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久保 重信; Payot, F.*; 山野 秀将; Bertrand, F.*; Bachrata, A.*; Saas, L.*; Journeau, C.*; Gosse, S.*; Quaini, A.*; 柴田 明裕*; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
The paper presents major outcomes of the France-Japan ASTRID collaboration and the work program from 2020 to 2024 in the field of severe accident study. In the ASTRID collaboration, severe accident sequences were summarized based on the various safety analyses for the important accident phases, which contributed to strengthen the confidence in the ASTRID severe accident progression for a robust safety demonstration and identification of R and D programs of common interest. Collaborative analysis has been conducted to evaluate ASTRID mitigation device efficiency for mitigation of power excursions, material relocation, debris bed and molten pool behavior on the core catcher. The methodology for mechanical consequence assessment was also developed. In order to support the reactor studies, experimental studies have been planned and conducted regarding the reaction of core material mixtures, in-pile experiments for the fuel pin failure and material relocation through a steel duct structure, and out-of-pile experiments for the fuel coolant interaction (FCI) in the sodium pool. Severe accident analysis tool SIMMER-V with new simulation capabilities and SEASON platform have also been developed. Based on these successful achievements, several tasks to study the large fields of the severe accident domain, which include development of severe accident analysis methodologies and synthesis of SA sequences and consequences, thermodynamics, kinetic and thermo-physical studies of core material mixture, development and validation of SIMMER-V, experimental programs on the molten core material relocation and FCI. After defining the technical contents and implementation plans, the five years study programs have been started.
Bachrata, A.*; Gentet, D.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; 久保田 龍三朗*; 曽我部 丞司; 佐々木 啓介; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
日仏協力の枠組みにおける目的の1つは、計算方法を定義および評価し、ナトリウム高速炉(SFR)における重大事故シナリオの現象とその結果を調査することである。SFRのナトリウムプレナムで発生する燃料-冷却材相互作用によって生じる構造物の機械的応答を評価するための方法論は、2014-2019年の日仏協力の枠組みの中で定義された。2020-2024年の期間に広がった枠組みについて、主な目的とマイルストーンを本論文で紹介する。研究の目的は、原子炉容器の機械的強度の限界と重大事故により受ける機械的荷重との間のマージンを包括的に扱うことである。この目的のため、SIMMERコードを使ってSFRの炉心損傷事故を解析する。流体構造の相互作用については、流体構造ダイナミクスツール(CEA側はEUROPLEXUS、JAEA側はAUTODYN)を用いて評価する。本論文では、ホットプレナムの蒸気膨張過程の評価を示すため、ベンチマーク研究について説明する。そのために、蒸気膨張に至る、出力逸走後のASTRID 1500MWth炉心が損傷した状態に基づく共通入力データを使用する。本研究では、SIMMER入力データにおいて事故時の緩和デバイスであるトランスファーチューブの作用を制限し、溶融炉心物質を上向きに流出させることによって、最も厳しいケースを示した。本論文では最も厳しいケースを示したが、EUROPLEXUSとAUTODYNの両方の計算結果で、原子炉容器の有意な変形は生じなかった。これは、炉心膨張過程で想定した機械的エネルギーが小さかったためである。
松尾 英治*; 佐々 京平*; 小山 和也*; 山野 秀将; 久保 重信; Hourcade, E.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; Bachrata, A.*; Dirat, J. F.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05
炉心損傷事故(CDA)時に炉心から排出される溶融燃料は、下部ナトリウムプレナムで燃料冷却材相互作用により固化した粒子デブリになり、そのデブリは、原子炉容器の下部にあるコアキャッチャー上にベッドを形成する可能性がある。デブリベッドの冷却性評価は、コアキャッチャーの設計に必要である。本研究の目的は、ASTRID設計のために、コアキャッチャー上のデブリベッドの冷却性を評価することである。この目的のための第一歩として、デブリベッドのみをモデル化することにより、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドの冷却性計算が実施された。したがって、コアキャッチャーの設計及び崩壊熱除去系の詳細は、本論文では述べていない。全ての計算において、デブリベッド近くの冷却材温度はパラメータである。計算ツールは、一次元プラント動特性解析コード、Super-COPDに組み込まれたデブリベッドモジュールである。その評価は、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドが、コールドプール中のコアキャッチャー近くの十分な冷却材流量を確保する設計により冷却可能となることを示している。