• 研究課題をさがす
  • 研究者をさがす
  • KAKENの使い方
  1. 前のページに戻る

計算科学的手法による炉心損傷事故のIVRに関わる多相熱流動現象の機構解明

研究課題

研究課題/領域番号 21K04944
研究種目

基盤研究(C)

配分区分基金
応募区分一般
審査区分 小区分31010:原子力工学関連
研究機関九州大学

研究代表者

守田 幸路  九州大学, 工学研究院, 教授 (40311849)

研究期間 (年度) 2021-04-01 – 2024-03-31
研究課題ステータス 完了 (2023年度)
配分額 *注記
4,160千円 (直接経費: 3,200千円、間接経費: 960千円)
2023年度: 520千円 (直接経費: 400千円、間接経費: 120千円)
2022年度: 910千円 (直接経費: 700千円、間接経費: 210千円)
2021年度: 2,730千円 (直接経費: 2,100千円、間接経費: 630千円)
キーワード高速炉 / 過酷事故 / 炉心損傷事故 / 計算科学 / 粒子法 / 多相流 / 熱流動 / 伝熱流動 / IVR
研究開始時の研究の概要

高速炉の炉心損傷事故時の溶融燃料の原子炉内保持(IVR:In-Vessel Retention)を達成する上で重要な熱流動現象を解明するため、多成分多相流の伝熱・流動・相変化挙動等を精度よく解析できる計算科学的手法(粒子法)を用いた解析的研究を実施する。これまで実施された原子炉安全性試験におけるIVRの達成に関わる重要な支配現象を対象とした解析評価を行い、当該現象に介在する多成分多相流の伝熱流動挙動の機構を解明する。これにより、炉心損傷事故評価の信頼度を向上し、IVRを基本とする高速炉の安全論理の構築に資する。

研究成果の概要

高速炉の過酷事故時の炉心物質の原子炉内保持(IVR)を達成する上で重要な熱流動現象を解明するため、伝熱・流動・相変化を伴う多成分多相流挙動を高精度で解析できる計算科学的手法(粒子法)に基づく3次元熱流動解析コードを基盤技術として開発した。これまで実施された高速炉安全性試験において、IVRに関わる重要な支配現象として「溶融燃料プールから構造壁への熱伝達挙動」及び「噴流衝突による構造壁の浸食挙動」を選定し、これらを対象とした3次元粒子法シミュレーションを行なった。その結果、経験モデルに基づく従前の解析技術では高い精度での解析が困難な、これらの支配現象に介在する熱流動挙動のメカニズムを明らかにした。

研究成果の学術的意義や社会的意義

本研究は、高速炉の過酷事故を対象としたものであるが、計算科学的手法である粒子法を基盤とする数値シミュレーション技術は、他の原子炉における過酷事故の熱流動現象解析にも応用できることから、汎用性、適用性に優れた原子力分野における安全評価技術のイノベーションと位置づけられる。また、本研究により、原子炉の過酷事故において重要な熱流動現象について、支配因子の影響度を定量的に明確化し、安全評価の妥当性を確認するための新たな知見や裏付けを提供できる。これにより、過酷事故評価の信頼度を向上し、原子炉の安全論理の構築に資することが期待される。

報告書

(4件)
  • 2023 実績報告書   研究成果報告書 ( PDF )
  • 2022 実施状況報告書
  • 2021 実施状況報告書
  • 研究成果

    (5件)

すべて 2023 2022 2021

すべて 雑誌論文 (1件) (うち査読あり 1件) 学会発表 (4件) (うち国際学会 4件)

  • [雑誌論文] A 3D particle-based simulation of heat and mass transfer behavior in the EAGLE ID1 in-pile test2022

    • 著者名/発表者名
      Zhang Ting、Morita Koji、Liu Xiaoxing、Liu Wei、Kamiyama Kenji
    • 雑誌名

      Annals of Nuclear Energy

      巻: 179 ページ: 109389-109389

    • DOI

      10.1016/j.anucene.2022.109389

    • 関連する報告書
      2022 実施状況報告書
    • 査読あり
  • [学会発表] A Large-Scale Particle-Based Simulation of Heat and Mass Transfer Behavior in EAGLE ID1 In-Pile Test2023

    • 著者名/発表者名
      T. ZHANG, Y. YAO, K. MORITA, X. LIU, W. LIU, Y. IMAIZUMI, K. KAMIYAMA
    • 学会等名
      30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30)
    • 関連する報告書
      2023 実績報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] Particle-Based Simulation of Jet Impingement Behaviors2022

    • 著者名/発表者名
      Daichi Takatsuka, Koji Morita, Wei Liu, Ting Zhang, Takeshi Nakamura, Kenji Kamiyama
    • 学会等名
      12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12)
    • 関連する報告書
      2022 実施状況報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] Numerical Investigation on Mechanism of Heat Transfer between Molten Pool and Duct Wall in EAGLE ID1 and ID2 In-Pile Tests2022

    • 著者名/発表者名
      Ting Zhang, Koji Morita, Wei Liu, Xiaoxing Liu, Kenji Kamiyama
    • 学会等名
      The 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19)
    • 関連する報告書
      2021 実施状況報告書
    • 国際学会
  • [学会発表] A 3D Particle-Based Analysis of Molten Pool-to-Structural Wall Heat Transfer in a Simulated Fuel Subassembly2021

    • 著者名/発表者名
      Ting Zhang, Koji Morita, Xiaoxing Liu, Wei Liu, Kenji Kamiyama
    • 学会等名
      The Second Asian Conference on Thermal Sciences (2nd ACTS)
    • 関連する報告書
      2021 実施状況報告書
    • 国際学会

URL: 

公開日: 2021-04-28   更新日: 2025-01-30  

サービス概要 検索マニュアル よくある質問 お知らせ 利用規程 科研費による研究の帰属

Powered by NII kakenhi