A Status of experimental program to achieve in-vessel retention during core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

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.

Study on the discharge behavior of molten-core through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。

An Experimental study on the fragmentation and accompanying cooling behaviors of a simulated molten oxide fuel penetrating into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/09

ナトリウム中に流出した液柱状の溶融炉心物質の微粒化及びそれに伴う冷却挙動を解明するため、溶融炉心模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験の結果を分析した。本分析の結果、溶融アルミナの液柱はナトリウム中を数十センチメートル程度の距離まで浸入すると微粒化によって崩壊するが、スティール構造物に与える熱的負荷を無視できる程度まで冷却されるためには、液柱崩壊までの距離(微粒化距離)に加え、有意な冷却距離を要することを把握した。すなわち、原子炉容器内下部構造への熱負荷低減の観点からは、微粒化距離のみならず冷却距離の評価が必要である。

Experimental discussion on fragmentation mechanism of molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; 飛田 吉春; Zuyev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vassiliev, Y. S.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00595_1 - 15-00595_8, 2016/06

http://doi.org/10.1299/mej.15-00595

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質の微粒化距離に関する評価手法開発の一環として、カザフスタン共和国国立原子力センターの炉外試験施設を利用した微粒化試験で得られたアルミナデブリの粒子径を分析した。デブリの平均粒子径は0.3mm程度であり、流体力学的不安定性理論から予測される粒子径と同程度であったが、理論から予測されるようなウェーバ数への依存性は見られなかった。この分析結果から、アルミナ融体表面の流体力学的不安定が十分に成長する前の段階で発生する局所的なナトリウムの沸騰・膨張が、アルミナ融体の微粒化を促進させたと考えられる。

An Experimental study on heat transfer from a mixture of solid-fuel and liquid-steel during core disruptive accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12

The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.

(n,)法用モリブデン吸着材のMo吸着及びTc溶離特性の再確認試験; RI製造に関する照射技術(STC No.2II)に関する共同実験報告書(共同研究)

木村 明博; 出雲 寛互; 土谷 邦彦; 堀 直彦; 石原 正博; Bannykh, V.*; Gluschenko, N.*; Chakrova, Y.*; Chakrov, P.*

JAEA-Testing 2010-002, 20 Pages, 2010/08

JAEA-Testing-2010-002.pdf:2.92MB

日本原子力研究開発機構の材料試験炉(JMTR)は、医療診断用RIであるTcの親核種Moの(n,)法による製造を検討している。モリブデン吸着材として、現在利用されている高分子ジルコニウム化合物(PZC)とモリブデン酸ジルコニウムゲル(Zrゲル)に着目し、2009年10月にカザフスタン国立原子力センター(NNC)との第一回共同実験により、Mo吸着及びTc溶離試験を行った。PZC及びZrゲルのMo吸着性能に関しては従来の研究と同等の結果が得られたが、PZCからのTcの溶離性能に関しては従来の研究よりも低い結果となった。このため、NNCにてMo吸着及びTc溶離に関する再試験を行った。その結果、従来の研究と同等のTcの溶離性能が得られるとともに、アルミナカラムを使用したTcの溶離液からの不純物除去特性を明らかにし、高純度のTc溶離液を得る見通しが得られた。

Tritium generation in lithium ceramics LiTiO for fusion reactor blanket

Tazhibayeva, I. L.*; Kenzhin, E. A.*; Kulsartov, T. V.*; Kuykabayeva, A. A.*; Shestakov, V.*; Chikhray, E.*; Gizatulin, S.*; Maksimkin, O. P.*; Beckman, I. N.*; 河村 弘; et al.

Questions of Atomic Science and Technology, 2, p.3 - 11, 2008/00

本論文は、カザフスタン国立原子力センターのWWR-K炉で照射した核融合炉用セラミックトリチウム増殖材の照射試験結果について記述されている。本試験は、出力6MWで220日間(5350時間)照射し、20%のLi燃焼した96% Li濃縮LiTiOからのトリチウム放出に関するものである。得られた試験データから、照射したリチウムセラミックスからのトリチウム放出特性が、照射条件や残留トリチウム量に依存していた。この結果より、照射済リチウムセラミックスからのトリチウムの生成・放出に関するメカニズムを提案した。トリチウムの損失やHTOへの結合を評価するとともに、定温時や熱サイクル時における拡散によるトリチウムの放出速度を求めた。

高速炉の炉心損傷事故時の溶融物質移動に関する試験研究

豊岡 淳一; 小西 賢介; 神山 健司; 飛田 吉春; 佐藤 一憲; 小竹 庄司*

no journal, , 

FBR実用化に向けて、炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るために、EAGLEプロジェクトを進めた。EAGLEプロジェクトは、FBRの炉心損傷事故を想定しても、溶融した燃料が早期に炉心外に流出することにより、再臨界問題の排除が可能であることを示すことを目的としている。本プロジェクトの最終段階の炉内総合試験(約8kgの燃料溶融を実現)の1回目について、過渡計測データに基づく分析結果を報告する。

Collaboration of JAEA and NNC for Kazakhstan project on high-temperature gas-cooled reactor

中塚 亨; Levin, A. G.*; 植田 祥平; Gizatulin, S.*; 橘 幸男; Kolodeshnikov, A.*; 坂場 成昭; Chakrov, P.*; 國富 一彦; Vassiliev, Y. S.*; et al.

no journal, , 

電気出力300MWeに満たない小型高温ガス炉は、都市部や郊外のみならずカザフスタンのような新興国における配電インフラが未発達な地域へのエネルギー供給が可能な原子炉である。2007年に日本原子力研究開発機構(JAEA)とカザフスタン国立原子力センター(NNC)は、カザフスタンにおける高温ガス炉導入の早期実現に向け、原子力に関する研究開発協力を開始するとともに、高温工学試験研究炉(HTTR)技術に基づくカザフスタン高温ガス炉(KHTR)計画への支援を開始した。2010年に、JAEAは国内重工メーカー等と構成する日本チームと共同で、NNCのKHTRの概念検討の準備を支援するため、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度750Cの蒸気タービン発電KHTRシステムの概念設計を開始した。

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故における溶融炉心物質の微粒化挙動に関する試験研究; 微粒化メカニズムの検討

松場 賢一; 神山 健司; 飛田 吉春; 豊岡 淳一; Zuev, V.*; Kolodeshnikov, A.*; Vasilyev, Y.*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に原子炉容器下部ナトリウムプレナムへ流出する溶融炉心物質の微粒化挙動に関する知見を得るため、溶融酸化物を用いた微粒化試験を実施している。本報では、微粒化試験の結果に基づいてナトリウム中における溶融炉心物質の微粒化メカニズムを検討し、微粒化挙動に対する支配的メカニズムを推定した。