Numerical simulation of annular dispersed flow in simplified subchannel of light water cooled fast reactor RBWR

吉田 啓之; 堀口 直樹; 小野 綾子; 古市 肇*; 上遠野 健一*

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08

About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of BT. And occurrence conditions of BT can be changed by devising the spacer shapes. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more severe than the current BWR. Then, the effect of the spacer on BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer by evaluation only for large-scale tests. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of spacer shape on annular dispersed flow in RBWR subchannels. As the first step of this research, we performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of RBWR. We used a circular tube with the same hydraulic diameter as the RBWR subchannel to consider the basic effects of spacer on the annular dispersed flow. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer used in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In this paper, we describe the result of numerical simulation. We evaluated droplets' size and velocity based on simulation results for the spacer's existence and non-existence cases.

燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 日立GEニュークリア・エナジー*

JAEA-Review 2020-034, 155 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-034.pdf:10.77MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリを取出す際に発生する廃棄物の合理的な分別に資するため、本研究では、廃棄物とフッ素を反応させて核燃料物質を選択的に分離する方法を開発する。模擬廃棄物とチェルノブイリ実デブリのフッ化挙動を実験により把握し、核燃料物質の分離可否を評価する。また、シミュレーションコードを作成し、フッ化プロセスを検討・構築する。上記を通じて、廃棄物を核燃料物質と核燃料物質が分離された廃棄物とに合理的に分別する方法を検討し、2021年以降のデブリ取出しで発生する廃棄物の管理容易化に資することを目的とする。

Development of instrumentation systems for severe accidents, 5; Basic properties of hydrogen sensor with solid electrolyte for safety measures of LWRs

大塚 紀彰; 松井 義典; 土谷 邦彦; 松井 哲也*; 有田 節男*; 和田 將平*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

東京電力福島第一原子力発電所で発生した事故を教訓に、過酷事故においても水位、水素濃度等を計測可能な機器の開発が求められている。特に、高温過酷環境においても使用可能な水素センサの開発は、水素爆発の防止の観点から必要不可欠である。本研究では、過酷環境下用計測機器の一環として、固体電解質を用いた水素濃度センサを開発し、過酷環境下における適用性の評価を目的とした特性試験を実施した。雰囲気温度400Cにおける試験の結果、水素センサは水素濃度に応じた電圧を得られることを確認した。また雰囲気圧力01MPaの環境においても、水素濃度及び圧力変化に応じた電圧を得たことから、過酷環境下用計測機器としての見通しを得た。

Experimental investigation of void fraction characteristics for downward steam-water two-phase flow in a large diameter vertical pipe

上遠野 健一*; 玉井 秀定*; 永吉 拓至*; 伊東 敬*; 高瀬 和之

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

原子力機構と日立GEニュークリア・エナジーは、軽水炉の安全性や経済性を向上させるための技術開発を協力して行っている。この一環として、ダウンカマ部におけるキャリーアンダー特性を高精度で評価できる技術として、ワイヤーメッシュを利用したボイド率分布計測技術の開発を行っており、これまでに2MPaを超える圧力条件下でダウンカマ部形状を簡略模擬した直径120mm,長さ6600mmの配管内を下降する水-蒸気二相流のボイド率分布を定量的に計測評価できることを確認した。本報では、取得したボイド率分布データをもとに構築したキャリーアンダー特性予測評価モデルの妥当性評価、並びに構築したキャリーアンダー特性予測評価モデルによる実機評価の結果について述べる。

Controls of chromium and third element contents in nickel-base alloys for corrosion resistant alloys in hot HNO-HF mixtures

竹内 正行; 中島 靖雄; 星野 国義*; 河村 文雄*

Journal of Alloys and Compounds, 506(1), p.194 - 200, 2010/09

https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2010.06.175

Corrosion resistance of nickel-base alloys in HNO-HF mixtures was investigated to apply them to FLUOREX process, which is advanced hybrid process of fluoride volatility and solvent extraction for next-generation spent nuclear oxide fuel reprocessing. Many types of Ni-Cr and Ni-Cr-X (X= Mo, W, Nb, Ti, Si, Cu) ingots were experimentally manufactured and the desirable chromium and third element contents in nickel-base alloys were discussed in narrow range to improve the corrosion resistance in hot HNO-HF mixtures. From the results of corrosion tests, Ni-45Cr-0.25Mo alloy exhibited the best corrosion resistance in this study. The corrosion rate was 0.17mm/y in 8M HNO-0.1M HF solutions at 373K and it provided good performance as corrosion resistant materials. In conclusion, it was found that the control of higher chromium content and a small amount of molybdenum in nickel-base alloys are significant to improve the corrosion resistance in HNO-HF mixtures.

Uranium recovery in LWR reprocessing and plutonium/residual uranium conditioning in FBR reprocessing for the transition from LWR to FBR

深澤 哲生*; 山下 淳一*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 井上 正*; 湊 和生; 佐藤 正知*

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/05

軽水炉(LWR)から高速増殖炉(FBR)への移行期において、種々の不確定要因を考慮した移行シナリオを網羅的に検討し、各シナリオに柔軟に対応できる燃料サイクルシステムを開発中である。そこでは、軽水炉使用済燃料からのウランの粗分離、並びにプルトニウム/ウラン/核分裂生成物の一時保管及び適時の再処理によるFBRへのプルトニウム燃料の供給を柱としている。柔軟性確保手段の比較検討結果を報告する。国の原子力政策大綱によれば、経済性等の条件が整うことを前提にFBRは2050年頃から導入するものとし、FBRの導入に必要な第二再処理設備は2010年から検討することになっている。第二再処理は今後40100年の将来にかかわるため種々の変動・不確実性が想定され、それらに対する柔軟性の確保は重要である。Pu需給バランスの観点から変動に対し柔軟性を確保する手段について比較評価し、課題摘出・燃料サイクルシステムへの適用性等の検討を行った。

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,9; 模擬リサイクル原料の特性試験

白数 淑郎; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生; 深澤 哲生*; 笹平 朗*

no journal, , 

酸化物リサイクル原料の模擬試料としてU及び模擬FP元素等を含んだ試料を調製し、SEM観察,X線回折測定,熱伝導度測定等を実施した。SEMによって模擬酸化物リサイクル原料試料の粉末粒子が数m程度の非球形粉末であることが観察された。そして、X線回折によって試料の組成を調べた。また、調製した粉末試料の充填率,熱伝導度を測定した。粉末試料の充填率は振動またはタップを加えて充填することによって27から38%まで増加することがわかった。タップ充填したウラン酸化物粉末充填試料及び模擬酸化物リサイクル原料粉末充填試料について、熱伝導度測定装置を用いた非定常熱線法により空気中及びヘリウムガス(He)中の実効熱伝導度を室温800及び500Cで測定した。ウラン酸化物粉末試料の空気中の実効熱伝導度は0.140.34W/m/Kで正の温度依存性を、He中では約0.34W/m/Kと空気中よりも高い実効熱伝導度を示した。また、模擬酸化物リサイクル原料粉末試料の実効熱伝導度は、空気中で0.080.13W/m/K、He中で0.120.19W/m/Kであり、正の温度依存性を示すことがわかった。

地質環境診断用マイクロ化学プローブの開発; 全体システム確認試験

濱 克宏; 内田 雅大; 天野 健治; 竹内 竜史; 萩原 大樹; 吉田 拓真*; 野下 健司*; 長崎 晋也*; 大江 俊昭*; 二口 克人*

no journal, , 

岩盤中での物質移行特性をボーリング孔内の原位置にて測定可能な装置(マイクロ化学プローブ)の性能確認試験を実施した。その結果、所定の性能を有することを確認することができた。

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,20; リサイクル原料貯蔵法の検討

深澤 哲生*; 星野 国義*; 及川 英紀*; 荒井 康夫; 高野 公秀; 佐藤 正知*; 島津 洋一郎*

no journal, , 

軽水炉から高速増殖炉への移行期における柔軟な燃料サイクルシステムを開発中であり、その枢要技術であるリサイクル原料(ウラン分別残渣)一時貯蔵の妥当性評価法を検討した。一時貯蔵には種々の貯蔵形態と方法が考えられるが、基本的には酸化物粉末に転換してキャニスタに封入し、既存の高レベルガラス固化体貯蔵施設と同様の施設を想定している。リサイクル原料とガラス固化体との特性の違いで最も考慮する必要がある点は、発熱密度とPu含有率の違いである。リサイクル原料の発熱密度は、最大でガラス固化体の4倍になるため、自然空冷で所定の除熱性能が達成できるか、貯蔵キャニスタ中心温度が目標値以下におさまるか評価する必要がある。一方、Pu含有率については臨界安全性の評価が必要となる。除熱性能と臨界安全性を基礎的に評価し、一時貯蔵システムが成立する見通しを得た。

次世代高経済性再処理「FLUOREX法」の開発,30; 湿式工程への微量フッ素持込による材料腐食評価と防食策の検討

佐野 雄一; 竹内 正行; 平野 弘康; 星野 国義*; 河村 文雄*

no journal, , 

FLUOREX法の酸化物転換後の回収物を想定したコールド模擬溶解液中において材料腐食試験を実施し、微量フッ素共存下での腐食挙動及び機構を評価した。本結果及びこれまでの成果をもとに、防食策として、フッ素持込量に応じて、SUS310NbあるいはNi-45Crを使用することが有効であることを確認した。