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間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; St
ngle, R.*; Wenz, T.*; Vervoortz, M.*; 溝上 伸也
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
Debris and molten pool behavior in the reactor pressure vessel (RPV) lower plenum is a key factor to determine its failure mode, which affects the initial condition of ex-vessel accident progression and the debris characteristics. These are necessary information to accomplish safe decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. After dryout of the solidified debris in the lower plenum, metallic debris is expected to melt prior to the oxide debris due to its lower melting temperature. The lower head failure is likely be originated by the local thermal load attack of a melting debris bed. Numerous experiments have been conducted in the past decades to investigate the homogeneous molten pool behavior with external cooling. However, few experiments address the transient heat transfer of solid-liquid mixture without external cooling. In order to enrich the experimental database of melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures, LIVE-J1 experiment was conducted using ceramic and nitrate particles as high melting and low melting temperature simulant materials, respectively. The test results showed that debris height decreased gradually as the nitrate particles melt, and molten zone and thermal load on vessel wall were shifted from bottom upwards. Both conductive and convective heat transfer could take place in a solid-liquid mixture pool. These results can support the information from the internal investigations of the primary containment vessel and deepen the understanding of the accident progression.
加藤 正嗣*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11
Computational fluid dynamics based on particle-based simulations with a fully Lagrangian approach is a powerful tool to understand thermal-hydraulic behaviors of multi-component, multi-phase flows involved in disrupted nuclear core during severe accidents. In this study, a validation study of 3D particle-based simulation using the finite volume particle method was performed for mixing flow behavior of two liquid phases with different densities in a pool. Fundamental experiments using water and silicon oil were also carried out for the present validation. An enhanced multi-phase scheme was introduced to provide accurate and stable calculations of multi-phase flows characterized by high density ratios. The simulation results of the experiments were given to demonstrate validity of the present simulation method and enhanced performance for simulations of mixing and separation behaviors of liquid-liquid two-phase flows in the pool.
加藤 正嗣*; 小川 竜聖*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
no journal, ,
密度の異なる2液相の混合・分離挙動解析に対する有限体積粒子法の適用性を向上するため、不規則な粒子配置によって生じる計算誤差を仮想粒子によって低減する計算手法を導入するとともに、模擬物質を用いた基礎実験と比較することで、3次元解析の妥当性について検証した。
守田 幸路*; 小川 竜聖*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司
no journal, ,
EAGLE ID1試験における燃料ピン束の崩壊から溶融燃料プール形成よる構造壁の熱伝達までの一連の挙動に関する粒子法シミュレーションの結果に基づき、構造壁の破損要因と推定される構造壁への高熱流束を生じさせる物理的なメカニズムについて検討した。
間所 寛; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; Stngle, R.*; Wenz, T.*; Vervoortz, M.*; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 溝上 伸也
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)2号機では、ペデスタル内部の構造物が比較的健全であることから、原子炉圧力容器(RPV)からペデスタル内部に移行した燃料デブリは比較的低温であり、下部ヘッド内部では、燃料デブリ中の酸化物成分が溶融する温度に至っておらず、金属成分が中心に溶融していたと推定される。RPV破損を推定するには下部ヘッド溶融プールの熱的挙動の把握が必要であるが、固液混合溶融プールに着目した試験は少なく、実験データの拡充が不可欠となっている。本研究では、独・カールスルーエ工科大学におけるLIVE試験装置を用いて、溶融プール形成過程及び伝熱挙動に関する試験を実施した。固液混合状態においても対流がある程度発達し、RPV側部に最も熱的負荷がかかることが分かった。
時岡 大海*; 森田 亮大*; 中村 吏一郎*; 守田 幸路*; 神山 健司; 鈴木 徹
no journal, ,
EAGLE ID1試験における燃料ピン束の崩壊から溶融混合プール形成までの一連の挙動について粒子法を用いた数値シミュレーションを実施し、構造壁の破損要因と推定される高い熱流束を伴う溶融混合プールから構造壁への熱伝達挙動について明らかにした。
間所 寛; 永江 勇二
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故から11年が経過し、内部調査や数値解析によって事故時の各号機の挙動が徐々に明らかになってきている。しかしながら、OECD/NEAの枠組みで実施された原子炉過酷事故解析コード(SAコード)による1F事故進展解析ベンチマークプロジェクトBSAFでは、解析コードやユーザーによる不確かさが大きい結果となり、SAコードの精緻化が必要である。特に、原子炉圧力容器(RPV)下部ヘッドの破損から燃料デブリのペデスタル底部への流出に関しては、不確かさが大きく、モデルの高度化は喫緊の課題となっている。1F2号機の格納容器内部調査結果によると、ペデスタル下部構造物に目立った損傷が見られないことから、RPV下部ヘッドから流出した燃料デブリは溶融金属主体であり、燃料酸化物の多くが未溶融であった可能性が指摘されている。下部ヘッド内部に堆積した燃料デブリのうち、酸化物成分は固体のまま、主に融点の低い金属成分が溶融し、金属主体の固液混合溶融プールが形成され、材料間の反応によって下部ヘッドが破損した可能性がある。本報では、下部ヘッド溶融プールの熱的挙動に着目したLIVE試験及び、下部ヘッド構造材と燃料デブリの材料間反応による下部ヘッド破損挙動に着目したELSA試験について報告する。
小川 竜聖*; 山内 俊也*; 加藤 正嗣*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 神山 健司; 鈴木 徹
no journal, ,
EAGLE ID1炉内試験を対象として予備的に実施した粒子法解析では、溶融プールから構造壁への熱伝達は溶融燃料と溶融ステンレス鋼の混合・分離挙動に大きく依存することが示唆されている。本研究では、密度差のある2つの模擬流体を用いた基礎的な実験を実施し、プール内での混合流動挙動に関する粒子法の妥当性検証を試みた。