Search

日本原子力研究開発機構で設計検討が行われているナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉スクラム時において、炉上部プレナム内に温度成層化現象が発生する。成層界面では鉛直方向に急峻な温度勾配が形成され、時間経過とともに成層界面が上昇すると、炉容器壁に熱荷重が発生する。これまでに、強制循環試験(15%流量)を実施し、炉容器壁の熱応力に対して構造健全性を担保できる見通しを得ている。今回、1/11縮尺上部プレナム水流動試験装置により、強制循環から自然循環へ系統運用を変更した試験を実施した。加えて、直接炉心冷却系熱交換器(DHX)を運転した試験を実施した。本試験により、自然循環に系統運用を変更することで、成層界面での温度勾配が1/3程度に低下し、スクラム時の炉容器壁の構造健全性の裕度が大幅に増加することを明らかにした。また、DHXを運転した場合、DHX出口からの低温流体により、炉容器壁に急峻な温度勾配が生じることを明らかにした。, Thermal stratification in the upper plenum is one of the most important issues of a reactor vessel in sodium cooled fast reactor. The steep temperature gradient across the stratification interface may cause the thermal load against the reactor vessel wall. In this study, the water experiment was carried out using the 1/11 scale upper plenum model of the Japan sodium-cooled fast reactor (JSFR) in order to evaluate the thermal stratification under the natural circulation condition and a direct heat exchanger (DHX) operation condition. The temperature gradient under the natural circulation condition was approximately 1/3 times smaller than that under the forced circulation condition. In the DHX operation case, the steep temperature gradient occurred in the lower region of upper plenum due to the cold fluid from the outlet of DHX., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2014-014

本研究では、T字管体系配管合流部におけるサーマルストライピングを対象とし、枝配管からの噴流が主配管壁面に沿って流れる壁面噴流条件における非定常の熱伝達挙動を明らかにする試験(WATLON試験)を実施した。試験では、流体温度分布と構造材温度分布の同時計測および構造材温度分布と主配管内の流速分布の同時計測を行い、流体混合部における壁面への熱伝達率および伝達挙動の局所流速依存性を把握した。試験の結果、壁面噴流条件での熱伝達率は、温度変動が特に大きい領域において、平滑な直管を対象としたDittus-Boelterの相関式に比べ、およそ2倍から6倍となることがわかった。さらに、壁面近傍における流速の増加と壁面における熱伝達率は相関があることがわかった。, In this study, water experiments (WATLON) were carried out to clarify the unsteady behavior of heat transfer under wall jet condition in the mixing tee. In experiments, heat transfer coefficients between fluid and wall in the mixing region were obtained from temperature measurements using thermocouples (movable tree type in fluid and embedded type in wall). To clarify the relation between the local velocity and the wall temperature, those were measured simultaneously by the Particle Image Velocimetry (PIV) and the thermocouple measurement, respectively. Sampling time of the velocity by the PIV and the temperature by the thermocouple were synchronized in the measurement. The experimental results showed that the heat transfer coefficient was from 2 - 6 time larger than the reference value predicted by the Dittus-Boelter correlation in straight pipes and was increased as the local velocity near the wall., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2014-009

ナトリウム冷却大型高速炉では、1次冷却系統内に存在する気泡・溶存ガスによる炉心反応度擾乱や熱交換器性能低下などが懸念されており、冷却系統内における気泡・溶存ガス挙動を把握することは、高速炉の安定運転を担保するうえで重要である。また、J-PARCの水銀ターゲットシステムにおいては、キャビテーションによる構造材壊食を抑制するために微小気泡を注入しているが、熱交換器におけるガス蓄積を防止するため、微小気泡の挙動を評価することが課題となっている。原子力機構では、液体金属流れ(主として高速炉1次冷却材流れ)中の気泡・溶存ガス挙動を評価するため、フローネットワーク型の解析コードVIBULの整備を進めており、本研究では、解析精度向上を目的としたVIBULコードの改良と、水銀ターゲットシステムに適用するために必要なモデルの開発を行った。, The Japan Atomic Energy Agency has been developed a plant dynamics code VIBUL to simulate the concentration distributions of the dissolved gas and the bubbles in a fast reactor. In this study, the VIBUL code is improved to achieve accurate simulations, e.g. rigorous mole conservation of inert gas. Moreover, new modles are introduced to simulate the small bubble behaviors in the J-PARC mercury target system. To validate the improved models and the newly developed models, the inert gas behaviors in the large-scale sodium-cooled reactor and the small bubble behaviors are simulated. As a result, it is confirmed that the complicated bubble dynamics in each component, e.g. core, IHX or surge tank, can be simulated appropriately by the VIBUL code., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2013-008

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ナトリウム冷却大型高速炉(JSFR)の安全設計クライテリア構築の一環として、原子炉容器内上部プレナム部におけるさまざまな熱流動現象の評価を行っている。自由液面におけるカバーガス巻込み及びホットレグ配管入口部における液中渦キャビテーションは重要な評価対象であり、前者は1次冷却系統内への気泡混入によって炉心出力擾乱やIHX除熱性能劣化など高速炉の安定運転に影響を及ぼす可能性があるため、後者は構造物(配管)健全性確保の観点から、その発生を抑制することが重要である。どちらの現象も、強い旋回渦の発生による渦中心での圧力低下に伴って発生するため、現象評価のためには渦挙動を正確に模擬できる手法が必須である。そこで、JAEAでは、数値解析と渦モデルを用いたガス巻込み評価手法の構築を進めている。本研究では、実規模ガス巻込み現象への適用性確認を目的として、1/1.8縮尺試験を対象とした評価を行う。また、液中渦に対する圧力降下量や代表圧力等の評価を行うため、ガス巻込み発生評価手法を拡張することで液中渦評価手法を開発し、液中渦基礎試験を対象とした検証を行う。, In Japan Atomic Energy Agency (JAEA), various thermal hydraulics phenomena in an upper plenum region are evaluated in the study on the safety design criteria of the sodium-cooled fast reactor in Japan (JSFR). The gas entrainment (GE) from a free surface of coolant and the vortex cavitation (VC) at the H/L intake are important phenomena to be evaluated. Since these phenomena occur by the significant pressure drop in the vicinity of a vortex center, a technique to evaluate a vortex behavior is indispensable. The authors are developing a GE evaluation method using a numerical analysis and a vortex model. In this study, the evaluations are performed on the GE behavior in the 1/1.8 scaled water model test. In addition, a VC evaluation method is proposed on the basis of the GE evaluation method. As a basic validation of the VC evaluation method, the basic sub-surface vortex test in JAEA is evaluated., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2013-007

サーマルストライピング現象の評価手法を確立することは原子力プラントの安全性を確保するうえで重要な課題となっている。本研究は、サーマルストライピング現象評価の一環として、3本の噴流が矩形断面のスリットから鉛直に置かれた壁と平行に吐出する体系での水及びナトリウム試験を対象に、ラージエディシミュレーション法(LES)を用いた流体-構造連成解析(仏原子力・代替エネルギー庁で開発した熱流動解析コードTrio-U)を実施した。本解析では、流体及び構造材の接触面近傍に詳細な計算メッシュを配置し、流体と構造材の熱的連成を熱伝導のみでモデル化した。流体中の温度変動強度に関して、水及びナトリウム体系とも数値解析により実験結果の空間分布を再現することができた。また、構造材内の温度変動強度は、水及びナトリウム体系とも本解析により再現できた。このことから、サーマルストライピング現象に対するLESをベースにした流体・構造連成解析の適用性を確認することができた。また、解析により、壁面近傍での流体混合特性及び温度変動の構造材への伝達特性を明らかにした。, A quantitative evaluation on thermal striping is of importance for reactor safety. In this study, sodium and water experiments of parallel triple jets configuration were performed. For these experiments, numerical simulations were carried out to evaluate the transfer characteristics of temperature fluctuation from fluid to structure. The analysis code, called Trio-U, used in the study has been developed at the CEA in France. In the simulations, the calculated time-averaged temperature distributions in fluid and structure were close to the experimental results in sodium and water. The power spectrum densities of temperature fluctuation in fluid and structure were also in good agreements between the experiments and calculations. Furthermore the calculated decay characteristics of temperature fluctuation from fluid to structure were in good agreements with the experimental results., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2012-017

JSFRの制御棒チャンネルと燃料集合体との出口ナトリウム温度差は最大で100circC程度になるため、炉心出口部における流体の混合による温度変動が炉上部機構(UIS)の下部高サイクル熱疲労を与える可能性がある。そこで、炉心出口と炉容器上部プレナムを対象とする1/3スケール60circセクタモデルを使用した水流動試験を実施した。制御棒周辺の温度とその変動強度分布を計測するとともに、熱疲労に対する対策構造の評価を行った。試験の結果、制御棒周辺の温度変動特性を把握するとともに、熱疲労に対する対策構造は温度変動振幅を低下させ、構造材料に対する熱応力に変換されやすい周波数領域においても、その変動強度を低下させる効果があることを明らかにした。また、比較的低温の冷却材が流出するブランケット集合体と炉心燃料集合体との境界における温度変動強度分布を把握した。, As the temperatures difference between the control rod channels and the core fuel subassemblies is around 100 circC centigrade, temperature fluctuation due to the fluid mixing at the core outlet may cause high cycle thermal fatigue at the bottom of upper internal structure (UIS) in JSFR. Then, a water experiment was conducted using an 1/3 scale 60 circ sector model. As a result, thermal striping phenomena in the region between the fuel subassembly outlet and the bottom of the UIS were grasped. The modified geometry of the UIS bottom and the handling head of the primary CR channel was created so as to suppress the cold jets from the CR channels. The comparison of measured temperature fluctuations around the CR channels revealed that the modified geometry was effective to decrease the temperature fluctuation intensity and amplitude in the sensitive frequency band to the stress conversion., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2012-014

高速増殖炉による核燃料サイクルの実用化を目指して、炉容器をコンパクト化することで経済性を高めたナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究が行われている(FBRサイクル実用化研究開発)。JSFRでは、冷却系2ループ化によって冷却系配管内の平均流速が増加するため、ホットレグ配管入口部において強い旋回渦が発生する可能性がある。その結果として、渦中心での圧力低下に伴う液中渦キャビテーションの発生が懸念されており、液中渦キャビテーションの発生状況の評価が構造健全性の観点から必要である。本研究では、液中渦キャビテーションの発生評価に関連して、ナトリウムと水の物性の違いが液中渦キャビテーションの発生に与える影響について検討するための基礎的な水試験を行った。基礎的な円筒体系において、水の温度を10circCから80circCに変化させることで水の粘性係数を変化させ、液中渦キャビテーションの発生状況を定量的に評価した。その結果、10circCから30circC程度の比較的粘性係数が大きい条件では粘性依存性が確認されたものの、50circCから80circC程度の比較的粘性係数が小さい条件では粘性の影響が少ないことを確認した。, In the design of JSFR, a two-loop cooling system and a compact reactor vessel are employed to achieve the economical improvement. However, these innovative designs lead to the increase of coolant velocity. As the results, strong vortices at the H/L intake may cause the cavitation (vortex cavitation). Therefore, the evaluation of occurrence behavior of vortex cavitation is the important issue for the structural integrity of reactor. In the present study, fundamental water experiments were performed in the cylindrical tank geometry. The water temperature was varied from 10circC to 80circC to clarify the influence of kinematic viscosity, nu. The occurrences behaviors of vortex cavitation were evaluated quantitatively by visualization measurement and image analysis. As the results, it was clarified that there was little dependence on nu under the small nu conditions, while it was relatively obvious under the large nu conditions., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2012-005

ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/10縮尺原子炉容器上部プレナム試験装置を用いて、炉容器壁近傍における熱伝達を含む成層界面挙動の支配因子を把握するための熱流動パラメータ試験、及び燃料交換機貫通孔プラグ高さをパラメータとした試験を実施した。本試験により、スクラム時の炉心出口流量,炉心出口温度差で定義したRi数と成層界面高さ,上昇速度との関係について明らかにした。また、成層界面温度勾配とPe数の関係を明らかにした。, Thermal stratification water experiments using a 1/10th scale model were carried out for an advanced loop type sodium cooled reactor. Experimental parameters were core outlet velocity, temperature difference during scram, and height of the plug which infill the hole at the dipped plates for setup of a fuel handling machine. It was found that the height and the rising speed of stratification interface depended on the Richardson number. Furthermore the temperature gradient of the stratification interface depended on the Peclet number., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2010-065

現在、設計が進められている次世代型ナトリウム冷却高速炉JSFRでは、経済性の観点から、1次冷却系を2ループにする方式が採用されている。そのため、従来型の高速炉よりも1ループあたりの冷却材流量が増加し、ホットレグ配管は内径1270mmに対し、流速が9m/sを超える設計となっている。このときのレイノルズ数は4.2times107となる。さらに、炉容器をコンパクト化するために、ホットレグ配管の一部にショートエルボを採用しており、エルボ部において流動励起振動が発生し、配管系の健全性に影響を与えることがないことを確認する必要性が指摘されている。このような、JSFRの配管系の健全性を検証するために、エルボ部で発生する流動励起振動の発生メカニズムを把握する必要がある。流動励起振動は配管内で発生する圧力変動が加振力になることから、現象把握に向けてエルボを含む配管内の流速変動と圧力変動の関連をつかむことが重要となる。そこで、本研究では、ホットレグ配管の1/8スケールモデルを用いた水流動試験を行った。試験では、ショートエルボ,ロングエルボを用い、速度変動にエルボの曲率比が与える影響について検討した。速度分布測定には、瞬時の2次元速度分布を得ることが可能な粒子画像流速計測法を用いた。2種類のエルボについて、非定常的な二次流れの流況やエルボ腹側の剥離の流況を捉えることに成功し、剥離域の再付着点において配管側面に沿う二次流れが剥離域近傍の流動に作用する構造を明らかにした。, The main cooling system of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) consists of two loops to reduce the plant construction cost. In the design of JSFR, sodium coolant velocity is beyond 9 m/s in the primary hot leg pipe with large-diameter. The maximum Reynolds number in the piping reaches 4.2times107. The hot leg pipe having an elbow with curvature ratio of r/D = 1.0, so-called "short elbow", which enables a compact reactor vessel. Under such a system condition, the flow-induced vibration (FIV) is concerned at the short elbow. It is significant to obtain the knowledge of the fluctuation intensity and spectra of velocity and pressure fluctuations in order to grasp the mechanism of the FIV. In this study, water experiments were conducted. Two types of 1/8 scaled elbows with different curvature ratio, r/D = 1.0, 1.5, were used to investigate the influence of curvature on velocity fluctuation at the elbow. The velocity fields in the elbows were measured using a high speed PIV method. Unsteady behavior of secondary flow at the elbow outlet and separation flow at the inner wall of elbow were observed in the two types of elbows. It was found that the growth of secondary flow correlated with the flow fluctuation near the inside wall of the elbow., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2009-051

ナトリウム炉の炉容器をコンパクト化するため、コラム型の切込みつき炉心上部機構(UIS)を採用した。原子炉スクラム時には、炉上部プレナムの下層に低温のナトリウムが偏在する温度成層化現象が発生する。上述のUIS構造では、UISの内部を炉心からの冷却材が通過するとともに、UIS切込みにより非対称で局所的に速い流れが生じることから、本構造が温度成層化現象に与える影響を評価しておく必要がある。そこで、1/10縮尺炉容器上部プレナム試験装置を用いて、UIS切込みの影響評価を行うとともに、原子炉スクラム後の炉心出口流量,温度、及び構造形状をパラメータとした試験を実施し、温度成層化現象への影響を評価した。Ri数を実機と同程度とした基本条件において、UIS切込みを通過する流れが成層界面に衝突し、界面下部を剥ぎ取るため、成層界面を通る鉛直方向温度勾配が他の領域に比べ急峻になることがわかった。また、スクラム後の炉心出口流速、スクラム前後の温度差が成層界面高さや厚さ、及び上昇速度に与える影響を明らかにした。また、炉内構造物の形状をパラメータとした試験により、成層界面の温度変動を低減させる方策を検討した。, Thermal stratification after a scram is one of main thermal loads of a reactor vessel in sodium cooled fast reactor. Water experiments using an 1/10th scaled model were carried out for an advanced loop type sodium cooled reactor. The reactor vessel is highly compact and has an upper inner structure (UIS), which has a slit in radial direction for fuel handling. The jet from core outlet goes through the UIS slit and makes asymmetric and locally high velocity field in the reactor upper plenum. Steep temperature distribution across the stratification interface and temperature fluctuations were found near the UIS slit. It was revealed that they were resulted from the impingement of the jet through the slit at the interface. Parameter experiments showed the characteristics of thermal stratification interface., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2009-026

高速炉サイクル実用化研究開発において、炉容器をコンパクト化したナトリウム冷却高速炉の開発を行っている。コンパクト化の結果、炉容器自由液面からのカバーガスの巻込み(ガス巻込み)が発生する可能性があり、その抑制が重要課題となっている。これまでの研究では、1/1.8縮尺の部分セクターモデル試験装置(部分モデル試験装置)により、設計妥当性を確認する試験を実施し、原子炉定格運転条件ではガス巻込みが抑制される見通しが得られている。一方で、原子炉起動時及び停止操作時にはナトリウム液位が低い条件での運転が想定され、これらの条件においてもガス巻込みが抑制可能か確認する必要がある。本研究では、実機起動時及び停止時に想定される低液位の運転条件を対象としたガス巻込み評価を行った。部分モデル試験装置を用いて、実機起動時運転相当条件を含めた低液位条件下でのガス巻込み発生条件を定量化し、D/Pを2重化することにより発生を防止できることを確認した。, An compact sodium-cooled fast reactor has been investigated in the Fast Reactor Cycle Technology Development Project. The compact-sizing may cause the cover gas entrainment (GE) at the free surface of reactor vessel. The prevention of gas entrainment is one of the significant thermal hydraulic issues. In the previous study, a water experiment in the 1/1.8 scale partial model was performed to check the adequacy of reactor design. From the result, it has been assured GE did not occur in the rated condition of reactor. However, there are the specific operating conditions with the low sodium level due to the thermal contraction concerning the cold startup or shutdown of reactor, where the sodium temperature is low. The objective of this study is to evaluate the onset condition of gas entrainment in those condition. The onset condition of GE was clarified in low liquid level. From the result, it was assured gas entrainment did not occur with the doubled D/P geometry., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2009-021

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却高速炉の概念検討を進めている。実用化のためのプラントシステム概念は、経済性向上のために出力に比してコンパクトな炉容器を指向している。そのため、既存の概念と比較して炉容器内の流速が相対的に大きくなり、自由液面からのカバーガスの巻込みについてより精度の高い設計評価を行うことが重要となっている。そこで、大学,研究所,電力,メーカの専門家で構成するワーキンググループを設置し、ガス巻込み現象について設計で参照すべき数値解析に基づく指針案の検討を行い、得られた知見をもとに、「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」(第1次案)を策定した。本件は、指針の解説として、ワーキンググループにおいて実施した研究に関して紹介するものである。, Japan Atomic Energy Agency has conducted a conceptional design study of a sodium-cooled fast reactor in a frame work of the FBR feasibility study. The plant system concept for a commercial step is intended to minimize a vessel diameter to achieve an economical competitiveness. Therefore, the coolant in the vessel has relatively higher velocity and gas entrainment (GE) prevention from a liquid surface in the reactor vessel becomes one of important issues for the thermal-hydraulic design. In order to establish a design criteria for the GE prevention, the GE from vortex dimples at the liquid surface was investigated by a working group. The 1st proposal of "Design Guideline for Gas Entrainment Prevention Using CFD Method" was established based on the knowledge gained from the working group activities. This report introduces each study in the working group to clarify the basis of the design guideline., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Research 2008-049

ナトリウム冷却高速炉では、炉心の高燃焼度化により燃料ピンが変形し、集合体内流路断面積の変化によって集合体内の冷却性能が低下する可能性があることから、燃料ピン配置の変化が集合体内の熱流動現象に与える影響を把握することが重要な課題となっている。そこで、燃料ピンとワイヤースペーサを水と屈折率を一致させた透明部材で構成した水流動試験装置を用いて、ピン束内の流速分布の測定が試みられている。このとき境界条件として湾曲による模擬燃料ピンの変位を計測する必要がある。ここでは、模擬集合体の斜め上方向からピン束の水平断面を撮影し、試験体壁面の屈折の影響を考慮に入れて撮影画像を正対位置に変換し、その画像を解析することで燃料ピンの変位量を求める手法を開発した。, High burn-up core in a sodium cooled fast reactor may result in fuel pin deformation due to irradiation, e.g., swelling and bowing. Such deformation will influence thermal hydraulics in a core fuel subassembly, i.e., the highest temperature. Thus it is significant to estimate pin deformation effects. A water experiment was carried out to measure velocity field in a deformed pin bundle by using transparent resin and refractive index matching technique. In the experiment, the deformed pin geometry should be measured as a boundary condition. Here an optical measurement technique of pin bundle geometry was developed. An image of a horizontal cross section of the pin bundle was captured by a camera set on an inclined line to the pin bundle axis. This image was converted to a straight image to the pin bundle axis by taking accounts of refraction at the wall. The positions of deformed pins were well estimated by this method., 著者所属: 日本原子力研究開発機構(JAEA), JAEA-Technology 2008-026