続的な安全性向上に向けたアプローチ

糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 60(4), p.221 - 225, 2018/04

日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。

論文

Considerations on phenomena scaling for BEPU

中村 秀夫

Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/00

軽水炉の安全評価にて、システム解析コードを用いて不確かさを考慮した最適評価解析(BEPU)を行うとき、本来目標である高温高圧で多様な形状を有する実機での伝熱流動条件下に生じる事故現象の精確な予測には依然として残されている課題がある。その中で、主に流路サイズと圧力(流体物性)に依存した現象のスケーリングが関与する課題の例を挙げ、Keynote講演での議論に資する。

論文

Study on the thermal-hydraulic of TEF-T LBE spallation target in JAEA

Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2017/09

To realize the future Accelerator-driven systems (ADSs), an ADS Target Test Facility (TEF-T) will be constructed within the framework of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project to carry out basic R&Ds. A LBE spallation target will be installed in the TEF-T facility and be bombarded by high power pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, 0.5 ms in pulse duration). The beam window (BW) of the spallation target is critical because it should survive under severe conditions, i.e., high temperature, high irradiation, intense stress and various occurred damage. Therefore, the target vessel should be carefully designed to obtain enough safety margin. Our previous research indicated that there are stagnant flow region in LBE at the BW tip due to the symmetric configuration of target, which causes high temperature and stress concentration on the BW. To reduce/move the stagnant flow region from BW tip and to increase the target safety margin, on the basis of our previous work, three types of upgraded target head designs were performed steadily in the present study. The thermal-hydraulic analyses and structural analyses for the target head designs have been carried out numerically under a steady-state condition. Results illustrated that the designs can almost eliminate the stagnant flow region in LBE. As a consequence, the thermal stress concentration on BW has been released and greatly decreased. The safety margin of target has been improved through this study.

論文

Thermal-hydraulic analyses of the High-Temperature engineering Test Reactor for loss of forced cooling at 30% reactor power

高松 邦吉

Annals of Nuclear Energy, 106, p.71 - 83, 2017/08

固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、強制冷却喪失(LOFC)事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では、冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失時の熱流動特性を示す。解析により、1次純化設備による強制対流の下降流は、燃料体内で発生した自然対流による上昇流を抑え込むが、原子炉出口冷却材温度に与える影響を除いて、炉内の熱流動特性に与える影響は小さいことを明らかにした。以上により、原子炉圧力容器内の3次元熱流動特性を定量的に示すことができた。

論文

Evaluation of sodium pool fire and thermal consequence in two-cell configuration

高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。

論文

Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system

上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:70.7(Nuclear Science & Technology)

ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。

報告書

高温ガス炉用燃料温度計算コードFTCCの開発

稲葉 良知; 井坂 和義; 柴田 大受

JAEA-Data/Code 2017-002, 74 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-002.pdf:2.36MB

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において燃料最高温度は、炉心の形状や仕様、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本報告書では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、特長(HTTR設計コードからの改良点)、コード構成、使用方法及びFTCCによる検証計算の結果について示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。また、FTCCを用いて、工学的安全係数及び燃料冷却形態の違いが燃料最高温度の低減化に与える効果について調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

論文

Development of fuel temperature calculation code for HTGRs

稲葉 良知; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:65.17(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

論文

Development of sodium-water coupled thermal-hydraulics simulation code for sodium-heated straight tube steam generator of fast reactors

吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之; 今井 康友*

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

高速炉直管型蒸気発生器の熱流動設計や安全性評価への適用を目的として、ナトリウム側-水側連成解析コードTSGの開発を進めている。CFDコードによるポーラスモデルを用いて伝熱管群における3次元熱流動解析を行うナトリウム側解析モジュールを整備し、マルチチャンネルモデルで伝熱管内二相流解析を行う水側解析モジュールを開発した。各モデルの再現性及び連成解析機能についての総合機能確認の一環として、実機SGと同じナトリウム加熱による2重管SG小型モデル試験を対象に検証解析を行った。複数の静特性試験ケースを対象に、試験で計測されたナトリウム側温度分布及び水側出口蒸気温度についてナトリウム側-水側連成解析による解析結果と比較した結果の妥当性を確認した。

論文

Outcome of first containment cooling experiments using CIGMA

柴本 泰照; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 安部 諭

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) initiated the ROSA-SA project in 2013 for the purpose of studying thermal hydraulics relevant to over-temperature containment damage, hydrogen risk, and fission product transport. For this purpose, the JAEA newly constructed the Containment InteGral Measurement Apparatus (CIGMA) in 2015 for the experiments addressing containment responses, separate effects, and accident managements. Recently, we successfully conducted first experiments using CIGMA to characterize the facility under typical experimental conditions. Among these experiments, the present paper focuses on the results of containment cooling tests, for which an upper part of the vessel outer surface was cooled by spray water. Several distinctive phenomena were observed in the tests, including inverse temperature stratification in the vessel due to the cooling in the upper region. The RELAP5 analysis result was also presented to roughly indicate the prediction capability of the best-estimate two-phase flow code in predicting the containment thermal hydraulics.

論文

Numerical study on LBE flow behavior of the TEF-T LBE spallation target at JAEA

Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

To solve basic technique issues for the accelerator-driven system (ADS), Atomic Energy Agency (JAEA) will construct the ADS Target Test Facility (TEF-T) within the framework of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project. A Lead-Bismuth Eutectic (LBE) spallation target with a Beam Window (BW) will be installed at TEF-T. LBE will be adopted as spallation material as well as coolant. For the TEF-T target, an annual channel was made between the outside LBE vessel and inner tube to flow the LBE. Computational Fluid Dynamics (CFD) analyses results showed that some stagnant regions exist at the center of BW and in the inner tube. Temperature in these regions are high and might deteriorate the soundness of target vessel. The purpose of this study is to optimize the LBE flow to decrease the temperature with the expectation that the safety margin of target can be improved in consequence. Efficient methods were developed to achieve this objective with minimizing the modification of target structure. Firstly, additional slits were made to flow LBE to reduce the stagnant region in the inner tube. Moreover, fin-type flow guides were added to reduce the stagnant region at the center of BW. As a result, the stagnant region in the inner tube was almost reduced and the stagnant region was moved away from the center of BW approximately 10 mm. Maximum temperature and thermal stress on the BW were consequently decreased.

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