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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.
Li, C.-Y.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*
第25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, 2021/07
溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
日本機械学会第12回計算力学講演会講演論文集, p.395 - 396, 1999/00
核融合実験炉(ITER)の真空容器内に水が侵入すると減圧沸騰を起こして圧力が上昇し、容器破損を引き起こすことが考えられる。そこで、ITERで真空容器内水侵入事象(ICE)が起こった場合の2相流挙動を軽水炉の安全評価解析で実績のあるTRAC-PF1コードを用いて数値解析的に調べた。解析モデルはITERのトカマク型真空容器及びサプレッションタンクを模擬した3次元構造である。解析条件はITERで予測されている最大ICE事象を模擬するように設定した。解析パラメータはダイバータのスリット間隔である。本解析により、サプレッションタンクの圧力上昇抑制効果とリリーフパイプ径の関係並びに総侵入水量に占めるサプレッションタンクへの流入量の割合と時間の関係が明らかになった。これらの結果をもとにICE事象時の効率的なサプレッションシステムを検討する考えである。
曽我部 丞司; 神山 健司; 飛田 吉春; 岡野 靖
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象であるATWS事象において、損傷炉心物質が制御棒案内管等の流路を介して炉心領域外に流出する際、多相多成分流挙動の評価が重要となる。特に流路内閉塞挙動は、再配置される燃料(炉心領域外に流出する燃料及び炉心領域に残留する燃料)の量に影響する重要な現象である。現在、高速炉安全解析コードSIMMERの再配置過程への適用に向けた開発が進められている。本報では、再配置過程の実機解析を見据えて、再配置過程で生じうる現象に対応して開発した流路内閉塞に関するモデルについて述べる。