Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

https://asme.pinetec.com/icone26/

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m 0.3 m ) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ( 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm 10 cm 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter / of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ(/)を室温(21C)と200Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び(/)がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。(/)については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

HTGR fuel behavior at very high temperature

鹿志村 悟; 小川 徹; 福田 幸朔; 岩本 多實

JAERI-M 86-046, 17 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-046.pdf:3.01MB

高温ガス実験炉の運動及び事故時の異常な過渡変化を模擬した超高温下の燃料挙動を、原研が開発しているTRISO被覆、低濃縮酸化物粒子燃料について調べた。異常な過渡変化を模擬した試験は、ル-ズな被覆粒子を1600C以上で照射することによリ行った。照射試験の結果、粒子破損は大部分が燃料核移動によりものであった。炉心昇温事故を模擬した試験としては、二種の炉外加熱試験を行った。加熱により耐熱限界温度の測定と超高温下での挙動を調べた。反応度事故時の燃料挙動の研究は、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)によるパルス照射により行い、この時の最高温度は2800C以上であった。パルス照射試験では、コンパクトに成形した被覆粒子は2800C以上の超高温でも、ル-ズな被覆粒子にみられた非常に激しい破損は見られなかった。コンパクトに成形した粒子では燃料核の中心でUOが蒸発し、球状ボイドを呈していた。

軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発,1; 目的とH26年度の成果

佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 永江 勇二; 石見 明洋

no journal, , 

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けて、非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。非移行型プラズマ加熱は酸化物燃料が溶融するような高温条件の達成や連続的な加熱の実現性の観点で有望であるが、シビアアクシデントの実験研究分野への適用例はなく、その適用性を確認して試験技術を確立する必要があった。そこで機構では平成26年度に模擬燃料ロッドを主体とした小規模試験体(縦横約10cm高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験(Phase I)を行い、燃料の一部溶融を確認して本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。

A Quick-look report on JAEA plasma heating tests simulating severe accident in BWR

佐藤 一憲; 中桐 俊男; 阿部 雄太; 石見 明洋; 永江 勇二

no journal, , 

BWRにおけるシビアアクシデント時の炉心物質移動挙動の大きな不確かさに対処することをねらいとして、原子力機構は非移行型プラズマ加熱を用いた試験計画を進めている。予備的試験を経て、模擬燃料ロッド、制御ブレード、チャネルボックス、下部支持構造からなる試験体を加熱する試験を2回実施した。冷却後、制御ブレードとチャネルボックスの大部分は失われたが、ほとんどの燃料柱はそのまま立っていた。下部支持構造領域には金属成分からなると見られる溶融物の流下が確認された。これらの試験データは計画中のX線トモグラフィー測定データとともにBWR設計条件での炉心物質移動挙動に関する有効な情報を提供するものと思われる。

模擬燃料集合体加熱試験を用いた材料分析の検討,1; 模擬燃料試験体加熱試験の評価概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*

no journal, , 

原子力機構では、加熱技術及び試験後の分析技術の適用性を確認するため、BWR炉心の基本構成要素からなる模擬燃料集合体を製作し、プラズマ加熱試験(Phase II)を実施した。本報では、Phase II試験体のX線CT及び元素分析(EPMA及びLA-ICP-MS)の結果について報告する。

プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の確立,1; プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*; 丸山 信一郎*

no journal, , 

原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体を用いて開発した加工技術とWDXによるB及びOの濃度分布について報告する。

プラズマ加熱試験の材料分析による評価手法の確立,3; AWJによる模擬試験体の切断

丸山 信一郎*; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 高島 雄次*

no journal, , 

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本研究における評価において、模擬試験体(平成27年度加熱試験体)の切断が課題となり、切断にはジルコニウム合金とステンレスの溶融混合材料やセラミックの切断実績のあるアブレイシブウォータージェット(AWJ)切断を適用した。本報では、その切断成果について述べる。

模擬燃料集合体加熱試験における材料分析を用いた評価手法の確率,3; LIBSを用いた酸素及びホウ素の評価手法の検討

岡崎 航大*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 川上 智彦*

no journal, , 

原子力機構ではBWRシビアアクシデント(SA)事故時に制御棒及び燃料ロッドが溶融落下した際に生ずる炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動を調査するため、模擬燃料集合体のプラズマ加熱試験を実施している。本報は、元素情報や硬度情報の測定をLIBSで行うにあたり、作成したプラズマ加熱試験体を用いてLIBSによる評価手法の検討を行った。