国立研究開発法人　日本原子力研究開発機構 新型炉の研究開発

デジタル基盤 ARKADIA

システム統合プラントシステム解析評価

ナトリウム冷却高速炉における熱流動評価研究

ナトリウム冷却高速炉の熱流動現象に関連する評価課題について、高速炉内で生じる複雑な物理現象の解明をはじめ、構造健全性・設計成立性の確認、安全性確保の観点から、国内の大学や研究機関の他、海外の研究機関（米DOE，仏CEA）とも協力し、数値シミュレーションによる解析研究と、水・ナトリウムを作動流体とする大小の試験装置を用いた試験研究を実施しています。

高速炉開発における熱流動関連課題の例

大型ナトリウム冷却高速炉のイメージ図と、各機器で発生する熱流動関連課題のリスト。原子炉構造部でのガス巻き込みやサーマルストライピング、炉心構成要素での燃料集合体内熱流動、蒸気発生器での伝熱管流力振動、配管でのキャビテーション、ポンプ・中間熱交換器での液中渦など、部位ごとに多岐にわたる具体的な課題が示されています。

マルチレベルシミュレーションシステムの整備

  • 従来のプラント動特性解析の結果に基いた境界条件設定による炉心部やプレナム内熱流動等の局所現象評価での過度に保守的な評価となる可能性を排除するため、目的に応じた詳細度でプラント全体挙動と局所挙動との連成解析を行う「マルチレベルシミュレーションシステム」の整備に着手
  • 高効率解析に用いるプラント動特性解析をベースに、目的に応じて必要な詳細度レベルの解析コードを連成させる「統合プラットフォーム」を構築
  • 米国ナトリウム冷却高速実験炉「EBR-II」を対象に、 ARKADIA-Designにおける基本システムとしての「マルチレベルシミュレーション技術」を構築
EBR-IIの3次元モデルと2次元の系統構成図、および試験集合体の詳細図。系統構成図ではポンプや中間熱交換器を通るナトリウムの流れが赤矢印で示され、右側には熱電対の配置を示す試験集合体（XX09）の断面図が描かれています。
EBR-II炉の系統構成イメージ

統合プラットフォームのイメージ

Python言語で構築された統合プラットフォームの構成図。コントローラとインターフェースを介して、プラント動特性コード（SCOPD）と、詳細解析コード群（3次元CFDのFluent、サブチャンネル解析のASFRE、多次元核計算のMARBLE）がデータ連携・同期する仕組みが示されています。

マルチレベルシミュレーションの例

物理現象に対するモデル詳細度（Lv1〜Lv4）の対応表。プラント全体や炉心部の熱流動・動特性などの現象に対し、簡易モデル（フローネットワークモデルや1点炉近似など）から詳細モデル（CFDやモンテカルロ法、ソリッド要素モデルなど）まで、目的に応じて適用する解析手法が段階的に整理されています。
  • マルチレベルシミュレーション技術として以下を整備
    • プラント過渡に応じた局所熱流動評価（1D-CFD連成）
    • プラント過渡に応じた集合体内高温点評価（1D-サブチャンネル解析連成）
    • プラント過渡に応じた反応度フィードバック評価（核－熱－構造連成）
1Dコード（Super-COPD）によるEBR-II全系モデルと、局所現象評価のための多次元解析コードの連携図。炉上部プレナム熱流動にCFDコード（FLUENT）、集合体内熱流動にサブチャンネル解析コード（ASFRE）、炉心核計算にMARBLE、炉心変形解析にFINASを連携させる具体的な構成が示されています。

プラント過渡に応じた局所熱流動評価

原子炉容器内上部プレナムと出口配管（Zパイプ）を多次元熱流動解析コード（CFD）で、その他のコンポーネントをプラント動特性解析コード（1D）でモデル化し、1DとCFDとの連成解析手法を整備

「炉上部プレナム内の鉛直方向温度分布グラフ。横軸に温度、縦軸にプレナム底面からの高さをとり、スクラム直後の0秒から1500秒までの経過時間ごとの変化が示されています。時間の経過とともに、上部から低温のナトリウムが層状に蓄積し、温度境界（サーモクライン）が徐々に下降していく様子がわかります。」
炉上部プレナム内鉛直方向温度分布の時間変化
「炉上部プレナムとZ型配管のCFD解析結果。流量低下による温度上昇時（25秒）、温度ピーク時（100秒）、自然循環による除熱時（200秒）の3つの断面コンター図が並んでいます。炉心出口から上昇する高温のナトリウム流（赤）が、時間とともに全体へ広がり、最終的に自然循環によって冷却（青）されていく過程が示されています。」
炉上部プレナム内温度の時間変化（CFD解析）

プラント過渡に応じた集合体内高温点評価

炉心全体の挙動をプラント動特性解析コード（1D）の炉心計算モジュール（簡易的なモデル）でモデル化するとともに、詳細な評価が必要な燃料集合体の一部をサブチャンネル解析コードASFRE（SC）でモデル化した連成解析手法を整備

「炉心全体の温度分布（左）と、特定の集合体（XX09）付近を拡大した3次元解析結果（中央・右）。プラント全体の計算から、注目する集合体内部のピンごとの詳細な温度勾配へと、シームレスにズームアップして評価している解析イメージが示されています。」
炉心全体、集合体XX09付近の温度分布（100秒時）
「集合体XX09内の径方向温度分布の比較グラフ。黒線（1Dのみ）では一定値となる箇所を、赤丸（1D-サブチャンネル連成解析）では、白丸の実測値（実験）と非常によく一致する凸型の温度分布として精度良く再現できていることが示されています。」
XX09内温度分布の時間変化

プラント過渡に応じた反応度フィードバック評価

炉心核計算（MARBLE）、炉心熱流動解析（Super-COPD）、炉心集合体変形解析（FINAS）を連成させた核熱構造連成解析手法を整備

「100秒時における燃料集合体の熱湾曲解析結果。集合体間の温度差によって、炉心中央から外側に向かって各集合体が扇状にわずかに湾曲する様子が、変位量を20倍に強調して視覚化されています。」
燃料集合体の熱湾曲（100秒時）
「核・熱流動・構造の3次元連成解析のフロー。3次元核特性解析、1D-3D連成を含む熱流動解析、そして変位量を20倍で表示した炉心変形解析の3つの解析結果が、相互に双方向の矢印で結ばれ、物理現象が連携して評価されている仕組みを示しています。」
核-熱流動-構造　連成解析例

原子炉容器内熱流動解析～自然循環崩壊熱除去～

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から、炉心部（発熱源）と冷却器（放熱源）との温度差で生じる浮力を駆動力とする自然循環により、炉心で発生する崩壊熱を確実に除去する方法（自然循環崩壊熱除去）の採用が検討されています。

高速炉の冷却材として使われるナトリウムは、熱を伝えやすい性質を持ち、広い温度範囲（約98℃（融点）～約890℃（沸点、常圧時））で液体として存在します。流体の温度が上昇すれば密度は小さく軽くなり、低下すれば密度が大きく重くなるため、冷却器を高温となる炉心部よりも高所に配置すると、温度差（密度差）だけでナトリウムは循環します（自然循環）。

この自然循環を利用した崩壊熱除去システムの有力な手段の一つとして、原子炉容器内の上部プレナム内に冷却機（DHX）を浸漬させた（浸漬型DHX）の採用が検討されています。浸漬型DHXの稼働時には、上部プレナム部と炉心部との間で「炉心－炉上部プレナム相互作用」と呼ばれる複雑な熱流動現象が見られます。

「浸漬型DHX稼働時の原子炉容器内熱流動の模式図。炉上部プレナムから低温ナトリウム（青矢印）が燃料集合体上部へ潜り込み、一部は集合体間の隙間（インターラッパーフロー）や集合体間の熱移行を介して、炉心部へ熱を伝えながら循環するメカニズムが描かれています。」
浸漬型DHX稼働時原子炉容器内熱流動現象（「炉心－炉上部プレナム相互作用」のイメージ）

炉心－炉上部プレナム相互作用

  • DHXからの低温ナトリウムが燃料集合体内部への潜り込み
  • 燃料集合体間ギャップ（数mmの隙間）への潜り込む（インターラッパーフロー）
  • 隣接燃料集合体間の径方向熱移行

様々なプラント運転条件下での高速炉プラント内の熱流動挙動を評価する必要があることから、特に自然循環崩壊熱除去時に着目し、合理的な計算負荷で原子炉容器内の炉上部プレナム内熱流動現象と、炉心部熱流動現象とを継ぎ目無く（シームレスに）評価できる解析モデルを構築し、原子炉容器内の複雑な熱流動現象を解析する手法整備を行っています。

  • 工学規模ナトリウム試験（PLANDTL-1）で実施された自然循環崩壊熱除去時の冷却特性確認試験を対象に、原子炉容器内の多次元熱流動解析モデルを整備
「PLANDTL-1ナトリウム試験装置のループ構成図。模擬炉心部を中心に、1次系（オレンジ）、2次系（青）、および浸漬型DHXを備えた緑色の崩壊熱除去系が、中間熱交換器（IHX）や空気冷却器を介して接続されている系統図です。」
ナトリウム試験装置ループ構成
「模擬炉心部の水平断面模式図。中央の1体の中心集合体を取り囲むように、6体の周辺集合体が六角形状に配置されています。集合体同士の隙間である燃料集合体間ギャップ部や、温度計測用の熱電対・ワイヤスペーサーの配置箇所が示されています。」
模擬炉心部水平断面の例
実機の構成機器をモデル化
模擬炉心部 7体の模擬燃料集合体体系
模擬燃料集合体 37本模擬燃料ピンバンドル
主循環系 1次系、2次系、崩壊熱除去系
熱交換器 直接炉内冷却器（DHX）、１次系冷却器（PHX）、中間熱交換器（IHX）、空気冷却器
  • 集合体内熱流動解析モデルには、燃料ピン間のナトリウム流路（サブチャンネル）を一つの計算メッシュとするサブチャンネルCFDモデルを構築し、PLANDTL-1の模擬炉心部の燃料集合体（7体）に適用
  • 「炉心－炉上部プレナム相互作用」を再現すべく、炉心部と炉上部プレナム部を継ぎ目なく一体体系としてモデル化
  • 炉心部の冷却に大きく寄与することが期待される、燃料集合体間ギャップ部への低温ナトリウムの潜り込み現象（インターラッパーフロー）の再現性に着目したモデル化
PLANDTL-1試験装置の炉心・炉上部プレナムの一体解析体系の3次元メッシュモデル。7体の模擬燃料集合体からなる模擬炉心部と、UIS、熱遮蔽筒、浸漬型DHX、内筒などを備えた炉上部プレナム部が一体でモデル化され、下部の入口境界と上部の出口境界が設定されています。
「模擬炉心部のサブチャンネルCFDモデルの水平断面メッシュ図。中央と周辺の計7体の六角形集合体内部が、燃料ピン間の流路（サブチャンネル）を細かく分割した計算格子によって、ギャップ部も含めて緻密にモデル化されています。」
模擬炉心部水平方向断面（A-A）
  • 低温ナトリウムが炉心部に潜り込む場合の炉心温度分布を模擬できることを確認
  • 原子炉容器内のCFD解析モデルの精度向上に向けた高度化検討と併せて、1次元コードによる試験ループの挙動解析（プラント動特性解析）との連成解析（1D-CFD連成解析）を整備
「浸漬型DHX稼働時の解析結果。左側には炉心全体の温度分布、中央には水平方向の温度分布グラフ（試験値と解析値の比較）、右側には発熱上端部におけるナトリウム温度と流速の断面分布図が並んでいます。周辺集合体において低温流体が下向きに潜り込む挙動が、流速分布の変化として捉えられています。」
炉心部に低温ナトリウムが潜り込む条件（浸漬型DHXが稼働している場合）の解析結果の例（出力:定格運転時の2.0%、流量:定格運転時の1.0%）

シビアアクシデントの防止と影響緩和について、水流動試験（PHEASANT）及びナトリウム試験（PLANDTL-2）を実施し、シビアアクシデント（SA）時を含む多様な崩壊熱除去システム（DRACS）の冷却特性評価及び設備仕様の設計検討に必要な根拠データを取得とともに、原子炉容器内熱流動解析評価手法の妥当性確認に必要な試験データベースを構築しています。

PHEASANT（水流動試験）

炉内/炉外冷却システムの相互作用に係る影響を含む多様な崩壊熱除去システム運用時の冷却特性確認を目的とした試験を実施し、プレナム領域の温度/速度場を計測し、炉容器内での複雑な冷却材挙動を解明しています。さらに、ナトリウム試験と併せて、試験解析により解析評価手法の開発整備を実施しています。

  • 浸漬型DHXからの低温流体がコアキャッチャ部に供給される冷却パスを定量的に把握
  • 貫通型DHX同時起動時の相互干渉条件下でのデブリ冷却データを取得
「PHEASANT水流動試験装置の、 UISやコアキャッチャを模した透明なアクリル製容器の内部写真。」
「コアキャッチャ上部の平均速度分布図。粒子画像計測（PIV）法により、DHXからの低温流体がコアキャッチャ部へと供給される複雑な水流の動きが、速度ベクトルを示す無数の白い矢印で可視化されています。」
コアキャッチャ上部の平均速度分布（粒子画像計測（PIV）法による計測、浸漬型DHX稼働）

PLANDTL-2（ナトリウム試験）

浸漬型DHXを有する体系で炉上部プレナム部と炉心部との熱的な相互作用を炉心規模で把握するとともに、熱流動解析評価手法の開発整備に必要な試験データベースを構築するための試験を実施しています。さらに、既往試験データベースを用いた試験解析を実施し、炉内熱流動解析評価手法の開発整備を実施しています。

  • 浸漬型DHX起動時の全炉心規模での温度分布平坦化効果を世界に先駆けて実験的に確認し、崩壊熱除去システムの成立性を提示
PLANDTL-2の試験体イメージ図と各部の実物写真。炉上部機構（UIS）模擬部、炉内直接冷却器（DHX）、および炉心を模擬した集合体の3Dモデルと、それぞれの実際の試験装置の様子が示されています。
浸漬型DHXから模擬炉心部へのナトリウムの流れと、炉心各部の温度分布の変化を示す図。DHXで冷却された低温ナトリウムが炉心へ流れ込む様子や、発熱部中央、上端、そして炉心出口へと進むにつれて、断面の温度分布が平坦化していく過程が色分けされて示されています。
全炉心規模での温度分布平坦化効果（周辺部での低温流体潜り込みによることを解明）

関連リンク