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論文

Internal event level-1 PRA for sodium-cooled fast reactor considering safety measures of defense-in-depth level 1 to 4

西野 裕之; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*; 権代 陽嗣; 山本 雅也

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

シビアアクシデントに対する対策の有効性評価は常陽の再稼働のために必要である。これらの対策は深層防護レベル4の対策を意味する。既往研究では出力運転時のPRAにて深層防護レベル3までの対策の失敗を想定した事故シーケンスの発生頻度の計算、支配的な事故シーケンスグループの同定、重要事故シーケンス選定に必要な支配的な事故シーケンスの同定を行った。この既往研究に基づき、本研究では深層防護レベル4までを考慮し、事故シーケンスがどの程度低減するかを評価した。本研究で構築したイベントツリーを定量化した結果、事故シーケンスグループの発生頻度の合計値は1$$times$$10$$^{-6}$$ /炉年になった。これは深層防護レベル3までの対策を想定した既往研究の結果よりも1/1000倍の発生頻度となった。崩壊熱除去機能喪失がすべての事故シーケンスグループの中で最も支配的であった。

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

論文

Internal event level-1 PRA for sodium-cooled fast reactor considering safety measures of defense-in-depth level 1 to 3

西野 裕之; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*; 権代 陽嗣; 山本 雅也; 山野 秀将

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 12 Pages, 2020/11

本研究の目的は、深層防護レベル1-3までの安全対策だけを想定した上で炉心損傷を導く事故シーケンスの発生頻度を評価することである。この目的のために、高速炉の安全対策を深層防護レベル1-3、及びレベル4に分けた。この深層防護レベル1-3は、(1)主炉停止系、(2)主冷却系と補助系の2重バウンダリによる原子炉容器内の液位保持、(3)強制循環による崩壊熱除去に関するものである。本研究は事故シーケンスを典型的なSFR特有のグループと全交流動力電源喪失(SBO)に分けた。SFR特有のグループとは、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失,過出力時原子炉停止機能喪失,除熱源喪失時原子炉停止機能喪失,原子炉液位喪失,崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)である。これらの事故シーケンスグループの発生頻度を定量化した。結果、PLOHSの発生頻度は1.0E-4のオーダーであった。SBOを除いた状態におけるPLOHSは、全事故シーケンスグループの発生頻度の80%以上の割合を占め、最も支配的な寄与を示していた。支配的な事故シーケンスは、外部電源喪失の起因事象発生後に主冷却系のポンプが共通原因故障で機能喪失し、補助冷却系の起動にも失敗する事故シーケンスであった。SBO時に発生するPLOHSは2番目に支配的な事故シーケンスグループであり、全事故シーケンスグループの発生頻度の15%以上の割合を占めていた。その他の事故シーケンスグループの発生頻度の寄与率はそれぞれ約1%であった。

論文

An Experimental investigation on self-leveling behavior of debris beds using gas-injection

Cheng, S.; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 権代 陽嗣*; 中村 裕也*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*

Experimental Thermal and Fluid Science, 48, p.110 - 121, 2013/07

 被引用回数:17 パーセンタイル:60.32(Thermodynamics)

Although in the past, several experiments have been conducted to investigate the self-leveling behavior of debris beds, most of these were under comparatively lower gas velocities, the findings of which might be not directly applicable to actual reactor accident conditions. Current experiments were conducted using gas-injection in a large-scale cylindrical tank, in which nitrogen gas, water and different kinds of solid particles, simulate the fission gas, coolant and fuel debris, respectively. During experiments, to accomplish the bubble-based leveling as expected in reactor conditions, two experimental approaches, termed respectively as the gas pre-charge method and the pressure-adjustment method, have been attempted. Through elaborate comparisons and evaluations, it is found that compared to the gas pre-charge way the pressure-adjustment method can alleviate the liquid disturbance from bottom inlet pipelines more effectively. Further, based on experimental data using pressure-adjustment method, influence of particle size, particle density and gas flow rate on the leveling has been confirmed under current higher gas velocities. In addition, the liquid convection in the water pool, which is not evident within lower gas velocities, is observed to play an important role within current conditions, especially for experimental runs using larger-size but lower-density particles at rather higher gas flow rates.

論文

An Experimental study on self-leveling behavior of debris beds with comparatively higher gas velocities

Cheng, S.; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 権代 陽嗣*; 中村 裕也*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12

Studies on self-leveling behavior of debris bed are crucial for the assessment of core-disruptive accident (CDA) occurred in sodium-cooled fast reactors (SFR). Although in the past, several experiments have been conducted to investigate this behavior, most of these were under comparatively lower gas velocities, the findings of which might be not directly applicable to actual reactor accident conditions. To further clarify this behavior, a series of experiments has been performed by percolating nitrogen gas uniformly from pool bottom. Current experiments were conducted in a cylindrical tank, in which nitrogen gas, water and different kinds of solid particles, simulate the fission gas, coolant and fuel debris, respectively. During experiments, to alleviate the liquid disturbance from the bottom inlet pipelines, within the upper region of the test tank a condition of comparatively lower pressure was created. It is found that in this way the bubble-based leveling as expected in actual reactor accident conditions can be achieved effectively throughout the whole experimental process. Further, based on the quantitative data obtained, influence of various experimental parameters, including gas flow rate (up to 300 L/min), water height (180 mm, 400 mm), particle size (2 $$sim$$ 6 mm), particle density as well as column geometry on the leveling was checked and compared. Current work provides fundamental data for better understanding and improved estimation of CDAs in SFRs.

論文

A Simple approach to the prediction of transient self-leveling behavior of debris bed

Cheng, S.*; 甲斐 貴之*; 権代 陽嗣*; 中村 裕也*; 浮池 亮太*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 田上 浩孝; et al.

Proceedings of 4th International Symposium on Heat Transfer and Energy Conservation (CD-ROM), 5 Pages, 2012/01

There is a possibility of the formation of conically-shaped debris bed over the core-support structure and/or in the lower inlet plenum of the reactor vessel, postulates core disruptive accident (CDA) in a sodium-cooled fast reactor (SFR). However, coolant boiling may lead ultimately to leveling of the debris bed. In this study, nitrogen gas was used to clarify this behavior percolating uniformly through particle beds. Wide ranges of experimental parameters were used. Based on the experimental data, a simple empirical approach was suggested to evaluate the transient variation in the bed inclination angle during the leveling. Validation of this approach was confirmed through analyses of the effects of experimental parameters, while its applicability to extended conditions (different initial inclination angles) was further validated by several typical experimental cases.

論文

Experimental studies and empirical models for the transient self-leveling behavior in debris bed

Cheng, S.*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(10), p.1327 - 1336, 2011/10

 被引用回数:26 パーセンタイル:87.36(Nuclear Science & Technology)

セルフレベリング挙動解明のため、粒子ベッドを通して窒素ガスを一定に浸透させる一連の実験を行った。この実験で、長方形タンク内の固体粒子と水により、それぞれ燃料デブリと冷却材を模擬した。得られたデータに基づき、セルフレベリング過程でのベッドの傾きの過渡変化を表す経験モデルが開発された。計算と実験結果による値は十分な一致をみせた。モデルの検証は実験パラメーター(物質サイズ、濃度、ガスの流量等)の影響の詳細な解析により確認された。そのモデル適用性について、モデルシミュレーションと既存の沸騰型の大規模実験システムでの実験結果とを比較し、拡張条件のも適用できることが考察された。

論文

Experimental investigation of bubbling in particle beds with high solid holdup

Cheng, S.*; 平原 大輔*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.

Experimental Thermal and Fluid Science, 35(2), p.405 - 415, 2011/02

 被引用回数:29 パーセンタイル:76.03(Thermodynamics)

水を液体として用い観察タンクの底から窒素を発生させバブルを作る実験が2次元(2D)3次元(3D)それぞれの状態で個別に行われた。粒子ベッド高さ(30mmから200mm),粒子直径(0.4mmから6mm)そして、粒子タイプ(アクリルビーズ,ガラス,アルミ,ジルコニウム)等で粒子ベッドに変化を持たせた。これらの実験でイメージ解析によって初めて3種類のバブル特性が観察され、さらに表面バブル頻度、2D, 3D状態の表面バブルサイズなどのバブル挙動の定量的な詳細分析で検証された。

論文

Experimental investigation on self-leveling behavior in debris bed

Cheng, S.*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11

Studies on the self-leveling behavior of debris bed are crucial for the assessment of core-disruptive accident (CDA) in sodium-cooled fast reactors (SFR). In this study, to clarify the behavior, experiments were performed by injecting nitrogen gas uniformly to particle beds. By this way relatively larger gas velocity might be achieved easily. Current experiments were conducted in a rectangular tank, where solid particles and water simulate the fuel debris and coolant. Based on the experimental observations and data obtained, with the help of dimensional analysis technique an empirical model was developed to predict the relative change of inclination angle (${it R}$) during self-leveling process. The calculated values of ${it R}$ using proposed models and the experimental data were compared. Calculated values by the model agreed with the experimental values. The rationality of the proposed model was also confirmed by a detailed analysis of the effect of current experimental parameters.

論文

Experimental study of bubble behavior in a two-dimensional particle bed with high solid holdup

Cheng, S.*; 平原 大輔*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05

気泡挙動について一連の実験を行い、デブリ層における三相流動を明らかにした。本件は冷却材沸騰状態での除熱能力における最重要ポイントである。本実験には2次元タンクを使用した。液相には水を用い、気泡の生成はタンク底部から窒素ガスを注入して行った。実験パラメータには多様性をもたせ、高さの異なる粒子層,さまざまな直径の粒子,異なるタイプの粒子,異なる流量の窒素ガスなどを用いた。デジタル画像解析の手法を用い、3種の気泡上昇挙動が本実験条件下で観測された。このことは、気泡離脱頻度や気泡離脱サイズなどの気泡上昇特性について詳細な定量分析によっても確認された。

口頭

気相吹き込みによる固体粒子ベッドのレべリング特性に関する研究

中村 裕也*; 権代 陽嗣*; Cheng, S.*; 竹田 祥平*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 田上 浩孝; 鈴木 徹; et al.

no journal, , 

高速炉炉心損傷事故時の崩壊熱除去過程におけるデブリベッドの運動挙動を明らかにするため、固体粒子ベッド底面からの気相吹き込みによって冷却材沸騰を模擬した試験研究を実施し、比較的大きな気相流量条件下でのセルフレべレリング特性について基礎的な知見を得た。

口頭

「常陽」における多量の放射性物質等を放出するおそれがある事故の選定

権代 陽嗣; 山本 雅也; 関根 隆

no journal, , 

試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則が平成25年12月18日に施行され、同規則第53条(多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止)において、試験研究用等原子炉施設は、発生頻度が設計基準事故よりも低い事故であって、当該施設から多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれがあるものが発生した場合において、当該事故の拡大を防止するために必要な措置を講じたものでなければならないと定められている。本報告では、高速実験炉「常陽」における発生頻度が設計基準事故よりも低い事故であって、当該施設から多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれがある事故の選定について紹介する。

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