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Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2022-14235 (Internet), 29 Pages, 2022/10
本報告書は、米国サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2022年共同研究成果の報告書である。MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目、プール燃焼モデルの改良についての説明が述べられている。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAにより過去に実施されたF7-1およびF7-2ナトリウムプール燃焼実験に対してベンチマーク解析を実施し、解析結果の考察とともに更なるモデル改良の検討を行った。最後に、これまでの成果を踏まえた2023年度のMELCOR解析の方向性が述べられている。
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Luxat, D. L.*
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 6 Pages, 2022/09
The paper describes progress of an international collaborative research in the area of SFR sodium fire modeling between the United States and Japan under the framework of the Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group (CNWG). In this collaboration between Sandia National Laboratories (SNL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the validation basis for and modeling capabilities of sodium spray and pool fires in MELCOR of SNL and SPHINCS of JAEA are being enhanced. This study documents MELCOR and SPHINCS sodium pool fire model validation exercises against the JAEA's sodium pool fire experiments, F7-1 and F7-2. The proposed enhancement of the sodium pool fire models in MELCOR through addition of thermal hydraulic and sodium spreading models that enable a better representation of experimental results is also described.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
Proceedings of International Topical Meetings on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2022) (Internet), p.316 - 329, 2022/06
This paper describes progress of an international collaborative research in SFR sodium fire modeling between the United States and Japan under the framework of the Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group (CNWG). In this collaboration between Sandia National Laboratories (SNL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the validation basis for and modeling capabilities of sodium pool fires in MELCOR of SNL and SPHINCS of JAEA are being assessed. Additional model improvements for the sodium pool fire in MELCOR are discussed. The MELCOR results for the sodium pool fire model enhancement in MELCOR agreed well with the JAEA's F7 pool fire experiments and compared closely with SPHINCS.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2021-15469 (Internet), 45 Pages, 2021/12
本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2021年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされている。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1およびF7-2ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた2021年度のMELCOR解析の方向性について述べる。
青柳 光裕; Louie, D. L. Y.*; 内堀 昭寛; 高田 孝; Luxat, D.*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08
The models in the MELCOR-NAC package have been assessed through benchmark analyses of the F7-1 sodium pool fire experiment within the framework of the U.S.-Japan collaboration. This study assesses the capability of the improved models proposed for the sodium pool fire in MELCOR through comparison with the test data and the results of the SPHINCS code. Pool heat transfer, pool oxide layer, and pool spreading models are improved in this study to mitigate the deviations exhibited in the previous study: the overestimation of combustion rate and associated temperature during the initial phase of the sodium fire relative to the experimental data and SPHINCS results, and the underestimation of them during the later phase. The analytical result of the improved sodium pool fire model agrees well with the experimental data and SPHINCS results over the entire course of the sodium fire. This study illustrates these enhanced capabilities for MELCOR to reliably simulate sodium pool fire events.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.824 - 827, 2021/06
原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。先行研究におけるF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析での知見に基づき、本研究では酸化物層の燃焼抑制効果、ナトリウムプール拡がり、プール-床間の伝熱について、それぞれモデル改良を実施した。これらのモデル改良の結果、F7-1実験でのプール燃焼の主要挙動が良好に再現するようになり、本モデル改良によるMELCORコードのナトリウムプール燃焼への適用性向上がなされた。
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2021-0136 (Internet), 53 Pages, 2021/01
本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2020年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされ、コントロールファンクション機能によって解析に組み込んでいる。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた次年度のMELCOR解析の方向性について述べる。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Louie, D. L. Y.*; Clark, A. J.*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。本研究ではF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を実施して、プール燃焼モデルの評価と、今後のモデル改良に向けた課題抽出を実施した。MELCOR解析の結果、ナトリウム供給中のプール燃焼率やプール温度、ガス温度等は、実験結果よりも低い結果が得られた。これはナトリウムプールから床への過剰な伝熱が原因であり、床の伝熱モデルを改良する必要性が示唆された。ナトリウム供給停止後は、実験ではプール表面の酸化物層の影響で燃焼率が抑制されたが、解析ではこの効果がモデル化されていないため、比較的高い燃焼率や温度が継続した。この結果より、酸化物によりプール燃焼の抑制するモデルも組込みが必要である。
曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Louie, D. L. Y.*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 4 Pages, 2020/08
ナトリウム燃焼における多次元効果の検証のために、原子力機構においてSNL T3ナトリウム燃焼試験をAQUA-SFおよびSPHINCSコードを用いて検証を行った。解析において、試験中の燃焼停止期間を模擬し、ナトリウム液滴径の最適化を行うことで、試験結果の再現を行った。その際、AQUA-SFにおけるBest estimateの液滴径は2.5mmとなり、ハイスピードカメラによる測定と矛盾しない結果を得ることができた。
Louie, D. L. Y.*; 内堀 昭寛
SAND2019-15043 (Internet), 35 Pages, 2019/12
本報告書は、日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ(CNWG: Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group)協力における2019年度のナトリウム燃焼に関する研究の進捗をまとめたものである。本研究では、ナトリウムプール燃焼試験F7-1の数値解析により、軽水炉の事故進展解析コードMELCORへ組み込まれたナトリウムプール燃焼モデルの妥当性検討を実施した。本解析では、プールや雰囲気温度が計測値と同レベルまで上昇することを確認したが、解析後半では不自然な挙動も現れた。これに基づき、次年度の解析に向けた解析手法の改善策をまとめた。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Louie, D. L. Y.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の統合安全性評価ツールとして、SPECTRAコードの開発が進められている。本研究では、ナトリウムプール燃焼モデルの開発として、F7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を通じて実験結果との対比やコード間比較を実施して、モデルの検証および妥当性確認を行った。解析の結果、プール燃焼モデルの抽出元であるSPHINCSの結果と非常によく一致し、モデル実装が適切であることが確認された。またプール燃焼率の上昇等は、実験やMELCORの結果とも良好に一致し、SPECTRAのプール燃焼モデルは概ね妥当であることも確認された。一方で、初期のガス温度の立ち上がり挙動や、ナトリウム供給停止後の燃焼率等については実験やMELCORコードとの差異が比較的大きく、今後の検討課題である。
