Improvement of JASMINE code for ex-vessel molten core coolability in BWR

松本 俊慶; 川部 隆平*; 岩澤 譲; 杉山 智之; 丸山 結

Annals of Nuclear Energy, 178, p.109348_1 - 109348_13, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109348

シビアアクシデント時の溶融物関連事象を評価するためにFCIコードであるJASMINEの機能拡張を行った。溶融物の冷却性評価ではキャビティ床面上における粒子状・アグロメレーション・ケーキ状デブリ質量割合や最終的な幾何形状の予測が必要である。アグロメレーションモデルでは、熱を保有した粒子同士のくっつきを考慮し、組み込んだ。もう一つのモデル改良は拡がりモデルの改良である。浅水方程式を導入し、拡がり先端部のクラスト成長に基づく拡がり停止条件を組み込んだ。調整係数の最適化のためにスウェーデンKTHにおいて実施されたDEFOR-A及びPULiMS実験を参照した。JASMINEコードによる実験解析では共通のパラメータセットで良い再現性が得られ、主要な現象は適切にモデル化されたことを示した。

BWR lower head penetration failure test focusing on eutectic melting

山下 拓哉; 佐藤 拓未; 間所 寛; 永江 勇二

Annals of Nuclear Energy, 173, p.109129_1 - 109129_15, 2022/08

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109129

Decommissioning work occasioned by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident of March 2011 is in progress. Severe accident (SA) analysis, testing, and internal investigation are being used to grasp the 1F internal state. A PWR system that refers to the TMI-2 accident is typical for SA codes and testing, on the other hand, a BWR system like 1F is uncommon, understanding the 1F internal state is challenging. The present study conducted the ELSA-1 test, a test that focused on damage from eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD), to elucidate the lower head (LH) failure mechanism in the 1F accident. The results demonstrated that depending on the condition of the melt pool formed in the lower plenum, a factor of LH boundary failure was due to eutectic melting. In addition, the state related to the CRD structure of 1F unit 2 were estimated.

Experiments of melt jet-breakup for agglomerated debris formation using a metallic melt

岩澤 譲; 杉山 智之; 阿部 豊*

Nuclear Engineering and Design, 386, p.111575_1 - 111575_17, 2022/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111575

In severe accidents in a light water reactor, the relocated molten core (so-called corium or melt) can form a debris bed. The debris bed coolability is a critical issue for prevention and mitigation of the molten core-concrete interactions. Agglomeration has a serious impact on assessment of debris bed coolability if agglomeration forms massive debris (so-called agglomerated debris) by merging of melt particles with others when the melt particles accumulate on a floor. This paper presents the results of melt jet-breakup experiments for agglomerated debris formation using a simulant metallic melt. The experiments injected a melt jet of a low-melting point metal through a circular nozzle into a test section filled with coolant water. The particles were generated due to the melt jet-breakup accumulated on to a catcher, which is a flat plate made of stainless steel, installed in the test section. A high-speed video camera imaged particle formation and accumulation on the catcher plate. Agglomerated debris was confirmed by morphological investigation of the recovered debris. The experimental results revealed the effects of the melt jet injection conditions (melt temperature, coolant temperature, and coolant depth) on the mass fraction of agglomerated debris. On the basis of the experimental results, we proposed a simple correlation to estimate the mass fraction. The simple correlation successfully reproduced the mass fraction of agglomerated debris obtained in the DEFOR-A test [Kudinov et al., Nucl. Eng. Des., 301 (2013), 284-295]. The experimental data base presented in this paper makes further contributions to the modeling and validation of mechanistic models or simulation tools for agglomerated debris formation.

A Multi-technique tomography-based approach for non-invasive characterization of additive manufacturing components in view of vacuum/UHV applications; Preliminary results

Grazzi, F.*; Cialdai, C.*; Manetti, M.*; Massi, M.*; Morigi, M. P.*; Bettuzzi, M.*; Brancaccio, R.*; Albertin, F.*; 篠原 武尚; 甲斐 哲也; et al.

Rendiconti Lincei. Scienze Fisiche e Naturali, 32(3), p.463 - 477, 2021/09

https://doi.org/10.1007/s12210-021-00994-2

In this paper, we have studied an additively manufactured metallic component, intended for ultra-high vacuum application, the exit-snout of the MACHINA transportable proton accelerator beam-line. Metal additive manufacturing components can exhibit heterogeneous and anisotropic microstructures. Two non-destructive imaging techniques, X-ray computed tomography and Neutron Tomography, were employed to examine its microstructure. They unveiled the presence of porosity and channels, the size and composition of grains and intergranular precipitates, and the general behavior of the spatial distribution of the solidification lines. While X-ray computed tomography evidenced qualitative details about the surface roughness and internal defects, neutron tomography showed excellent ability in imaging the spatial density distribution within the component. The anisotropy of the density was attributed to the material building orientation during the 3D printing process. Density variations suggest the possibility of defect pathways, which could affect high vacuum performances. In addition, these results highlight the importance of considering building orientation in the design for additive manufacturing for UHV applications.

Preheat effect on titanium plate fabricated by sputter-free selective laser melting in vacuum

佐藤 雄二*; 塚本 雅裕*; 菖蒲 敬久; 山下 順広*; 山縣 秀人*; 西 貴哉*; 東野 律子*; 大久保 友政*; 中野 人志*; 阿部 信行*

Applied Physics A, 124(4), p.288_1 - 288_6, 2018/04

https://doi.org/10.1007/s00339-018-1712-4

レーザーコーティングによる高品質な金属膜生成をめざし、本研究ではシンクロトロン放射光実験により、レーザー照射により溶融したチタンの動態を調べた。濡れ性の指標として、レーザ照射中を30keVのシンクロトロンX線により、Ti64ベースプレートとTi球との接触角を測定した。その結果、ベースプレートの温度が上昇すると接触角は低下し、ベースプレートの温度が500Cのときに接触角度は28度まで減少することを確認した。そして予熱をした状態でレーザーコーティングを行うとスパッタリングが少なく、表面粗さも少ない高品質な金属膜の生成に成功したが、この要因として濡れ性の改善が大きく関与していることを明らかにした。

高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒温度計測技術の開発

濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳

JAEA-Technology 2017-012, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-012.pdf:7.9MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒が原子炉運転中に到達する最高温度を測定するため、制御棒先端に融点の異なる合金ワイヤを設置し、原子炉出力100%の状態から原子炉スクラムを経験した後、ワイヤを制御棒から取出し、ワイヤの溶融状態を確認する体系を構築することとした。本研究で溶融ワイヤを取出すための取出し装置を作製した。取出し装置は、想定どおりに機能し、マニュピレータを用いた遠隔での溶融ワイヤを安全、かつ確実に実施することができ、かつ溶融ワイヤの外観観察も明瞭に実施できたことから、制御棒温度計測技術の開発に成功した。ワイヤの外観を観察した結果、融点が505C以下の融解線が融解し、融点が651C以上の融解線が融解していないことが確認された。したがって、制御棒先端の最高到達温度は、505Cから651Cの範囲にあること、すなわち制御棒は、反応炉スクラム時であっても、制御棒被覆材のAlloy 800Hの使用温度基準(900C)の範囲内で使用できていることが分かった。

New reactor cavity cooling system (RCCS) with passive safety features; A Comparative methodology between a real RCCS and a scaled-down heat-removal test facility

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 96, p.137 - 147, 2016/10

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.05.012

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。

Computational and experimental examination of simulated core damage and relocation dynamics of a BWR fuel assembly

Hanus, G.*; 佐藤 一憲; 岩間 辰也*

Proceedings of International Waste Management Symposia 2016 (WM2016) (Internet), 12 Pages, 2016/03

原子力機構ではBWRの炉心損傷と炉心物質の移動挙動を模擬するために、燃料棒チャンネル・ボックス、制御ブレードアセンブリならびに炉心下部支持構造からなる大規模な試験を計画している。その目的は、既存実験データベースが極めて少ないBWR条件での過酷事故時の炉心物質移動挙動の理解にある。原子力機構は将来に計画している大規模試験に先立ち、予備調査として試験体を非移行型プラズマ加熱システムによって調べることとした。本試験の目的は対象とする試験体がプラズマ加熱によって、約2900Kの目標温度まで昇温できることを確認するとともに、高温物質の移動挙動データを収集できることを確かめることにある。燃料集合体の簡易的な予備計算の結果は、150kWの非移行型Arプラズマ・ジェットによって効果的に試験体を加熱できることを示した。解析評価を基礎として用いると共に、プラズマトーチを用いる実験計画を記述する。

BC制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響

日高 昭秀

日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03

https://doi.org/10.3327/taesj.J14.021

原子炉の制御材としてBWR等で使用されているBCは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、BCはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCHに変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCHIを生成させる。また、酸化過程で生じたHBOはCsBOを生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のBC制御棒ブレードと、ペレット状のBC制御棒では、形状や表面積、BCとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やBCの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。

プラズマ溶融処理した非金属廃棄物のマイクロ波加熱装置を用いる迅速溶解法

原賀 智子; 亀尾 裕; 中島 幹雄

分析化学, 55(1), p.51 - 54, 2006/01

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.55.51

非金属放射性廃棄物をプラズマ溶融処理して製作される溶融固化体の放射化学分析を行うためには、比較的多量の試料を溶液化する必要がある。本報告では、溶融固化体試料を効率的に溶液化するために、マイクロ波加熱装置を用いる迅速溶解法を検討した。従来のホットプレートのみによる外部加熱法では、一容器あたり溶液化可能な溶融固化体試料は0.1g程度であったが、マイクロ波加熱法を適用することにより、試料1gをより短時間に溶液化できるようになった。これにより、溶解操作の所要時間は1/10以下に短縮され、溶融固化体試料に対する迅速溶解法を確立することができた。また、リファレンスとして高炉スラグを用いて、マイクロ波加熱を適用した溶解法の妥当性を確認した。