Interpretation of the CABRI-RAFT TPA2 Test

CABRI-RAFT TPA2 試験の解釈

山野 秀将   ; 小野田 雄一 ; 飛田 吉春; 佐藤 一憲 

Yamano, Hidemasa; Onoda, Yuichi; Tobita, Yoshiharu; Sato, Ikkenn

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、溶融燃料/スティール混合物による沸騰プールを形成する可能性がある。このような沸騰プールの安定性に関する研究は事象推移に大きな影響を与えるため非常に重要であるが、実物質を用いた炉内試験はかなり限られている。そこで、CABRI-RAFT試験計画(1997年2002年)のTPA2試験は、炉心物質の沸騰プール挙動を支配する燃料-スティール間熱伝達特性を調べる目的で、仏国IRSNとの共同研究として2001年にCABRI炉で実施された。試験では、12.3%濃縮度のUO新燃料ペレットにステンレス・スティール球を埋め込んだテストカプセルを使用し、予熱段階を経て、燃料溶融およびスティール蒸発を生ずる過出力を印加した。過渡中に観察されたスティール蒸気の圧力発生挙動は極めて弱く、燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムの存在が示唆された。詳細な試験データ評価により、スティール球表面で生成されたスティール蒸気がスティール球自身を覆い、溶融燃料との接触を阻害するという現象が推定された。この蒸気のブランケッティング挙動が燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムであると考えられる。多相多成分熱流動解析コードSIMMER-IIIを用いて解析を実施した結果、熱伝達係数を特別に低下させることによって、試験で起きた圧力上昇および沸騰プール挙動をよく再現できた。

During the course of core disruptive accidents in liquid-metal fast reactors, a boiling pool of molten fuel/steel mixture could be formed. The stability of this boiling-pool, for which in-pile experimental data with real reactor materials are very limited, plays an important role in the determination of the accident scenarios. In the TPA2 test of the CABRI-RAFT program (from 1996 to 2002), the fuel-to-steel heat transfer characteristic governing the pool behavior was investigated as a joint study with the French 'Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire' (IRSN). This test was performed in the CABRI reactor in 2001 using a test capsule that contains fresh 12.3% enriched UO pellets with embedded stainless steel balls. Following a pre-heating phase, the capsule was submitted to a transient overpower resulting in fuel melting and steel vaporization. The steel vapor-pressure build-up observed during the transient was quite weak, suggesting the presence of a strong mechanism to limit the fuel-to-steel heat transfer. The detailed experimental data evaluation suggested a phenomenon that the steel vaporization at the surface of steel ball blanketed the steel from molten fuel. This vapor blanketing seems to be a mechanism reducing the fuel-to-steel heat transfer. An analysis with the SIMMER-III code, a multi-component multi-phase thermal-hydraulics code, was performed in this study. This code simulation could well reproduce the pressure buildup and boiling pool behavior which occurred in the test by applying specifically reduced heat transfer coefficients.