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論文

Validation of analysis models on relocation behavior of molten core materials in sodium-cooled fast reactors based on the melt discharge experiment

五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs. CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の再配置挙動に関する研究,7; 低水深プール中での融体流出試験に対する解析モデルの検証

五十嵐 魁*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における炉心溶融物質の堆積挙動を解明するため、SIMMERコードを用いて、低水深の水プール中に溶融した低融点合金を落下させる模擬試験を対象とした解析を実施した。本発表では実験値と解析値の比較によって解析体系モデルの妥当性を検証した結果について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の再配置挙動に関する研究,9; ナトリウム中水平構造物に衝突する炉心溶融物質の微細化・冷却挙動に対する解析モデルの検証

五十嵐 魁*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時にナトリウム中水平構造物に衝突する炉心溶融物質の微細化・冷却挙動を解明することを目的としたEAGLE-3炉外試験を対象にSIMMER-IIIコードを用いた解析を実施し、解析値と実験値の比較により解析体系モデルの妥当性を検証した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉における水平構造物に衝突する炉心溶融物質の冷却挙動解析

松下 肇希*; 五十嵐 魁*; 磯崎 一馬*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時にナトリウム中の水平構造物に衝突する溶融炉心物質の冷却挙動を解明するための水試験とナトリウム試験を対象として、SIMMER-IIIコードを用いて解析を行い、解析値と実験値の比較により解析モデルの妥当性を検証するとともに、冷却挙動を支配する現象を明らかにした。

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