過渡時の自然循環による除熱特性解析手法の開発　（原子力システム研究開発事業）

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過渡時の自然循環による除熱特性解析手法の開発

(受託者)三菱FBRシステムズ株式会社
(研究代表者)渡辺収炉心・安全設計部熱流動グループ長
(再委託先) 財団法人電力中央研究所、独立行政法人日本原子力研究開発機構

１．研究開発の背景とねらい

　「もんじゅ」等、これまでのナトリウム冷却炉では、原子炉停止時の炉心崩壊熱除去は強制循環によって行われ、自然循環は強制循環不作動時のバックアップという位置づけであった。「常陽」による自然循環試験やトップエントリ型FBR実証炉向けに行われた各種試験研究の結果、自然循環のみによって崩壊熱除去が可能であること、これにより動力によらない信頼性の高いシステムを構成することが可能であることが明らかになってきた。これらを踏まえて、高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズIIでは、強制循環に頼らない「完全自然循環式崩壊熱除去系」を採用し、高い信頼性と経済性を兼ね備えたナトリウム冷却大型炉（大型炉）の実現を目指している。
　本事業では、大型炉の１次系の挙動を再現可能なシステム水試験と炉心から空気冷却器に至る一連の熱輸送系を模擬したナトリウム試験を実施することによって、上述した熱流動上の課題を摘出し、解決を図る。これに基づいて大型炉の自然循環除熱挙動を予測評価できる解析評価技術を開発する。

２．研究開発成果

２．１研究開発の概要
　システム水試験及びナトリウム試験により自然循環崩壊熱除去に関する熱流動課題を解決し、大型炉の自然循環除熱挙動を予測評価できる解析評価手法を開発する。具体的には、従来の１次元評価手法の改良に加え、原子炉容器及び１次系各部で発生する温度成層化や偏流現象を評価できる３次元の評価手法を開発する。また、安全審査で重要となる炉心高温点（ホットスポット）の評価手法を開発する。
　本事業の開発スケジュールを表１、大型炉に対する解析評価の構想を図１、研究開発項目を以下に示す。
　①試験条件及び評価手法の設定・・・各研究課題の具体化
　②システム水試験・・・熱流動上の課題の摘出と解決
　③ナトリウム試験・・・自然循環時伝熱流動特性の確認
　④解析評価技術の開発・・・自然循環及び炉心高温点評価手法の開発

２．２研究開発成果
　平成20年9月末現在、ほぼ計画通り進捗し、所期の成果を得ている。
ａ．試験条件の設定

(1) 試験条件設定のための解析
　平成19年度までに、大型炉を対象として既存の1次元自然循環評価手法による解析を行い、システム水試験及びナトリウム試験で模擬すべき大型炉の過渡条件を検討し、完全自然循環式崩壊熱除去系を採用した場合でも十分な炉心冷却が可能であり熱過渡についても緩和される傾向にあることが分かった。システム水試験で模擬すべき過渡事象として、32のプラント過渡事象から４事象（外部電源喪失、２次ナトリウム漏えい、崩壊熱除去系の２次ナトリウム漏えい、１次ポンプ１台軸固着）を選定した。また、ナトリウム試験では、１次系共用型炉心冷却系（PRACS）の伝熱性能を確認した上で、外部電源喪失を対象とした試験を実施することとした。

(2) システム水試験条件の設定
　水試験では、ナトリウムを水で置き換えて、実現象と相似な伝熱流動状態を実現する。平成19年度までに、相似則に基づいて実機状態を再現する上で、装置の模擬可能範囲を明らかにしてシステム全体に対する模擬試験の考え方を整理し、システム水試験装置の基本的な仕様及び試験条件を以下のとおりまとめた。

・試験の模擬方法：実機の1/10縮尺（Bo数歪みが過度にならない範囲）、実機の各部圧力損失分布と一致（Eu数相似条件）、Bo^1/2数は実機の約３倍。

・試験装置の基本仕様：定格時における出力120kW、水の温度上昇度9.3℃。

　以上に基づき、システム水試験での各模擬事象について、定常から過渡試験に至る運転方法を明確にした。次に、これまでに実施されてきた自然循環崩壊熱除去解析結果に基づき、模擬事象毎に、過渡変化の特徴、試験模擬方法、主要評価項目及び試験上の課題を整理した。

(3) ナトリウム試験条件の設定
　平成19年度までに、大型炉のPRACSの設計に基づき、既設のナトリウム試験装置に設置するPRACSの試験条件を設定しPRACSを含む試験部の構造を検討した。また、崩壊熱除去系の２次ナトリウム系、空気系の自然循環を縮尺約1/8のRi数相似条件で模擬できるよう系統構成を検討し、PRACS熱交換器(PHX)の除熱特性、系統自然循環に関する試験計画を策定した。

ｂ．評価手法の設定

(1) １次元自然循環評価手法
　平成19年度までに、大型炉の自然循環を評価する上での解析モデル上の課題を摘出し、改良が必要な部位（プレナム部（炉上部及び下部、中間熱交換器（IHX）上下）、大口径配管、熱交換部及び炉心ホッテストピン）について改良方針を設定して改良方法を具体化した。

(2) ３次元自然循環評価手法
　平成19年度までに、原子炉容器を含む１次冷却系を全て３次元でモデル化する評価手法を開発するため、既存の３次元熱流動解析コードの候補として５つの解析コード（STAR-CD、FLUENT、u-FLOW、APUS、CFD++）を選定し、それらの機能を比較するとともに性能確認を目的とした同一モデルでの比較解析により、大型炉の自然循環評価に適用する３次元熱流動解析コードとしてSTAR-CDを選定した。また、大型炉の1/4セクタを対象とした３次元モデルによる試解析を行い、フルセクタ２ループモデルでの解析が現実的な演算時間で実行可能な見通しを得た（8～16CPU程度の並列計算）。最終目標とする解析モデル概念を図２に示す。

(3) 炉心高温点評価手法
　炉心燃料健全性評価では、工学的安全係数を考慮して燃料被覆材最高温度を評価する必要がある。平成19年度までに、国内外の既往の研究成果に基づき、炉心高温点評価に対する影響因子を網羅的に抽出し、自然循環時に発生する熱流動現象との関係を明らかにして炉心高温点評価手法の開発手順を以下のとおり設定した。

・浮力による炉心温度平坦化現象の評価の取り込み。

・影響因子（ピーキング／ホットスポットファクタ含む）の過渡現象への適用に関する考え方の整理。

・既存体系への適用・定量評価、大型炉への適用。

ｃ．システム水試験
　平成19年度までに、試験条件設定のための解析等に基づいて、大型炉の１次系全体（2ループ）と相似な1/10縮尺モデルのシステム水試験装置の設計～製作～据付（電力中央研究所地球工学研究所）を完了し、炉心部の圧力損失試験、IHX・DHX・PHX伝熱特性試験により、主要機器の基本性能を確認した。また、代表的な自然循環運転事象として外部電源喪失について定常から過渡に至る模擬試験を実施し、強制循環喪失後、定格運転条件の約3％に相当する高い自然循環流量が確保されること等を確認した。システム水試験装置の全体概要を図３、外部電源喪失模擬試験結果を図４に示す。
　平成20年度は、昨年度の試験結果を反映して、外部電源喪失、２次ナトリウム漏洩等の自然循環模擬試験を実施中である。

ｄ．ナトリウム試験
　平成19年度までに、既設のナトリウム試験装置に設置する試験装置として、崩壊熱除去系のPRACS伝熱管を内部に設置したIHXについて、PRACSが起動した際の過渡的な熱流動現象を模擬しこれを計測できるよう伝熱管の配置形状、計測点配置を定めた試験部、及び崩壊熱除去系の起動時を含む自然循環特性を模擬できるようバルブ、流量計の圧力損失を低減した系統構成、機器仕様を設計し、PRACS試験機器として試験部、バルブ、流量計を製作した。製作における各段階で、耐圧試験、ヘリウムリーク試験などにより、内部構造物を含む溶接部の健全性を確認した。PRACS伝熱管周辺における熱電対の設置状況については、製作後には目視できなくなるため、１次側入口プレナム製作時に確認した。全体組み立て後の耐圧試験、寸法検査により、製作完了を確認した。図５に完成したPRACS試験機器を示す。
　平成20年度は、12月末までの予定でPRACS試験機器を既設のナトリウム試験装置へ設置中である。

ｅ．解析評価技術の開発

(1) １次元自然循環評価手法
　平成19年度までに、評価手法の設定に基づき、原子炉容器上部・下部プレナム部、ポンプ組込型IHXの上部・下部プレナム部及び配管部について、自然循環評価において重要となる温度成層化や対流混合の効果を模擬できるように１次元部分モデルを改良し、改良した各々の1次元部分モデルについて試計算により、その解析機能に問題がないことを確認した。
　平成20年度は、システム水試験結果を反映して改良中である。

(2) ３次元自然循環評価手法
　平成19年度までに、評価手法の設定に基づき、大型炉の原子炉容器を含む１次冷却系及びシステム水試験装置の１次冷却系を対象として各々の３次元部分モデルを作成し、試計算を行った。大型炉の原子炉容器単体モデルでは600秒間の計算時間が19CPU並列計算で1.5日程度、システム水試験装置の原子炉容器単体モデルでは50秒間の計算時間が2CPU並列計算で10時間程度であり、過渡自然循環現象の解析が現実的な演算時間で実行可能な見通しを得た。大型炉の定格及び過渡600秒後での原子炉容器内温度分布を図６、システム水試験装置の定格及び過渡500秒後での原子炉容器内温度分布を図７に示す。
　平成20年度は、大型炉及びシステム水試験装置の３次元部分モデルを結合中である。

(3) 炉心高温点評価手法
　平成19年度までに、評価手法の設定に基づき、以下の過渡時の炉心高温点評価手順を構築した。

Step1：プラント動特性解析（燃料集合体1体を1次元チャンネルで模擬。ホッテストチャンネルを同定）

Step2：プラント動特性解析（ホッテストチャンネル内最高温度（集合体断面平均相当）、Step3の境界条件取得）

Step3：ホッテスト集合体内多次元流動解析（ホッテスト集合体内最高温度点の評価）及びホッテスト集合体内最高温度簡易評価

　また、各ステップで評価に取り込むべきホットスポットファクターについて、具体的な構成因子の検討を行うとともに、炉心燃料集合体を対象とした３次元解析を行い、一部について構成因子の影響の定量化を行った。これらにより炉心高温点評価手法のベースとしての骨格を整え、開発の方向性を定めた。また、大型炉への適用に向けて、初期炉心状態の適切な分類、保守側となる条件の確認など課題を摘出し、既存の炉心部熱流動解析コードについて、大型炉心評価に適用するための入力データなどを整備して試計算によりその妥当性を確認した。
　平成20年度は、Step1等の作業中である。

３．今後の展望

　システム水試験により１次系自然循環特性、ナトリウム試験により崩壊熱除去系全体の自然循環特性を検討する。また、１次系全体を３次元で扱う自然循環評価手法を開発するとともに、大型炉の炉心高温点評価手法を構築する。これらに基づく大型炉の自然循環の予測評価結果より、完全自然循環式崩壊熱除去系の確立が期待される。

表１本事業の開発スケジュール