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論文

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

Melt impingement on a flat spreading surface under wet condition

Sahboun, N. F.; 松本 俊慶; 岩澤 譲; 杉山 智之

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 15 Pages, 2021/10

The accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station triggered reevaluation and necessary enhancement of the accident countermeasures and safety regulations worldwide. Such actions are based on the present knowledge and evaluation techniques of the important phenomena anticipated to occur in a severe accident. The present study focused on the under-water melt spreading behavior and aimed at a formulation to predict the final geometry of the solidified melt on the floor of the containment vessel. The formulation, based on the author's previous study of the dry spreading of molten metal, considers the thermal and fluid properties of the melt, so the gap between the core and simulant materials could be filled by using adequate properties. In addition, the formulation was extended to the wet condition by considering the film boiling heat transfer at the upper side of the spreading melt. The improved formula was applied to the PULiMS experiments conducted by the Swedish Royal Institute of Technology with a simulant oxide material under wet conditions. The predicted final spreading area and thickness were in agreement with the experimental results within a twenty percent error.

論文

Coolability of molten core in containment

丸山 結; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 工藤 保; 早田 邦久

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.23.5-1 - 23.5-6, 1992/00

格納容器内における溶融炉心の冷却性を評価するために、原研では事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の中で溶融炉心冷却性実験を実施している。本実験では、模擬溶融炉心として、アルミニウムと酸化鉄のテルミット反応を利用した高温溶融物を用い、その上に冷却水を供給した。主な実験パラメータは溶融物質量、溶融物と冷却水の接触面積、冷却水温度、冷却水供給形態であった。この実験から、高温溶融物とその上に供給した冷却水との熱伝達に関する定性的な知見を得た。また、溶融物と冷却水との厳しい相互作用が観測された。

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