熱水力安全研究グループ

原子炉事故時の熱流動や伝熱現象に関連した安全研究の分野を熱水力安全研究と呼んでいます。本研究グループでは、国が行う安全規制に対する技術支援や、より長期的な視点で評価手法の高度化等を行うことを目的とし、シビアアクシデント(炉心損傷事故)を含む軽水炉の事故時の熱水力現象の工学的な理解、事象進展の評価、炉心損傷防止策や損傷後の影響緩和策の有効性評価等に関する研究を行っています。

現在実施している研究の全体像を図1に示します。軽水炉の事故状態を、炉心損傷前と炉心損傷後に大きく分け、それぞれのステージにおいて安全評価パラメータに及ぼす重要現象を抽出し、物理現象の解明及びそれらの評価手法やモデルの開発・高度化に関する研究を行っています。これらの研究は、軽水炉における事故対策の有効性の評価や継続的な安全性向上の評価に役立てられるものです。

  • 炉心損傷前の熱水力研究では、高温高圧の実機事故状況を模擬できる高圧熱流動ループ(HIDRA)を新たに製作し、詳細計測に特化した小型装置による実験とともに、炉心伝熱に関する重要現象や炉内に生じる二相流現象に着目した研究を実施しています。また、世界最大規模のPWR模擬装置LSTF装置用いて多重故障を想定した厳しい条件でのシステム応答実験を実施し、アクシデントマネジメント策有効性確認に関する研究も行っています。

  • 炉心損傷前の熱水力研究では、大型格納容器実験装置(CIGMA)を中心として、シビアアクシデント時の格納容器の過温破損・水素リスク・放射性物質の移行を主要な課題とした研究を行います。ここでは、格納容器冷却において主要な役割を果たす凝縮現象や水素移行・混合の計測に特化した小型装置を用いた実験も行い、また、エアロゾル移行評価で重要なプールスクラビング及びスプレイスクラビング現象を調査するための実験を行っています。

以上の実験で得られた知見は、評価モデルや数値解析手法の高度化に集約されます。ここでは従来安全解析で利用されてきた集中定数系コードや最適評価コードに加え、近年目覚ましい発展を遂げている数値流体力学コードの利用も考慮し、これらに組み込む評価モデルや解析手法の検討を行います。

既存の実験技術を更に高度化するため、二相流計測技術開発も行っております。ここでは、特に、3次元の熱流動場での気泡や液膜等の二相流パラメータを高精度で計測する技術開発を目指しています。

図1 熱水力安全研究の全体像
図1:熱水力安全研究の全体像

1.大型格納容器実験装置CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus)

大型格納容器実験装置CIGMA(図2)は類似の実験装置と比較して以下の特徴を有しています。

  • 700℃の高温蒸気ジェットを注入可能かつ容器耐熱300℃と高温であるため、より広い条件での実験データを取得可能。
  • 冷却系として内部スプレおよび上部プール中段ジャケット下段ジャケットを具備しており、外面冷却および内部冷却に着目した実験が可能。
  • 計測点密度が高いため、容器内の温度分布、ガス濃度分布を計測し、CFD解析結果検証に必要となる詳細な実験データ取得が可能。
図2 CIGMA実験装置
図2:CIGMA実験装置

図3ではシビアアクシデント時に発生した水素ガス(ここではヘリウムで代替)が格納容器上部に成層化した際の成層の挙動をPIV(粒子画像速度計測法)を用いて計測しています。上部に密度の低いガス、下部に密度の高いガスによる成層を形成し、下部からジェットを成層に衝突させ、成層が浸食される過程を計測しています。

図3の動画は密度成層界面近傍の速度分布を示しています。

図3 密度成層浸食

図3:密度成層浸食

2.高圧熱流動実験装置 HIDRA (HIgh pressure thermal-hyDRAulic loop) ~軽水炉の事故時熱流動における炉心熱伝達のメカニズム解明を目指す~

  1. 実験目的
    • 新規制基準で要求される過酷な熱水力条件における炉心熱伝達のメカニズム解明と機構論的な評価モデルの構築し、スケーリングや形状効果、スペーサの効果等を含む評価モデルの実機適用性を検証する。
  2. 装置概要
    • 実機BWRの炉心形状を模擬したバンドル試験部(実長4x4バンドル試験部、短尺3x3バンドル試験部)を備える。
    • ループ最高圧力12.6MPa、最高温度600K、最大流量170m3/h
    • ATWS時に生じる可能性がある、圧力の周期的変動を模擬するための流出ラインを装備
    • 4×4バンドル試験部
      • 実機と同等の形状、出力(発熱部長さ3.7m、模擬燃料棒直径11.2㎜、1本当たり出力185kW)
      • 模擬燃料棒1本あたり12本の熱電対を設置
    • 3×3バンドル試験部
      • 主にスペーサ形状の効果を調査するため、スペーサ交換が容易な構造
      • 4×4試験部の下流に設置することにより、入口クオリティを制御可能
図4 HIDRA実験装置
図4:HIDRA実験装置

3.PONTUS(POol scrubbiNg Test Unit on Separate effect)実験装置とARES(Aerosol REmoval by Spray)実験装置

プールスクラビングとスプレイスクラビング現象は、シビアアクシデント時に発生しうる空間中に浮遊する粒子(エアロゾル)状放射性物質を格納容器内に閉じ込めるのに有効である。プールスクラビング現象は、プール水中にエアロゾルを注入し、気泡界面に粒子が移行することによって水中に粒子を保持するものであり、スプレイスクラビング現象は、スプレイ液滴界面に粒子が移行することによって粒子を容器内に保持するものである。両現象は事故時のソースターム評価に大きな影響を与えるため、評価モデルの高度化が求められる。そのため、各現象に対してPONTUSとARES実験装置をそれぞれ用いて現象を把握する(図5)。 エアロゾル移行挙動に強く影響する気液二相流挙動に着目し、高度な計測手法を用いて詳細な気液二相流計測をしていることが特徴である。例えば、高速カメラや光ファイバープローブで気泡挙動を計測し、位相ドプラー式液滴計で液滴挙動を計測している。また、エアロゾル計測結果の一例として、図示のプールスクラビングの除染係数(プール通過前後のエアロゾル濃度比)と粒子数濃度の関係や、スプレイスクラビングにおける空間中エアロゾル濃度減衰挙動を取得した。

図5 PONTUS実験装置

図5 ARES実験装置

図5:PONTUS実験装置とARES実験装置

4.二相流計測技術開発

軽水炉の熱水力安全評価手法を高度化する上で必要となる高い実験技術を構築するために,先進的な二相流計測手法・計測技術の開発を実施しています。

図6 開発中の二相流計測技術
図6:開発中の二相流計測技術

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