Steam Explosion Simulation Code JASMINE v.3 User's Guide; Revised for code version 3.3c

岩澤 譲; 松本 俊慶; 森山 清史*

JAEA-Data/Code 2025-001, 199 Pages, 2025/06

JAEA-Data-Code-2025-001.pdf:9.71MB

水蒸気爆発では、揮発性を有する低温の液体に高温の液体が接触した場合に高温の液体から低温の液体への急激な熱伝達により、高温の液体の細粒化と低温の液体の爆発的な相変化が連鎖的に発生する。爆発的な相変化により発生する衝撃波は低温の液体の内部を伝播する。衝撃波の伝播に伴い高温の液体と低温の液体の混合物が膨張することにより、周囲に存在する構造体に機械的な負荷を与える可能性がある。軽水炉のシビアアクシデントでは、原子炉格納容器へ移行した溶融炉心(溶融物)と冷却水との相互作用に起因して発生する水蒸気爆発が原子炉格納容器の健全性に対する脅威となることが想定される。このことから、水蒸気爆発の発生が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することが安全評価の観点から重要となる。原子力機構では、実際の原子炉にて発生した水蒸気爆発が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することを目的としてJASMINEコードを開発した。機構論的な手法を取り入れることにより、JASMINEコードは水蒸気爆発を数値解析上で取り扱うことができる。本書はJASMINEコードに採用されている基礎方程式、数値解法及び数値解析例を記載した取扱説明書である。本書に記載した数値解析例を参照することにより、JASMINEコードによる数値解析で得られた結果を検証できるように配慮した。入力条件の作成方法、コードの実行手順及び補助ツールの使用方法を記載することにより、JASMINEコードを用いた数値解析を実践できるよう配慮した。本書は「水蒸気爆発解析コードJASMINE v.3ユーザーズガイド(JAEA-Data/Code 2008-014)」の改訂版である。公開されているJASMINE 3.3bの軽微な不具合の修正に加えて、UNIX 系システムで広く使用されているGNU コンパイラー等に適合するための修正を施した最新版を JASMINE 3.3cとした。改訂版は、新規に公開される JASMINE 3.3cによる数値解析の結果に基づき作成されているために、掲載されている数値解析の結果を再現できる。数値解析の実施に際しては、既存研究により提案されている調整係数の決定方法を採用した。

Development of a formulation to predict molten core spreading in an LWR severe accident

Sahboun, N. F.; 松本 俊慶; 岩澤 譲; Wang, Z.; 杉山 智之

Annals of Nuclear Energy, 195, p.110145_1 - 110145_12, 2024/01

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.110145

Relocated corium into the Primary Containment Vessel needs to be properly cooled to avoid or mitigate molten core concrete interactions in the PCV in order to maintain its supporting capability for the reactor pressure vessel and to suppress combustible or non-condensable gas releases. To know how effective the cooling is, it became important to know the geometry of the relocated corium. The present study chooses to focus on the "Wet Cavity" strategy and to build a reliable tool to evaluate the corium coolability in such a case. To achieve this goal, a previously developed formulation built to predict the corium geometry under the "Dry Cavity" strategy was extended to the conditions used in the "Wet Cavity" strategy. This extension includes the effect of solidification and cooling from the water by using a newly developed expression for the dimensionless thickness s, the water subcooling, and the melts super heat. After the validation of the extended formulation was confirmed, potential restrictions and limitations were investigated.

Improvement of JASMINE code for ex-vessel molten core coolability in BWR

松本 俊慶; 川部 隆平*; 岩澤 譲; 杉山 智之; 丸山 結

Annals of Nuclear Energy, 178, p.109348_1 - 109348_13, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109348

シビアアクシデント時の溶融物関連事象を評価するためにFCIコードであるJASMINEの機能拡張を行った。溶融物の冷却性評価ではキャビティ床面上における粒子状・アグロメレーション・ケーキ状デブリ質量割合や最終的な幾何形状の予測が必要である。アグロメレーションモデルでは、熱を保有した粒子同士のくっつきを考慮し、組み込んだ。もう一つのモデル改良は拡がりモデルの改良である。浅水方程式を導入し、拡がり先端部のクラスト成長に基づく拡がり停止条件を組み込んだ。調整係数の最適化のためにスウェーデンKTHにおいて実施されたDEFOR-A及びPULiMS実験を参照した。JASMINEコードによる実験解析では共通のパラメータセットで良い再現性が得られ、主要な現象は適切にモデル化されたことを示した。

Development of evaluation framework for ex-vessel core coolability

松本 俊慶; 岩澤 譲; 杉山 智之

Proceedings of Reactor core and Containment Cooling Systems, Long-term management and reliability (RCCS 2021) (Internet), 8 Pages, 2021/10

本研究ではBWRのシビアアクシデント(SA)時のウェットキャビティ戦略(事前注水方策)の下での格納容器内デブリ冷却性を評価するための方法論的枠組みを開発している。この評価手法を実証するために、戦略下での格納容器内デブリの冷却成功確率を解析した。炉心溶融進展に関連する5つのパラメータの不確実さを考慮したMELCORコードによる多ケース解析によりRPVから放出される溶融物条件の確率分布を取得した。パラメータセットは、ラテン超方格サンプリング(LHS)によって生成した。JASMINEコードにより水中及び床面上の溶融物の挙動を予測し、アグロメレーション(凝集)及びメルトプールの質量を予測した。JASMINEコード解析のための59個の入力パラメータセットは、MELCOR解析の結果から決定した溶融物条件の確率分布を用いて、再度LHSにより生成した。複数のキャビティ内初期水プール深さ条件でJASMINE解析を行い、堆積デブリ高さをMCCI発生の判定基準値と比較した。判定結果を集計することで溶融物の冷却成功確率を求めた。

Experimental and analytical investigation of formation and cooling phenomena in high temperature debris bed

堀田 亮年*; 秋葉 美幸*; 森田 彰伸*; Konovalenko, A.*; Vilanueva, W.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; Thakre, S.*; Hoseyni, S. M.*; Skld, P.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.353 - 369, 2020/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1691078

Key phenomena in the cooling states of debris beds under wet cavity conditions were classified into several groups based on the complicated geometry, nonhomogeneous porosity and volumetric heat of debris beds. These configurations may change due to the molten jet breakup, droplet agglomeration, anisotropic melt spreading, two-phase flow in a debris bed, particle self-leveling and penetration of molten metals into a particle bed. The modular code system THERMOS was designed for evaluating the cooling states of underwater debris beds. Three additional tests, DEFOR-A, PULiMS and REMCOD were employed to validate implemented models. This paper summarizes the entire test plan and representative data trends prior to starting individual data analyses and validations of specific models that are planned to be performed in the later phases. It also tries to report research questions to be answered in future works, such as various scales of melt-coolant interactions observed in the PULiMS tests.

Fluid dynamic analysis on hydrogen deflagration in vertical flow channel with annular obstacles

松本 俊慶; 佐藤 允俊; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

Hydrogen combustion including deflagration and detonation could become a significant threat to the integrity of containment vessel or reactor building in a severe accident of nuclear power stations. In the present study, numerical analyses were carried out for the ENACCEF No.153 test to develop computational techniques to evaluate the flame acceleration phenomenon during the hydrogen deflagration. This experiment investigated flame propagation in the hydrogen-air premixed gas in a vertical channel with flow obstacles. The reactingFoam solver of the open source CFD code, OpenFOAM, was used for the present analysis. Nineteen elementary chemical reactions were considered for the overall process of the hydrogen combustion. For a turbulent flow, renormalization group (RNG) k-e two-equation model was used in combination with wall functions. Three manners of nodalization were applied and its influences on the flame propagation acceleration were discussed.

Improvement of ex-vessel molten core behavior models for the JASMINE code

松本 俊慶; 川部 隆平; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/11

シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器外に放出される場合の格納容器破損防止対策として、事前注水や格納容器スプレイによりペデスタルやキャビティに予め水を張ることが考えられている。このときの燃料デブリ冷却性を評価するため、JASMINEコードの溶融炉心挙動モデルを改良した。溶融炉心がジェット状に水中に落下する際、水との相互作用により粒子状のデブリを放出する(ブレークアップ)。冷却性に影響を及ぼすデブリ粒径分布の取り扱いを改良し、スウェーデン王立工科大学(KTH)で実施されたジェットブレークアップ実験DEFOR-Aの解析を行い、実験結果と比較した。また、溶融ジェットが床面に到達するとメルトプールを形成し、水平方向に広がる。冷却性評価で重要となる広がり面積を評価するため、クラスト形成モデル等を導入し、同じくKTHで実施されたメルト広がり実験PULiMSの解析を行い、実験結果と比較した。両現象の評価精度の向上に向けて、さらなる改良点を検討した。

Analysis for progression of accident at Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station with THALES2 code

松本 俊慶; 石川 淳; 丸山 結

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4033 - 4043, 2015/08

The analysis of the progressions of the accidents at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station units 1 and 2 were performed with the THALES2/KICHE code. The analytical conditions were set on the basis of the information provided in the OECD/NEA BSAF project. The CV failures were assumed in the both units. The DW and S/C failure case was set as the CV failure of unit 2. The results of the analyses have indicated that the oxidation of the zirconium of the fuel cladding tube generated approximately 1,200 kg of hydrogen in both units. It is indicated that 80% of cesium and iodine distributed in the water phase of S/C due to the scrubbing. Cesium was released into the environment mainly as the form of CsOH or CsI. The release fraction has been predicted as 10E-3 for unit 1 and 10E-1 for unit 2. I2 and organic iodine were formed as the result of the chemical reaction in the water phase of S/C, and their released fractions were at the order of 10E-3 for unit 1 and 2.

Numerical study on correlation of heat transfer coefficient with void fraction at heat transfer tube surface in sodium water reaction

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/09

高速炉蒸気発生器でのナトリウム-水反応領域にある伝熱管の高温ラプチャ評価には流体-伝熱管の熱移行量評価が必要となる。管表面熱伝達率は伝熱管周囲の流体速度やボイド率の影響を受けるため、本報では、ナトリウム-水反応時の伝熱管近傍の流動様式を定量評価し、反応流域での管外熱伝達率とボイド率の相関関係を構築し、相関図をもとにナトリウム-水反応実験時のボイド率分布の時間変化を評価した。

ボイド率-熱伝達率係数相関ダイアグラムを用いた伝熱管高温ラプチャ評価手法の構築

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器のナトリウム-水反応現象に関して、反応領域中において、ボイド率-熱伝達率h相関図を用いて熱伝達率を推定して管壁温度を解析する高温ラプチャ評価手法を構築した。本手法を多次元Na-水反応場数値解析の結果に適用して、高温ラプチャの可能性や発生時刻の評価を行った結果について報告する。