LES-WALE simulation on two liquid mixing in the horizontal legs and downcomer; The Open-test condition in the TAMU-CFD benchmark (IBE-5)

安部 諭; 岡垣 百合亜; 石垣 将宏; 柴本 泰照

Proceedings of OECD/NEA Workshop on Virtual CFD4NRS-8; Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (Internet), 11 Pages, 2020/11

The fifth international benchmark exercise (IBE-5), the cold-leg mixing CFD benchmark, was conducted under the support of OECD/NEA. The experiment for IBE-5 was designed to visualize the mixing phenomena of two liquids with different density in a horizontal leg (as a simulant of the cold-leg) and downcomer. This paper shows our CFD result on the open test condition in IBE-5. We selected the Large-eddy simulation (LES) solving the filtered equation of flow and concentration fields. Regarding the eddy-viscosity to model the turbulence flux of the momentum at sub-grid scale (SGS), Wall-adapting locale eddy-viscosity (WALE) model, a modified version from the Smagorinsky model, was applied. The experimental geometry was resolved with three different numerical mesh systems. The CFD analysis predicted the laminar-like flow behavior in the horizontal leg. Due to the large density difference between the two liquids, the turbulence production was suppressed strongly, and the velocity fluctuation in the horizontal leg became very slow and small. In contrast, the strong turbulence mixing in the downcomer was predicted. The plume from the horizontal leg entrained with the surroundings and spread circumferentially in the downcomer. The comparison with the TAMU experimental data reveals the good performance of the WALE model. In addition, we discuss the appearance characteristics of the high concentration of the heavy liquid in the downcomer in the LES. The Probability Density Function (PDF) and Cumulative Distribution Function (CDF) are derived based on the predicted time-series of the heavy liquid concentration. The PDF around the mean concentration in the case with the low mesh resolution is larger than that predicted by the higher resolution due to the excessive homogenization of the heavy fluid concentration. This study reveals the importance to note the required mesh resolution to predict the appearance event of the high concentration.

Application of probabilistic fracture mechanics methodology for Japanese reactor pressure vessels using PASCAL4

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/07

Probabilistic fracture mechanics (PFM) methodology, which represents the influence parameters in their inherent probabilistic distributions, is deemed to be promising in the structural integrity assessment of pressure-boundary components in nuclear power plants. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which can be used to evaluate the failure frequency of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analyses are performed for a Japanese model RPV using PASCAL4, and the effects of non-destructive examination and neutron fluence mitigation on failure frequency of RPV are quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for the structural integrity assessment of RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

Derivation of simple evaluation method for thermal shock damage on accelerator materials caused by out-of-control beam pulses and its application to J-PARC

武井 早憲; 小林 仁*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(12), p.1032 - 1039, 2005/12

https://doi.org/10.3327/jnst.42.1032

大強度陽子加速器施設において、ビームパルスを制御する電磁石が故障すると、制御を外れたパルスが加速器に入射され、熱衝撃損傷を生じることがある。J-PARCのような大強度施設において、このような損傷を防ぐために機器保護システム(MPS)を適正に設計することが重要である。本論文において、MPSが動作を開始する前にビーム入射が許容される時間を、材料における熱応力と降伏点の関係に着目して簡易に評価する方法を導出した。導出した評価方法をJ-PARCに適用したところ、J-PARCの各コンポーネントに対して入射許容時間は1.5330sとなった。

水銀ターゲット容器の破損確率評価解析

石倉 修一*; 志賀 章朗*; 二川 正敏; 粉川 広行; 佐藤 博; 羽賀 勝洋; 池田 裕二郎

JAERI-Tech 2005-026, 65 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-026.pdf:2.86MB

本報は、大強度陽子加速器計画(J-PARC: Japan Proton Accelerator Complex)の中核施設である物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源となる水銀ターゲット容器(3重壁構造)の構造健全性評価を行うための基本データとするために、水銀容器及び保護容器(別名セーフティーハルで2重壁リブ構造)で想定される荷重条件下(水銀容器及び保護容器の内外圧と定常熱応力,水銀容器内の25Hzの熱衝撃に伴う圧力波による応力)で発生する応力値をもとに、実験から求められた照射と壊食による材料強度劣化(疲労寿命の低下)を考慮して、確率論的手法により破損確率の算定を行った。水銀容器と保護容器の破損確率を評価した結果、(1)水銀容器は圧力波による応力サイクルと壊食による疲労強度の低下が大きいために、5000hrを仮定した寿命中の破損確率は12%である。(2)保護容器は圧力波が作用しないために寿命中の破損確率は10と十分低く、破損する可能性はほとんどない。したがって、万が一水銀容器が破損して水銀が漏洩した場合でも、保護容器が漏洩水銀を収納するとともに、同時に水銀漏洩検知器が機能することにより、漏洩水銀は保護容器内部に閉じ込めることが十分可能であることを定量的に示した。

Importance of fracture criterion and crack tip material characterization in probabilistic fracture mechanics analysis of an RPV under a pressurized thermal shock

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 81(9), p.749 - 756, 2004/09

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2004.05.003

PFMコードPASCALを使用し、原子炉容器の破損確率解析における破壊基準とき裂先端の破壊靱性評価の重要性について明らかにした。本論文では、PASCALに導入した弾塑性破壊評価基準並びに弾塑性破壊基準適用に際して必要な国産材及び米国材の標準J積分抵抗曲線データベースの作成について述べる。さらに、弾塑性破壊基準の効果に関するケーススタディを行った結果、弾塑性破壊基準及びき裂先端の破壊靱性評価方法は破損確率に顕著な影響を及ぼすことがわかった。

Effect of pre-hydriding on thermal shock resistance of Zircaloy-4 cladding under simulated loss-of-coolant accident conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(7), p.723 - 730, 2004/07

https://doi.org/10.3327/jnst.41.723

冷却材喪失事故(LOCA)条件を模擬した実験を行い、酸化したジルカロイ-4被覆管の耐熱衝撃性に及ぼす水素吸収の影響を評価した。試験には人工的に水素を添加した被覆管(400600ppm)と水素を添加しない被覆管を用いた。急冷時の被覆管破断は主として酸化量に依存することから、破断しきい値を「等価被覆酸化量(ECR)」に関して評価した。被覆管を軸方向に拘束しない条件では、破断しきい値は56%ECRであり、水素添加の影響は見られなかった。急冷時に被覆管を拘束することにより破断しきい値は低下し、水素を添加した被覆管でより顕著であった。完全拘束条件下での破断しきい値は、水素を添加しない被覆管で20%ECR、添加した被覆管で10%ECRであった。本試験の結果は、LOCA条件下で高燃焼度燃料棒の破断しきい値が低下する可能性を示している。

中性子散乱施設用液体金属ターゲットの構造評価,4; ターゲット容器ウィンドウ部の破壊力学的考察

石倉 修一*; 粉川 広行; 二川 正敏; 菊地 賢司; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2003-093, 55 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-093.pdf:5.41MB

中性子散乱施設用液体金属(水銀)ターゲットの開発における工学的課題を明らかにするために、3GeV/1MWのパルス状陽子ビームがクロスフロー型液体金属ターゲットに入射するときの定常熱応力と動的熱衝撃解析を行った。解析モデルは、実機構造を模擬した半円筒ウィンドウ型と平板ウィンドウ型の2種類の構造を対象とし、NMTC/JAMによる核破砕発熱計算結果をもとに、衝撃解析コードLS-DYNAを用いて解析した。その結果、動的熱衝撃により発生する応力は、最も厳しい環境にあるウィンドウ中心部で半円筒型よりも平板型の方が構造設計上有利であり、応力分類として2次応力的な性質を持つことがわかった。また、ターゲット主要部に発生する応力は曲げ応力,疲労強度ともにJISの基準を満足していることがわかった。ウィンドウ内面で水銀が負圧になりキャビテーションが発生し、ターゲット容器に損傷を与えることが実験により確認されたため、生成するピットとピット先端のき裂を対象に破壊力学的観点から評価した結果、ウィンドウ先端部では定常熱応力により圧縮応力場にあり、き裂は進展しないことがわかった。また、水銀ターゲットを設計するにあたり、今後必要となるキャビテーションの評価手法について整理した。

Bubble dynamics in the thermal shock problem of the liquid metal target

石倉 修一*; 粉川 広行; 二川 正敏; 菊地 賢司; 日野 竜太郎; 荒川 忠一

Journal of Nuclear Materials, 318, p.113 - 121, 2003/05

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(03)00086-2

出力1MW,パルス幅1sの陽子ビームが入射した時に水銀ターゲット容器に発生する熱衝撃応力を解析した。初期圧52MPaが水銀中を伝播することにより61MPaの最大負圧を生じる。この負圧の発生によりキャビテーションの生成が予想される。そこで、キャビテーションの挙動を調べるために、単一バブルに対してバブル動力学から導かれる運動方程式のシミュレーションを行い、パラメータ解析を実施した結果、ターゲット容器ウィンドウ部の圧力が変化することによりバブルが1000倍以上に膨張することがわかった。その結果、波動伝播に影響を与えることになるが、バブル液体の状態方程式は多項式近似が可能である。また、静的・動的試験により液体の臨界圧力,音速,共振周波数を測定することにより、水銀中に内在するバブルの半径や体積率の判定が可能となることが示唆された。

維持規格における圧力容器評価不要欠陥に対する確率論的破壊力学による検討

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 関東 康祐*; 吉村 忍*

日本機械学会M&M2003材料力学部門講演会講演論文集,No.03-11, p.939 - 940, 2003/00

機械学会維持規格における欠陥評価基準では、供用期間を通して原子炉圧力容器の健全性が維持できる欠陥として評価不要欠陥が規定されている。評価不要欠陥は、設計時の非延性破壊防止規定で用いられる仮想欠陥(a=1/4T)に対して、その1/10の寸法を基準とし、き裂最深部の膜応力に対する応力拡大係数が一定となるように決定されている。一方、構造機器の健全性評価に適用する確率論的方法として、確率論的破壊力学(PFM)がある。この方法により、安全率の定量的意味付けや材質,欠陥,負荷等のばらつきを考慮して種々のパラメータに対する安全率の合理的設定も可能である。本報告では、圧力容器のPFM解析コードPASCALを用いて、維持規格の評価不要欠陥を対象に破壊確率の観点からその妥当性を検討した結果を論ずる。