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論文

Numerical simulation on self-leveling behavior of mixed particle beds using multi-fluid model coupled with DEM

Phan, L. H. S.*; 大原 陽平*; 河田 凌*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 田上 浩孝

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10

燃料デブリベッドの自己平坦化挙動は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故(CDA)の安全評価における主要現象の1つである。SIMMERコードはSFRのCDA解析のために開発され、安全評価のみならずCDA時の主要な伝熱流動現象の数値解析に適切に適用されてきた。しかしながら、SIMMERの流体モデルは、個々の粒子特性のみならず、粒子間の強い相互作用を表現することは困難である。この問題を解決するため、SIMMERの多流体モデルと粒子に対する個別要素法(DEM)とを結合させた新しい手法を開発し、多相流における流体と粒子との相互作用および粒子挙動を適切に評価することを試みてきた。本研究では、DEMと結合したSIMMERコードの多流体モデルを検証するため、円筒状の粒子ベッドにガスを吹き込んだ自己平坦化試験シリーズの数値シミュレーションを行った。さらに検証を進める必要があるが、シミュレーション結果と試験結果とは適切に一致し、デブリベッドの自己平坦化を評価する手法としての潜在的な可能性を示した。DEMと結合したSIMMERコードは、SFRで粒子ベッドに関する安全評価のための次世代の計算手法として期待される。

論文

Experimental investigation on characteristics of mixed particle debris in sedimentation and bed formation behavior

Sheikh, M. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹

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

高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの落下・堆積挙動を明らかにするため、燃料デブリを模擬した特性の異なる固体粒子(アルミナ、スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる粒子ベッド形成実験を行い、堆積デブリベッドの形状に対する主要パラメータの影響を検討した。本研究により、燃料デブリの落下・堆積に関する数値モデル及びシミュレーションコードの検証に有効な実験データ及び知見が得られた。

論文

Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions, 1; Outline of the research project

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/11

In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, seawater was injected into the reactor to cool down the nuclear fuels. The injection of the seawater may change the thermal-hydraulic characteristics. Therefore, the thermal hydraulic behavior of seawater has to be evaluated to consider the current status of Fukushima Daiiichi Nuclear Power Plants. However, there is little information about the thermal-hydraulic characteristics of seawater. In order to understand the effects of the seawater on the thermal hydraulic behaviors, a research project was started in Japan Atomic Energy Agency. In this research project, we performed two-different type experiments, one is a heat transfer and visualization experiment by using an internally heated annulus, the other is a heat transfer experiment by using a degraded core simulated test section. In this paper, the outline of the research project and examples of results are reported. For single phase flow conditions, heat transfer coefficients of evaluated by the existing correlation and thermal properties of the artificial seawater almost agreed with the experimental results. For two-phase flow conditions, the results of the artificial seawater were different from that of pure water and the NaCl solution. In the artificial seawater, small solid depositions were observed, and it was considered that these solid depositions affected the thermal hydraulic behavior of the artificial seawater.

論文

Characteristics of severe accidents of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR)

与能本 泰介; 秋江 拓志; 小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫; 岩村 公道

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 11 Pages, 2004/10

低減速軽水炉RMWRは、産業界と協力し原研で検討が進められている高転換軽水冷却炉である。高富化度のプルトニウム燃料を使用することから、液体金属冷却増殖炉と同様に、安全性の検討ではシビアアクシデント時の再臨界性の検討が重要である。本研究では、この問題を検討するためRMWRのシビアアクシデントの特徴を検討した。これまでの検討より、(1)炉心で再臨界が生じると仮定する場合でも、水が存在しないことから機械的な衝撃は小さい,(2)下部ヘッドにおいて燃料と被覆材がよく混合しデブリベッド上面が平らな場合、再臨界状態にならない,(3)下部ヘッドにおいて燃料のみが球状に集積することを想定する場合でも、現実的な形状の中性子吸収材の設置により再臨界を防止することができる、等の結果が得られている。

論文

Prediction of dryout heat flux for particle bed simulating degraded core in LWR severe core damage accident

阿部 豊; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.962 - 964, 1984/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:20.54(Nuclear Science & Technology)

軽水炉の重大炉心損傷事故時には、炉心の崩壊によりデブリベッドが形成される。デブリベッドのドライアウト熱流束の評価は、デブリベッドの冷却限界を決める上で重要である。そこで、静水中に置かれた鋼球で模擬したデブリベッドを高周波誘導加熱装置によって加熱することにより、ドライアウト熱流束を測定した。さらに、従来の実験結果も含めて、得られたドライアウト熱流束のデータをよく整理できる相関式を導いた。この相関式は、流体とデブリベッドの特性を決める無次元数と無次元熱流束との関係を与えるものである。

口頭

混合固体粒子の堆積挙動に関する実験的研究

Son, E.*; Sheikh, Md. A. R.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 豊岡 淳一; 田上 浩孝; 神山 健司

no journal, , 

高速炉の炉心損傷事故時に溶融燃料と冷却材との相互作用により形成される燃料デブリの落下・堆積挙動を明らかにするため、燃料デブリを模擬した特性の異なる固体粒子を水プールに落下させる堆積挙動実験を実施し、実験パラメータが粒子ベッドの形成特性に及ぼす影響を調査するとともに、粒子径の異なる混合粒子のベッド中心部高さを定量的に評価する整理式を作成した。整理式による予測値は実験値と良く一致していることから、粒子径の異なる混合粒子のベッド中心高さの予測に対する整理式の適用性を確認できた。

口頭

模擬デブリ内における気液二相流の圧力損失特性

伊藤 大介*; 栗崎 達也*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

高速炉の損傷炉心部で形成される燃料デブリベッドの冷却特性を評価するため、デブリベッド内気液二相流の圧力損失特性についての十分な理解が必要となる。本研究では、空隙率分布が試験部内における圧力損失やボイド率分布へ及ぼす影響について報告する。

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