Study on mechanism and threshold conditions for fuel fragmentation during loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 宇田川 豊

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

To clarify the mechanism and temperature threshold for fuel fragmentation during loss-of-coolant accidents (LOCAs), out-of-pile heating tests on bare fuel pellet pieces taken from a high-burnup PWR UO fuel rod (segment average burnup: 81 GWd/tU) were performed. The fuel pellet pieces taken from various regions in the radial direction of the fuel pellet were inductively heated with no cladding restraint in vacuum up to 1473 K at a rate of 5 K/s. During the heating tests, the fission gases released from the fuel pellet pieces were continuously analyzed in-situ using a quadrupole mass spectrometer. Following the heating tests, microstructural observation of the fuel pellet fragments was carried out. Based on the relationship between the extent of fuel fragmentation and the terminal temperature, and the time history of fission gas release, temperature thresholds for minor fuel fragmentation and slightly more fuel fragmentation were estimated to be 973 - 1073 K and 1173 - 1273 K, respectively. The extent of fuel fragmentation and the amount of fission gas release became more pronounced with increasing temperature. Further, the microstructural observations after the heating tests revealed that most of the fuel fragments smaller than approximately 500 - 750 m have microstructures consisting of many micropores and subgrains, which are characteristic of the dark zone or high-burnup structure. On the basis of these results, the mechanism of fuel fragmentation during LOCAs was discussed.

Unified description of the fission probability for highly excited nuclei

岩元 大樹; 明午 伸一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.160 - 171, 2019/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1539351

放射線挙動解析コードPHITSは、加速器駆動核変換システムや核破砕中性子源施設等における放射能・被曝線量評価及び施設の遮蔽設計に重要な役割を演じるが、PHITSの核破砕反応を記述するモデルINCL4.6/GEMは核分裂生成物の収量を大幅に過小評価することが知られており、モデルの高度化が求められている。本研究では、核分裂生成物の収量予測に重要なパラメータとなる「核分裂確率」を現象論的に記述するモデルを提案し、このモデルを粒子輸送計算コードPHITSに組み込まれている脱励起過程計算コードGEMの高エネルギー核分裂モデルに適用した。実験値との比較の結果、広範囲 のサブアクチノイド核種に対する陽子入射,中性子入射及び重陽子入射反応に対して、核分裂断面積を統一的に予測でき、その予測精度は従来モデルよりも大幅に改善することを示した。さらに、本モデルを用いた解析により、核分裂生成物の同位体分布を精度よく求めるためには、核内カスケード過程計算コードINCL4.6における高励起残留核の記述の修正が必要であることを明らかにした。

JASMINE Version 3による溶融燃料-冷却材相互作用SERENA2実験解析

堀田 亮年*; 森田 彰伸*; 梶本 光廣*; 丸山 結

日本原子力学会和文論文誌, 16(3), p.139 - 152, 2017/09

https://doi.org/10.3327/taesj.J16.028

Among twelve FCI cases conducted in the OECD/NEA/CSNI/SERENA2 test series using two facilities, six steam explosion cases, five from TROI and one from KROTOS, were analyzed by JASMINE V.3. Major model parameters were categorized into "focused zone", a core part of interest, and "peripheral zone", the initial and boundary conditions given intentionally for each test case. For the former, base values established through past validation studies of JASMINE V.3 were applied. The code was modified to implement the measured distribution of entrained droplet size acquired in TROI-VISU. For the latter, melt release histories were given as a combination of time tables of jet diameter and release velocity that were estimated based on image data and transit timing data of the melt leading edge. The base values were shown to predict impulse responses of SERENA2 systematically with a reasonable error band. A statistical analysis based on the LHS method was performed. Uncertainty ranges were given based on measurement errors and past validation studies in the JASMINE development. Underlying mechanisms causing apparent differences in the mechanical energy conversion ratio between two facilities were studied from the view point of breakup length and trigger timing.

An Empirical correlation to predict the distance for fragmentation of simulated Molten-Core materials discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離の評価を目的として、溶融炉心模擬物質を冷却材中へ放出させる試験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を実験相関式として整理した。実験相関式による予測は実験結果とよく一致した。本研究により、冷却材の沸騰・膨張によるデブリ化促進効果を考慮することで、ナトリウム中におけるデブリ化距離を適切に評価可能であることがわかった。

Experimental discussion on fragmentation mechanism of molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; 飛田 吉春; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質の微粒化距離に関する評価開発の一環として、溶融酸化物(アルミナ)をナトリウム中へ落下させる微粒化試験を実施し、デブリの粒子径分布を分析した。アルミナデブリの平均粒子径は0.4mm程度であり、従来の流体力学的不安性理論を用いて予測される粒子径と同程度であった。しかし、従来の理論では溶融物質のウェーバー数が増加するとデブリ粒子径が減少すると予測されたのに対し、本微粒化試験ではそのような減少傾向は見られず、ウェーバー数によらずほぼ同じ大きさの粒子径となった。この分析結果から、溶融物質表面における流体力学的不安波が溶融アルミナの微粒化に至る程度まで成長する前に、熱的な現象、すなわち冷却材の局所的な沸騰・膨張が原因となって溶融アルミナを微粒化させたと解釈される。

An Observation of a nascent fractal pattern in MD simulation for a fragmentation of an fcc lattice

近角 真平*; 岩本 昭

Chaos, Solitons and Fractals, 23(1), p.73 - 78, 2005/01

https://doi.org/10.1016/j.chaos.2004.03.002

自然界に於けるフラクタルパターンの成因を探索するため、無限fcc結晶格子の破砕に関する分子動力学計算を行った。破砕は、Hubble型の動径方向の膨張を格子粒子の初期条件として課することにより誘起される。時間経過につれて、系の平均密度は減少して密度ゆらぎが成長する。ボックスカウント法を用いると、密度ゆらぎの頻度・サイズの関係が瞬間的に形成され、各ハッブル常数ごとにクロスオーバー点に至るまでの間、普遍的なパワー則を示す。このクロスオーバーのサイズは系の最大密度ゆらぎの大きさに対応しており、動的なスケーリング則に従うことが示される。瞬間的に作られるフラクタルの芽の成因は純粋に動的なものであり、伝統的な臨界概念とは違う新しい形成機構の存在を示している。

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 粒子法を用いた蒸気爆発素過程の数値シミュレーション, 原子力基礎研究 H10-027-5 (委託研究)

越塚 誠一*; 池田 博和*; Liu, J.*; 岡 芳明*

JAERI-Tech 2002-013, 60 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-013.pdf:3.16MB

原子炉のシビアアクシデントにおいて、高温の溶融炉心が低温の冷却水と接触すると蒸気爆発を生じる可能性がある。そこで、蒸気爆発素過程の解明のため、溶融液滴を包む蒸気膜の崩壊時を模擬し、溶融すずの単一液滴に周囲から水ジェットが衝突する体系で粒子法による3次元シミュレーションを行った。シミュレーション結果では、溶融物がフィラメント状に液滴から飛び出してくる様子が捉えられた。これはCiccarelli-FrostのX線高速写真と非常によく一致している。ただし、X線写真に見られるような急激な細粒化が生じるためには、液滴接触時に自発核生成による高速沸騰が必要である。溶融炉心液滴の場合には、水ジェットが溶融液滴に接触する際に界面温度は溶融物の凝固点以下になるので、急激な細粒化は生じにくく、従って大規模な蒸気爆発も発生しにくいと考えられる。次に、蒸気爆発の圧力波伝播過程の1次元解析コードを開発した。熱的細粒化には液液接触時の自発核生成のモデルを採用した。本コードを用いて蒸気爆発における圧力波伝播の1次元テスト計算を行い、従来のコードによる計算結果とよく一致した。

RIA時挙動

更田 豊志

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.141 - 147, 2001/06

原研の燃料挙動研究における最新の成果を中心に、高燃焼度燃料の反応度事故(RIA)時挙動について論じる。近年の軽水炉燃料の高燃焼度化に対応するため、実験データや安全評価手法の範囲拡大が急がれているが、原研ではこれまでに60回を越える照射済燃料のパルス照射実験をNSRRにおいて実施しており、高燃焼度領域特有の現象の存在を示す実験結果が得られている。被覆管水素吸収の影響を強く受けたPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損が見られた一連の高燃焼度PWR燃料実験、BWR燃料としては世界初の破損例を与える結果となった最近の高燃焼度燃料実験などの成果を紹介するとともに、燃料破損発生に及ぼす機械的負荷と被覆管温度上昇との関係、燃料破損時の機械的エネルギー発生機構、RIA時燃料挙動に及ぼすFPガスの役割などについて論じる。

The GEM code: A simulation program for the evaporation and the fission process of an excited nucleus

降旗 志おり*; 仁井田 浩二*; 明午 伸一郎; 池田 裕二郎; 前川 藤夫

JAERI-Data/Code 2001-015, 90 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-015.pdf:3.75MB

GEMコードは励起原子核の脱励起を記述するシミュレーションプログラムである。このコードはGE(Generalized Evaporation Model)とAtchisonの核分裂モデルから成り立つ。Bertiniの核内カスケードモデルとGEMとを組み合わせた計算モデルにより、陽子入射におけるBeのような軽いフラグメント生成断面積を精度良く予測できることが示された。また、Atchisonモデルに使用されているパラメータを再評価することにより、Auに陽子を入射する場合に生成する核分裂片の断面積を改善することが示された。本レポートでは、GEMコードの詳細と使用方法について記述し、Bertini核内カスケードモデルとGEMコードを組み合わせた計算(INC/GEM)によるベンチマーク計算の結果を示す。さまざまなターゲットに陽子を照射した場合における中性子スペクトル及び同位体生成断面積をINC/GEMを用いて計算した。これらの計算結果を実験値と比較するとともに、LAHETによる計算結果との比較も行った。その結果INC/GEMによる計算は、AlとPuの中性子放出の二重微分断面積の実験値を再現することがわかった。Agから生成される同位体はOより重いフラグメントの生成が過小評価されるものの、He,Li,Beの生成については50%以内で実験と良い一致を示すことがわかった。また、LiやBe等の軽核の生成断面積、特に重いターゲット核においてLAHETによる計算結果より良い一致を示すことがわかった。さらに、INC/GEMによる計算はLAHETによる計算よりも核分裂片生成断面積の予測精度が良いことが示された。

Mechanical energy generation during high burnup fuel failure under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(10), p.877 - 886, 2000/10

https://doi.org/10.3327/jnst.37.877

反応度事故条件下における高燃焼度燃料破損時の機械的エネルギー発生について、その支配的要因を、NSRR実験結果に基づいて論じている。過去の高燃焼度燃料実験より、比較的低い発熱量条件で燃料が破損し、その際燃料が溶融に至ることなく微粒化することが知られていた。今回、機械的エネルギー発生要因として「燃料棒からの高温・高圧ガス放出」及び「被覆管開口部から放出された燃料微粒子と冷却材との熱的相互作用による蒸気発生」を定量的に評価した結果、前者の寄与は機械的エネルギー計測値に及ばないのに対し、燃料/冷却材相互作用は十分な量を発生し得ることが明らかになった。また、高燃焼度燃料微粒子を模擬した未照射粉末燃料を用いた分離効果実験により、溶融しない場合でも十分に大きな機械的エネルギーが発生すること、及び機械的エネルギー転換率が燃料微粒子の比表面積すなわち平均粒径に依存することを明らかにした。