最適評価コードTRACE によるフラッシング誘起密度波振動の予測性

摘要

沸騰自然循環ループでは、発熱部上方に流路を延長することで自然循環力が増大する。一例として図1 に自然循環冷却方式の沸騰水型原子炉(BWR)の概念図を示す。炉心上部に設置した断熱円筒（チムニ）により循環流量が増大し、ポンプを設置しなくとも炉心を十分に冷却できる。しかしながらチムニを長くすることで起動時に沸騰量が少ない場合は循環流量が沸騰気泡量に応じてより敏感に変動し、流動不安定現象が発生する条件が拡大する可能性がある。著者らはこの原子炉の熱流動を摸擬した試験設備SIRIUS-N（図2 参照）を設計·建設し、起動から定格運転条件までの広い範囲で実験を行った。その結果、比較的低圧(0.1～0.5 MPa)ではフラッシングに誘起される密度波振動が、比較的高圧ではType-I 密度波振動が発生する可能性があることを明らかにした。フラッシングとは、発生気泡により水頭が減少し、自己蒸発を助長する現象であり、気泡体積が急速に増大する過渡現象であるため、解析での扱いが困難な現象とされている。流動安定性解析では支配方程式を線形化し、安定性の指標である減幅比と共振周波数を求める線形安定性解析と、支配方程式の時間発展を解く時間領域解析に大別される。時間領域解析は膨大な計算資源と時間を要するが、波形や振動振幅を計算できるなどの利点を有する。代表的な時間領域解析としては、米国原子力規制当局(USNRC)が開発した最適評価コードTRACE が広く使用されている。多くの実験データを基に妥当性の確認が実施されているが、TRACE コードマニュアルにはBWR 安定性の検証が行われていないと記述されている。本研究の目的は、比較的低圧で発生するフラッシング誘起密度波振動をTRACE コードを用いて解析し、沸騰自然循環ループSIRIUS-N の実験データベースと比較して不安定現象の予測性を確認することである。