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今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akaev, A.*; Mikisha, A.*; Baklanov, V.*; Vurim, A.*
Annals of Nuclear Energy, 194, p.110107_1 - 110107_11, 2023/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In severe accidents of SFRs, the cooling of the residual core materials, which is called "in-place cooling", is one of the important factors for In-Vessel Retention (IVR). For the evaluation, behavior of the in-place cooling was analyzed by the SIMMER-III code. In order to understand the in-place cooling, method of Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT) was applied. Based on the result, an out-of-pile experiment which focused on the extracted factors was conducted. In the experiment, continuous oscillation of sodium level was observed by sodium vaporization and condensation. Analysis for the out-of-pile experiment was conducted by SIMMER-III, but the results were different between the experiment and the analysis. By investigation of the analysis result, it was revealed that the difference was due to occupation of non-condensable gas. Therefore, an analysis model of inter-cell gas mixing was newly developed, and the agreement was significantly improved by the new model.
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akayev, A. S.*; Mikisha, A. V.*; Baklanov, V. V.*; Vurim, A. D.*
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
高速炉の炉心崩壊事故での炉心からの燃料流出後の残留炉心物質の冷却性は、炉心物質の配置に大きな影響を与え、それは炉容器内保持(IVR)達成のための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価のため、実機の炉心での挙動をSIMMER-IIIで解析し、その解析結果に基づき重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出された熱流動現象に着目した実験をEAGLE-3のフレームワークで実施した。実機のインプレース冷却の段階で発生し得る継続的な液位振動が実験では観察され、SIMMER-IIIで解析を実施した。解析結果の調査から、実験結果と解析結果の差異は、ナトリウム液位の上での非凝縮性ガスの残存と占有によることが分かったが、これは実験では非現実的だと考えられる。この問題を解決するため、非凝縮性ガスとナトリウム蒸気のガス混合モデルを開発し、その新モデルにより実験結果と解析結果の一致が大幅に改善された。
神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
To achieve in-vessel retention for mitigating the consequences of core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors, controlled material relocation (CMR) has been proposed as an effective safety concept. CMR is not only aiming at eliminating the potential for exceeding prompt criticality events that affect the integrity of the reactor vessel, but also enhancing the potential for the in-vessel cooling of degraded core materials during CDAs. Based on this concept several design measures have been studied, and, to evaluate their effectiveness, experimental evidences to show relocation of molten-core material were required. With this background, a series of experimental program called EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities) has been carried out collaboratively over 20 years between Japan Atomic Energy Agency and National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNC/RK) using an out-of-pile and in-pile test facilities of NNC/RK. The EAGLE program is divided into three phases, they are called EAGLE-1, EAGLE-2 and EAGLE-3, to cover whole phase after core-melting begins. The subject for EAGLE-1 and the first half of EAGLE-2 is CMR in the early phase of CDA in which the core melting progresses rapidly driven by positive reactivity insertions. The subject for the latter half of EAGLE-2 and whole EAGLE-3 is CMR in the later phase of CDA in which the gradual core melting by decay heat and relocation and cooling of degraded core materials occurs. In the paper, the major achievement of the EAGLE program and future plans are presented.
松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Akayev, A. S.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 4 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故の発生時に深さと体積が制限されたナトリウム領域(浅いナトリウムプール)に流出した炉心溶融物の微粒化と冷却挙動に関する知見を得るため、溶融炉心物質の模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験を行った。本試験の結果に基づき、以下のメカニズムを把握した。(1)溶融ジェットと浅いナトリウムプール底面との衝突に伴うFCI(Fuel-coolant interaction)が微粒化を促進する。(2)浅いナトリウム領域の外側にヒートシンクとなるナトリウムが存在する場合、ナトリウム蒸気の膨張と凝縮に伴い当該領域の内外間でナトリウムの流出入が発生し、この流出入による熱交換が当該領域内部のナトリウム温度の上昇を抑制する。(3)この温度上昇抑制が溶融炉心物質の効果的な冷却に寄与する。今後、シミュレーションツールを用いた試験解析を行い、本研究で把握したメカニズムを確認する。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05
炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。
今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 11 Pages, 2019/05
ナトリウム冷却高速炉の事故における炉心からの燃料流出の後の炉心残留燃料の冷却は、炉心物質の分散割合に大きな影響を与えるものであり、炉容器内保持(IVR)を達成するための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価を行うため、実機についての予備解析をSIMMER-IIIにより行った。その解析結果に基づき、重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出した3つの熱流動現象の調査とSIMMER-IIIの妥当性確認への活用のため、それらの現象に着目した基礎的な実験を考案した。また、実機でのインプレース冷却の際に発生し得るナトリウム液位の継続的な振動現象を実現するため、SIMMER-IIIによるサーベイ解析を実施した。その結果、液位振動の振幅や継続時間に対する実験条件の影響が定量的に明らかになり、具体的な実験条件を決定するために必要な知見が得られた。
松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 4 Pages, 2018/11
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、溶融炉心物質が制御棒案内管を経路として炉心入口プレナム中へ液柱状に流出すると考えられる。この時、炉心入口プレナムは高さと容積が少ない領域であるため、流出した溶融炉心物質は当該プレナムの底板に液柱状のまま衝突する可能性が高い。本研究では、炉心入口プレナム領域と同様、深さの浅いナトリウム中に流出する溶融炉心物質の微粒化挙動を解明するため、模擬溶融炉心物質として溶融アルミナをナトリウム中に放出させる炉外試験を実施した。その結果、少量の塊状のアルミナ固化物がナトリウム中に設置した底板上に見られたが、大半の溶融アルミナは微粒化し、デブリとなって底板上に堆積した。この結果から、溶融炉心物質は深さの浅いナトリウム中に流出する場合でも微粒化し、急速に冷却され得ることが分かった。
神山 健司; 松場 賢一; 飛田 吉春; 豊岡 淳一; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Kukushkin, I.*; Vurim, A. D.*; Baklanov, V. V.*; Kolodeshnikov, A. A.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時を対象とした燃料集合体の溶融流出試験に対する試験後検査を行い、取得された炉心物質の固化状態を基に試験で生じた溶融炉心物質の流出挙動を検討した。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Zuev, V.*; Ganovichev, D.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時における溶融炉心物質の制御棒案内管(CRGT)を通じた炉心領域からの流出挙動に係る現象把握のため、CRGTを模擬したダクト状構造体に模擬溶融炉心物質(溶融アルミナ)を投入する炉外試験を実施し、試験データの分析を行った。
松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Ganovichev, D.*; Akayev, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
炉心入口プレナム等の深さと容積が制限されたナトリウムプール中に流出した溶融炉心物質の微粒化・冷却挙動を把握するため、溶融炉心物質の模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験を実施した。本報では、炉外試験の実施結果に基づき、微粒化・冷却挙動を支配するメカニズムについて考察した結果を報告する。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Mikisha, A.*; Akayev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に想定されるナトリウム流路を通じた溶融炉心物質の流出挙動に関わる知見を拡充するため、溶融炉心物質の模擬物質として溶融アルミナを用い、縮流部を有するナトリウム流路へ浸入させる試験を実施した。本報では、試験結果を基に流路内部構造が流出挙動に与える影響を考察し報告する。
松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Akaev, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
深さと容積が制限されたナトリウムプレナム領域を模擬したナトリウムプール中へ模擬溶融炉心物質(溶融アルミナ)を流出させる試験の結果に基づき、当該プレナム領域へ流出した溶融炉心物質の冷却性について検討し、溶融炉心物質が粒子状の固化物となって堆積する条件を明らかにした。
今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akaev, A.*; Mikisha, A.*; Baklanov, V.*; Vurim, A.*
no journal, ,
The cooling of the residual degraded core materials, which is called "in-place cooling", is one of the important factors for the in-vessel retention (IVR). For the evaluation of the in-place cooling, behavior in a SFR core which is cooled down by the sodium inflow through CRGT was simulated by a safety analysis code, SIMMER-III. As a result of the analysis, the core materials which were initially 2500 
C were cooled down in several minutes. In order to analyze the in-place cooling, the method of phenomena identification and ranking table (PIRT) was applied, and several factors of thermal-hydraulic dynamics were extracted. Out-of-pile experiments which focus on the extracted factors were conducted, and continuous oscillations of sodium level were observed in the experiments. Analyses by SIMMER-III for the experiments were conducted, but the sodium level oscillation was not fully simulated in the analysis of IPCO-1. By investigation of the analysis result, it was revealed that the difference was due to partial occupation of non-condensable gas. In order to pre-vent the unrealistic occupation, the analysis model of inter-cell gas mixing was newly developed, and the agreement between experiment and analysis was significantly improved by that.
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
To achieve the In-Vessel Retention (IVR) in case of Core Disruptive Accidents (CDAs) is of prime importance in enhancing safety of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In order to ensure IVR, we are investigating the feasibility of the controlled material relocation (CMR) which enables to decrease the reactivity of degraded core and encourage cooling of relocated material. EAGLE-1 and -2, which have already conducted as the collaboration studies of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNR-RK), focused on the molten-fuel discharge on the early phase of CDAs and demonstrated the molten-material discharge through the intra-subassembly sodium-filled duct without an inner structure1). In EAGLE-3, the discharge of molten-core material, which gradually expands in the core region by decay heat during the later phase of CDAs, toward the lower sodium plenum through the control rod guide tubes (CRGTs) has been focused. CRGTs have internal structures, such as a sodium-flow regulator, which could affect fuel discharge. Thus, in order to clarify the effect of the internal structures in the CRGT on the discharge behavior of the molten-core material, a series of experiments has been conducted. The knowledge obtained through the EAGLE-3 experiments are presented here.
神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、カザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)とナトリウム冷却高速炉の炉心安全に関する研究協力を25年に渡って行ってきた。この研究協力はEAGLE計画と呼ばれ、NNC-RKの研究施設を用いた先進的かつ挑戦的な研究計画である。EAGLE計画の背景と概要、並びに実施状況と主要成果を紹介する。
