原子力システム研究開発事業
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成果報告会開催

原子力システム 研究開発事業 成果報告会資料集

TRU燃料集合体組立時の燃料バンドル冷却評価技術の開発

(受託者)ニュークリア・デベロップメント株式会社
(研究代表者)伊藤邦博 技術開発推進室長
(再委託先)学校法人慶応義塾、国立大学法人大阪大学

1.研究開発の背景とねらい

 FBRサイクル実用化時代の 燃料製造施設では、低除染TRU燃料を製造する。この燃料は、超ウラン元素(以下「TRU」という)を含有し発熱することから、燃料製造組立工程において適切に冷却を行うためのシステムの検討と冷却評価技術の開発が必要であるため、本事業では以下を実施する。
1 フルモックアップ集合体及び少数ピンモデルを空気で冷却する場合の温度・流速計測に基づく冷却挙動評価手法の整備。
2 燃料被覆管の健全性に影響を及ぼさない温度(〜200℃)以下に除熱する機能を有する冷却システム概念の構築。
3 異常な送風冷却停止時の対処策検討のための冷却停止後の被覆管温度上昇挙動の評価。 図1に燃料集合体組立時の冷却の基本概念を示す。製造工程では、ラッピングワイヤ型燃料バンドルを横置きの状態で空気冷却を行う計画であり、狭隘流路でのクロスフローによる熱流動解析が重要となる。
 図2に研究の全体工程を示す。255本の発熱ピンで燃料集合体を模擬したフルモックアップ試験装置による定常発熱試験および送風停止試験を行い、過渡時を含めた除熱特性を明らかにする。これに並行して燃料バンドル全体を扱う解析評価ツールを開発する。これら試験データおよびツールによる解析結果を基に冷却システム概念を検討・構築する。燃料バンドル全体を解析評価するツール用の伝熱・流動モデル設定のため、部分要素試験で取得する粒子画像流速計測法(PIV)による詳細流動データ等に基づきミクロ評価ツールを整備する。
 図3に解析評価ツール開発の手順を示す。対象とする燃料集合体は多数の燃料ピンから構成されるので、汎用の多次元伝熱流動評価ツールを適用する場合、使用できるモデル(乱流モデル、等)が限定され、高性能計算機によっても解析に長時間を要する。そこで本研究では、横置集合体に 特化したサブチャンネル解析手法を開発し、実機モックアップ試験との比較・検証を行うことで、評価ツールの精度を向上させる。
 横置きサブチャンネル解析では従来手法と異なって、①集合体径方向に出入口境界が必要であり、②軸方向流れよりもクロスフローが重要となる、③燃料ピン表面での伝熱特性の把握が必要である等、個別の開発課題が挙げられる。本研究では、ピンバンドル内部の狭隘流路でのクロスフローによる伝熱流動特性を把握するための部分要素試験および多次元詳細数値解析ツールを用いた数値解析を行い(図3中のミクロ評価)、これらをもとに評価解析ツールのモデル化を行う。

2.研究開発成果

 これまでに、実機燃料集合体形状を対象としたフルモックアップの除熱試験装置を製作し、燃料バンドル内の温度分布データの取得を開始した。また、燃料バンドル除熱解析評価ツール(サブチャンネルコード)の骨格も完成させた。PIVデータ活用によるミクロ評価ツール検討として、非発熱状態のPIVデータを取得し、ミクロ評価ツールによる解析を実施した。
2.1 TRU燃料集合体組立時の燃料バンドル冷却評価ツールの整備
 燃料バンドルおよび送風機、送風ダクト等の製作を行い、燃料バンドルフルモックアップ試験装置を完成させた。表1に燃料集合体の主要な仕様を示す。図4に燃料バンドル組立後の写真を示す。バンドルには軸方向3断面内に、被覆管表面温度測定用熱電対60本(径0.3mm)とサブチャンネル空気温度測定用熱電対60本(径0.15mm)を装着した。図5にフルモックアップ試験装置全体図、図6に装置の全体写真を示す。横置き燃料バンドルの発熱部(100cm)に均一に空気を送り込む(線出力が均一であることに対応)必要があり、大型の送風ダクトを設置した。また、ラッピングワイヤ(以下、「ワイヤ」という)の流れと温度場への影響を測定するため、燃料バンドル内のみならず、バンドル出口部空間の温度場測定装置(熱電対移動システム)を設置し、併せて出口部の流速分布のPIV計測が可能な装置とした。燃料バンドル体系の2次元モデル解析により空間温度分布を推定し、バンドル出口側の温度分布測定断面範囲を40cm×40cmとした。

 サブチャンネルコードの評価モデル整備では、①MITのクロスフロー実験レポート[1]に報告されているワイヤの流動抵抗への影響を取り込んだ分布抵抗モデル(DRM)、②管群熱伝達モデル、③ミキシングモデルをサブチャンネルコードに組込み、出入口境界のメッシュを付加して横流れ状態での解析を可能とした。図7にプレリミナリィな解析結果を示す。入口流速1m/sの条件であるが大略の温度場の形成状況が把握でき、サブチャンネルコード定常評価モデルとしての骨格が完成した。引き続いて、汎用多次元熱流動コードを使った数値シミュレーションによる再現実験を上記レポートデータについて実施した。図8(左)がMIT実験の概要である。ワイヤ位置は軸方向に同一とした2次元構造である(ワイヤ取り付け角度が可変である)。図8(右)に汎用多次元熱流動解析コードにおける乱流モデルをパラメータとしたバンドル圧力損失の実験との比較を示す。同図より解析が実験データを再現することが確認されたことから、本研究で対象とする大型バンドル解析に汎用多次元熱流動解析コードが適用できるとの見通しを得た。そこで、汎用多次元熱流動解析コードについて、ワイヤを含む燃料集合体の3次元メッシュを構築した(図9)。今後、このメッシュモデルを使って、本研究対象の稠密配列のバンドル圧損解析を行い、既存のサブチャンネルコードのDRMモデルの改良を図る予定である。
2.2 TRU燃料集合体組立時の冷却システム概念の構築
 過去に行われた燃料バンドルを横方向から除熱した試験例を調査した結果、「もんじゅ照射済み燃料集合体解体時模擬冷却試験」[2]がラッパ管の各種切断状態(ラッパ管の完全取外し状態を含む)の燃料バンドルの空気冷却試験を実施しており、本研究との類似があることがわかった。バンドルの大きさ、ピン本数、バンドルの稠密度(P/D:もんじゅ1.2、本研究対象1.1、但しP:燃料配列ピッチ、D:燃料ピン径)等が異なるが、適切に除熱すればバンドルを冷却できることが示されている。
 図5に示した燃料バンドルとバッフル板間には燃料バンドルの組立時の必要性から5mmのギャップが存在する。ここを通過する空気流量が過大であることが実験的にも明らかとなったので、ギャップ流量を抑制する方法(組立済み燃料部のギャップの自動閉塞、等)を検討した。今後、構造の具体化を図る予定である。

2.3 PIVデータ活用によるミクロ評価ツールの検討
 2次元少数ピンモデル試験装置を製作し、PIVにより、非発熱の状態における詳細な流速分布データを取得し、ミクロ評価ツールによる解析と比較を行った。
 図10に2次元少数ピンモデル試験装置を示す。本装置は燃料ピン5本部分を5倍に拡大した可視化モデルであり、下部から空気で冷却する。ワイヤ取り付け角度を軸方向に固定している(但しピンの回転によりワイヤ角度の変更が可能)。この2次元拡大モデルの採用で、ワイヤ取り付け角度と風量をパラメータとした試験によりピン狭隘部におけるピン・ワイヤ周りの流況に関する詳細なデータの取得が可能となった。
 図11左側にPIV計測で使用した燃料ピン内からプリズムによりレーザーを隣接サブチャンネルに投射する概念を、図11右側に試験状況の写真を示す。この手法の適用により、3本のピンで囲まれたサブチャンネル内のミクロな流速場データの取得に成功した。
 また、ピンバンドルのメッシュジェネレータの開発を行い、作成したメッシュを使用して2次元少数ピンモデルの数値解析を行って助走区間、メッシュ分割等の解析結果への影響を把握し、モデルの適正化を行った。次いで、汎用伝熱流動解析ツールである「FLUENT」を用いて乱流モデルによる流れ場への影響について感度解析を実施し、2次元非発熱試験PIV計測結果との比較を行った。図12が示すように、RNG k-εモデル、RSMモデルが計測データとの一致度が良好であることがわかり、実用性の観点で燃料バンドルの解析にはRNG k-εモデルが適すると判断した(高度モデルであるRSMの燃料バンドル解析への適用は膨大な計算時間を要する)。

3.今後の展望

 今後、定常発熱フルモックアップ試験で燃料バンドル及び出口部の温度、PIV計測を行い、定常状態の熱流動挙動特性を解明する。その後、装置を改造して冷却効率の向上を確認し、最終的に過渡試験により温度上昇データを取得して過渡まで適用可能な解析ツールに反映する。
 サブチャンネルコードの検討では、詳細解析モデルによる数値実験を介して、本研究対象の稠密配列のバンドルに適合するDRMモデル、燃料ピン表面伝熱モデルの改良を図る。また、サブチャンネルコードを非定常評価用に拡張し、過渡解析を可能とする。
 ミクロ評価のための2次元少数ピンモデルを使った発熱及び過渡試験を行い、ミクロ解析ツールモデルを検証し、バンドル評価ツールであるサブチャンネルモデルに反映する。
 フルモックアップ試験と各種のパラメータ解析結果を取り込んで、冷却システム概念を構築する。また、送風冷却停止時の燃料バンドルの温度上昇を的確に評価しうる解析ツールを完成させる。
 以上を通して、TRU燃料集合体組立時の燃料バンドル冷却の技術的成立見通しを明確化する。

4.参考文献

[1] H. Ninokata et al., Nucl. Eng. Des., 104, 93-102, 1987.
[2] 須藤真也、他 JAEA Tech.2007-029, 2007.
Japan Science and Technology Agency
原子力システム研究開発事業 原子力業務室