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論文

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。

論文

Development of evaluation method for in-place cooling of residual core materials in core disruptive accidents of SFRs

今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 11 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却高速炉の事故における炉心からの燃料流出の後の炉心残留燃料の冷却は、炉心物質の分散割合に大きな影響を与えるものであり、炉容器内保持(IVR)を達成するための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価を行うため、実機についての予備解析をSIMMER-IIIにより行った。その解析結果に基づき、重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出した3つの熱流動現象の調査とSIMMER-IIIの妥当性確認への活用のため、それらの現象に着目した基礎的な実験を考案した。また、実機でのインプレース冷却の際に発生し得るナトリウム液位の継続的な振動現象を実現するため、SIMMER-IIIによるサーベイ解析を実施した。その結果、液位振動の振幅や継続時間に対する実験条件の影響が定量的に明らかになり、具体的な実験条件を決定するために必要な知見が得られた。

論文

Validation of three-dimensional finite-volume-particle method for simulation of liquid-liquid mixing flow behavior

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.

論文

Effect of porosity distribution on two-phase pressure drop in a packed bed

栗崎 達也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の炉心部での燃料デブリの冷却(インプレース冷却)における冷却性を評価するにあたっては、デブリベッド内の気液二相流の圧力損失の評価が重要な要素の一つである。その予測式としてはLipinskiモデルが提案されているものの、空隙率の空間分布が均一でない場合には予測精度が低下すると考えられる。そのため、空隙率分布が均一でない充填層での気液二相流の圧力損失を測定する実験を行い、流路断面を分割することにより圧力損失を評価するようLipinskiモデルを修正した。その結果、修正Lipinskiモデルは元のLipinskiモデルよりも良好に実験値を予測することを確認した。

論文

Results of an out-of-pile experiment for fragmentation of a simulated molten core material discharged into a shallow sodium pool

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

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 4 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、溶融炉心物質が制御棒案内管を経路として炉心入口プレナム中へ液柱状に流出すると考えられる。この時、炉心入口プレナムは高さと容積が少ない領域であるため、流出した溶融炉心物質は当該プレナムの底板に液柱状のまま衝突する可能性が高い。本研究では、炉心入口プレナム領域と同様、深さの浅いナトリウム中に流出する溶融炉心物質の微粒化挙動を解明するため、模擬溶融炉心物質として溶融アルミナをナトリウム中に放出させる炉外試験を実施した。その結果、少量の塊状のアルミナ固化物がナトリウム中に設置した底板上に見られたが、大半の溶融アルミナは微粒化し、デブリとなって底板上に堆積した。この結果から、溶融炉心物質は深さの浅いナトリウム中に流出する場合でも微粒化し、急速に冷却され得ることが分かった。

論文

Particle-based simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test

守田 幸路*; 小川 竜聖*; 時岡 大海*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

EAGLE炉内ID1試験は日本原子力研究開発機構によって実施され、FAIDUSと称される内部ダクト付き燃料集合体からの早期燃料流出を模擬したものである。試験で生じた早期ダクト破損は、燃料とスティールから構成される溶融プールからの高い熱流束によるものと解釈されている。試験後の分析からは、壁面に燃料クラストが形成されない状況において、高い熱伝導度を有するプール中の溶融スティールによって溶融プールからダクトへの伝熱が効果的に促進されたことが示唆されている。本研究では、多成分多相流の粒子法に基づいた完全ラグランジェ法を用いて溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を分析した。プール中の溶融スティールと燃料の混合と分離挙動およびこれらの挙動がプールからダクトへの伝熱に与える影響を調べるため、燃料ピンの崩壊、溶融プールの形成およびダクト壁の破損に至る一連の挙動を模擬した。現在の2次元粒子法シミュレーションでは、10MW/m$$^{2}$$を超える壁面への大きな熱負荷は、核発熱を伴う液体燃料が壁面へ直接接触することによるものであることが示された。

論文

Numerical simulation on self-leveling behavior of mixed particle beds using multi-fluid model coupled with DEM

Phan, L. H. S.*; 大原 陽平*; 河田 凌*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 田上 浩孝

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10

燃料デブリベッドの自己平坦化挙動は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故(CDA)の安全評価における主要現象の1つである。SIMMERコードはSFRのCDA解析のために開発され、安全評価のみならずCDA時の主要な伝熱流動現象の数値解析に適切に適用されてきた。しかしながら、SIMMERの流体モデルは、個々の粒子特性のみならず、粒子間の強い相互作用を表現することは困難である。この問題を解決するため、SIMMERの多流体モデルと粒子に対する個別要素法(DEM)とを結合させた新しい手法を開発し、多相流における流体と粒子との相互作用および粒子挙動を適切に評価することを試みてきた。本研究では、DEMと結合したSIMMERコードの多流体モデルを検証するため、円筒状の粒子ベッドにガスを吹き込んだ自己平坦化試験シリーズの数値シミュレーションを行った。さらに検証を進める必要があるが、シミュレーション結果と試験結果とは適切に一致し、デブリベッドの自己平坦化を評価する手法としての潜在的な可能性を示した。DEMと結合したSIMMERコードは、SFRで粒子ベッドに関する安全評価のための次世代の計算手法として期待される。

論文

Investigation of the electronic structure and lattice dynamics of the thermoelectric material Na-doped SnSe

Wu, P.*; Zhang, B.*; Peng, K. L.*; 萩原 雅之*; 石川 喜久*; 古府 麻衣子; Lee, S. H.*; 組頭 広志*; Hu, C. S.*; Qi, Z. M.*; et al.

Physical Review B, 98(9), p.094305_1 - 094305_7, 2018/09

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

熱電材料であるNaドープしたSnSeについて、ARPES, 中性子回折, 中性子非弾性散乱でその電子構造と格子ダイナミクスを測定した結果を報告する。

論文

Estimation of porosity and void fraction profiles in a packed bed of spheres using X-ray radiography

伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 松場 賢一; 神山 健司

Nuclear Engineering and Design, 334, p.90 - 95, 2018/08

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

多孔質媒体を通過する二相流を理解することは、軽水炉のみならずナトリウム冷却高速炉を対象としたシビアアクシデント解析コードを開発する上でも必要なことである。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時には溶融燃料と冷却材が相互作用した結果として、多孔質状のデブリベッド内で気液二相流が形成されると考えられる。このような多孔質媒体中における二相流場の特性を明らかにするためには、局所的な空隙率とその分布を把握することが重要である。本研究では、X線ラジオグラフィを用いて球体充填層内における局所空隙率を測定するとともに、その径方向分布を評価し、従来の空隙率モデルと比較した。さらに、球体充填層内を通過する空気と水の二相流におけるボイド率の径方向分布を得た。

論文

Improvement of a physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing for core safety evaluation of SFRs

青柳 光裕; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.530 - 538, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

The SIMMER code has been developed to analyze event progression during core disruptive accidents (CDAs) in sodium-cooled fast reactors. One of key phenomena during CDAs is blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing since it affects reactivity. A physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing in the SIMMER code is improved in this study to dissolve some inconsistencies between the modeling and the physical phenomena involved in the solid-liquid mixture flow with freezing for more precise evaluation of CDA. The improved model is validated with a systematical procedure through a benchmark analysis of an experiment. Consequently, experimental penetration behaviors are simulated reasonably by the SIMMER code analysis with the improved model while excessive blockage formation occurred in the analysis with the original model.

論文

Sedimentation behavior of mixed solid particles

Sheikh, Md. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.623 - 633, 2018/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの堆積高さは、燃料デブリの冷却性及び臨界特性に影響する重要な要因の一つである。本研究では、燃料デブリの堆積挙動に関する実験データベースを構築するため、燃料デブリを模擬した特性(粒子径,密度,球形度等)の異なる固体粒子(アルミナ,スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる実験を行い、粒子ベッドの堆積高さを測定するとともに、均質粒子及び混合粒子から成るデブリベッドの堆積高さを予測する実験相関式を構築した。構築した実験相関式は粒子ベッドの堆積高さの測定結果と良く一致することを確認した。

論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

論文

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。

論文

Two-phase flow measurements in a simulated debris bed

伊藤 大介*; Rivera, M. N.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

Two-phase flow through porous media must be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor (LWR) but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). To construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations. In addition, X-ray radiography, which is very helpful to understand the two-phase structure inside the porous media, was applied to measure porosity and void fraction distribution in the packed bed of spheres.

論文

Numerical simulation of solid-particle sedimentation behavior using a multi-fluid model coupled with DEM

河田 凌*; 大原 陽平*; Sheikh, Md. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 鈴木 徹

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09

Numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multiphase and multicomponent flows in postulated core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particular difficulties in the safety analysis of liquid-metal cooled reactors. In a material relocation phase of CDAs, core debris may settle on the core-support structure and/or in the lower inlet plenum of the reactor vessel and then form the debris bed. In particular, the shape of debris bed is crucial for the relocation of molten core and heat-removal capability of the debris bed as well as re-criticality. In the present study, a hybrid numerical simulation method, which couples the multi-fluid model of the 3D fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze sedimentation and bed formation behaviors of core debris. In the present study, 3D simulations were performed for a series of particle sedimentation experiments with gravity driven discharge of solid particles into a quiescent cylindrical water pool. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different density or particle size as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with the experimental ones. They demonstrate the fundamental applicability of the present hybrid method to solid-particle sedimentation and bed formation simulations.

論文

Measurements of two-phase pressure drop in a simulated debris bed

Nava, M.*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07

Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in single and two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, in order to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.

論文

Characteristics of pressure drop and void fraction in a simulated debris bed

伊藤 大介*; Nava, M.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 4 Pages, 2017/06

Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.

論文

Basic visualization experiments on eutectic reaction between boron carbide and stainless steel under sodium-cooled fast reactor conditions

山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06

本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500$$^{circ}$$Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、B$$_{4}$$C-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをB$$_{4}$$Cペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりB$$_{4}$$C-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。

論文

Progress of design and related researches of sodium-cooled fast reactor in Japan

上出 英樹; 阪本 善彦; 久保 重信; 大木 繁夫; 大島 宏之; 神山 健司

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

東日本大震災以降、日本におけるナトリウム冷却高速炉の開発において安全性の強化、特にシビアアクシデント対策が重要な視点となっている。本論文ではこれらの点での設計ならびに研究開発の進捗を報告する。崩壊熱除去系の強化では炉心損傷事故時の対応を含む多様性、信頼性の向上、熱流動評価手法にかかる研究が行われている。炉心損傷事故時の溶融燃料の挙動について、国際協力を含む炉内試験、炉外試験、基盤的研究が行われ、シビアアクシデントの発生防止の観点での炉心設計改良が進んでいる。

論文

Fundamental experiments of jet impingement and fragmentation simulating the fuel relocation in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

SFRの炉心崩壊事故における再配置過程を模擬するため、低融点合金を低水深水プール中に落下させた。なおここで、ノズル出口と底板の距離は、微細化を起こすには不十分だと考えられる距離に設定された。実験の結果、融体は底板に衝突した後、底板に沿って全方向に広がる様子が観察された他、底板上の温度は融体の分散につれ急低下していることが確認された。この結果により、融体の微細化と急冷は、底板の存在により促進されたことが示唆され、さらに、この促進現象は融体が底板上での分散により強制的に接触表面積が増加したことによるものであると考察した。また、試験後には顕著に微細化したデブリが観察されたが、これは、融体と水の界面にて微細な蒸気泡が生成されたことにより形成されたものと考えられる。

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