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報告書

令和3年度研究開発・評価報告書 評価課題「高速炉・核燃料サイクル技術の研究開発」(事後評価・事前評価)

小西 賢介; 桾木 孝介

JAEA-Evaluation 2022-005, 106 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-005.pdf:3.06MB
JAEA-Evaluation-2022-005-appendix(CD-ROM).zip:30.93MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和2年4月22日改正)等に基づき、令和3年8月2日に「高速炉・核燃料サイクル技術の研究開発」に関する事後・事前評価を高速炉・核燃料サイクル研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、高速炉・核燃料サイクル研究開発・評価委員会は、原子力機構の第3期中長期目標期間(平成27年4月から令和4年3月まで)の7年間における「高速炉・核燃料サイクル技術の研究開発」の取組や成果等に関する聴取・審議を行い、その結果に基づき事後評価を実施した。また、第4期中長期目標期間(令和4年4月から令和11年3月)における研究開発の取組の方針及び計画の策定状況に関する聴取・審議を行い、その結果に基づき事前評価を実施した。そして、事後評価及び事前評価の結果は、評価理由及び提言・意見を含めて整理された各々の報告書(答申書)にまとめられた。本報告書は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」に基づき、研究開発評価の評価情報の国民への積極的な発信を目的として発行するものであり、高速炉・核燃料サイクル研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価項目について記載し、同委員会により提出された事後評価及び事前評価の報告書(答申書)を添付した。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 1; Outline of development project

宮原 信哉; 清野 裕; 大野 修司; 小西 賢介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、1982年に米国サンディア国立研究所(SNL)からそのオリジナルコードが導入されて以来、液体金属高速炉の確率論的リスク評価へ適用するために日本原子力研究開発機構(JAEA)において開発されてきた。CONTAIN-LMRコードは、高速炉の炉容器溶融貫通を伴う過酷事故時の格納容器内で起こる物理、化学、放射能状態を予測するための最確統合解析ツールである。また、本コードは事故時に環境中へ放出されるソースタームも予測することが可能である。本コードは、複数セル体系下でのセル間の熱と物質移行を考慮しつつ、事故時に起こるナトリウム燃焼、放射性エアロゾル挙動、ナトリウム-コンクリート反応やデブリ-コンクリート相互作用などのあらゆる重要な現象を相互の影響を考慮しつつ同時に扱うことができる。本論文では、原子力機構での開発経緯を簡単に紹介し、その後計算モデルの概要とコード検証例、コードの適用に関する今後の計画について述べる。

論文

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.

論文

Experimental studies on the upward fuel discharge for elimination of severe recriticality 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; Zuyev, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(9), p.1114 - 1124, 2014/09

AA2013-0469.pdf:1.18MB

 被引用回数:11 パーセンタイル:67.88(Nuclear Science & Technology)

Recently, a design option which leads molten fuel to upward discharge has been considered to minimize technical difficulties for practical application to JSFR. In the present study, a series of experiments which consisted of three out-of-pile tests and one in-pile test were conducted to investigate effectiveness of the upward discharge option on eliminating energetics potential. Experimental data which showed a sequence of upward fuel-discharge and effects of initial pressure conditions on upward-discharge were obtained through the out-of-pile and in-pile test. Preliminary extrapolation of the present results to the supposed condition in early phase of the CDA in the JSFR design, suggested that sufficient upward flow rate of molten-fuel was expected to prevent the core-melting from progressing beyond the fuel subassembly scale and that the upward discharge option would be effective in eliminating the energetic potential.

論文

Experimental study on fuel-discharge behavior through in-core coolant channels

神山 健司; 齊藤 正樹*; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 佐藤 一憲; 小西 賢介; Zuyev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vassiliev, Y. S.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.629 - 644, 2013/06

 被引用回数:18 パーセンタイル:80.11(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故において、燃料が炉心領域から流出することで厳しい再臨界事象の可能性が減じられる。制御棒案内管や内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)のような炉内冷却材流路は、内包される冷却材ナトリウムが溶融燃料を冷却する効果が限定される場合、効果的な燃料流出経路となり得る。本研究で行われた2つの試験シリーズにより、融体流出初期において冷却材の一部が蒸発し膨張することで流出経路が完全にボイド化すること、ボイド化した流路を通じて融体が大量に流出することが示された。よって、冷却材ナトリウムが溶融燃料を冷却する効果は限定されるため、炉内冷却材流路は、炉内の核的活性度を低減するのに効果的な燃料流出経路となり得る。

論文

Experimental studies on upward fuel discharge during core disruptive accident 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; Zuyev, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; et al.

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12

ナトリウム冷却高速炉での炉心崩壊事故におけるエネルギー放出の可能性を排除するため、内部ダクト付き燃料集合体が検討されている。近年、燃料集合体の製作にかかわる開発要素を低減するため、溶融燃料を上向きに流出させる設計選択肢が検討されている。本論文では、炉外試験シリーズと炉内試験について提示する。炉外試験は、上向き流出に関する駆動圧の影響を調べるために実施され、炉内試験は溶融燃料の上向き流出を実証するために実施された。これらの試験結果により、炉心溶融領域の拡大前に溶融燃料の大部分は上向きに流出することが示され、上向き流出型の内部ダクトの導入によりエネルギーが発生する事象が排除できる見通しを得た。

論文

Experimental study on material relocation during core disruptive accident in sodium-cooled fast reactors; Results of a series of fragmentation tests for molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 小西 賢介; 豊岡 淳一; 佐藤 一憲; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12

下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離に関する知見を得るため、ナトリウム中における溶融酸化物の微粒化試験を実施した。本試験では、内径40$$sim$$63mmのダクトを通じて約7$$sim$$14kgの溶融アルミナをナトリウムプール中(深さ1.3m,直径0.4m,温度673K)へ排出した。本試験における溶融アルミナの微粒化距離の評価値は既往研究における代表的な相関式による予測値よりも60$$sim$$70%程度低かった。本試験で得られた知見から、下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離は熱的相互作用によって大きく短縮される可能性を確認できた。

論文

Safety strategy of JSFR eliminating severe recriticality events and establishing in-vessel retention in the core disruptive accident

佐藤 一憲; 飛田 吉春; 小西 賢介; 神山 健司; 豊岡 淳一; 中井 良大; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vassiliev, Y. S.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.556 - 566, 2011/03

JSFR設計においては炉心崩壊事故における厳しい再臨界事象を排除することにより炉心物質の炉容器内保持を確実にすることとしている。本設計では起因過程における冷却材ボイド化による過大な反応度挿入を抑制するために最大ボイド反応度などの設計パラメータを適切に選定するとともに、CDAの主要課題であった全炉心規模の溶融燃料プール形成のリスクを集合体内部ダクトを導入することにより排除するものとしている。これらの設計方策の有効性をこれまでに得た試験データ及びこれらによって検証された解析モデルによる評価に基づきレビューした。この結果、現JSFR設計により厳しい出力バースト事象は排除できると判断された。

論文

SIMMER-III analysis of eagle-1 in-pile tests focusing on heat transfer from molten core material to steel-wall structure

豊岡 淳一; 神山 健司; 小西 賢介*; 飛田 吉春; 佐藤 一憲

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11

FBR実用化に向けての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、EAGLEプロジェクトを進めている。EAGLE-1プログラムでのIGRを用いた炉内試験から得られたデータを元に、溶融物質の構造材壁への伝熱特性を評価し、SIMMERコードの適用性について検討を行った。その結果、熱伝導解析コードTAC2Dによる評価では構造材壁への熱流束は約10MW/m$$^{2}$$と見積もられた。また、熱流束の値は溶融物中にスティールが存在するか否かによって決まることがわかった。一方、SIMMERコードを用いた評価では高熱流束を模擬できず過小評価してしまうため、このような現象の評価には溶融物質と構造材壁の間の熱伝達係数を3$$sim$$5倍することが必要であることがわかった。これら一連の評価によりSIMMERコードのモデル改良の必要性が示された。

報告書

冷却材流路を通じた溶融炉心物質の流出挙動に関する基礎試験

神山 健司; 磯崎 三喜男; 今堀 真司; 小西 賢介; 松場 賢一; 佐藤 一憲

JAEA-Research 2008-059, 33 Pages, 2008/07

JAEA-Research-2008-059.pdf:10.82MB

ナトリウム冷却高速増殖炉での炉心崩壊事故では、溶融炉心物質の一部が冷却材流路等を通じて炉心外へ流出する。溶融炉心物質との混合によって冷却材が急速に蒸発し、流路内から液相冷却材が排除されると、その後に流路内へ流入する溶融炉心物質の固化閉塞が生じ難くなる。このような特性は、溶融炉心物質の炉心外への早期流出を促進し、厳しい再臨界に至る可能性を低減する。本研究では、模擬物質として低融点合金と水を用い、実機相当以上の長さを有する冷却材流路を通じた融体流出試験を実施した。その結果、融体流入初期に冷却材の一部が蒸発し、下部プレナムとの接続部付近まで蒸気が拡大することで流出経路全体がボイド化することが示された。さらに、冷却材ボイド領域の拡大開始条件は融体熱量と冷却材の顕熱比並びに冷却材の加熱領域高さにて整理できること、並びに、冷却材ボイド領域の拡大過程での熱収支評価に際しては、流路壁面への膜状凝縮熱伝達を考慮する必要があることが明らかになった。これらの知見を酸化物融体とナトリウムを用いた試験結果に適用したうえで、実機条件における流出経路のボイド領域拡大挙動について考察した。

論文

The Result of a wall failure in-pile experiment under the EAGLE project

小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 237(22), p.2165 - 2174, 2007/11

 被引用回数:42 パーセンタイル:92.63(Nuclear Science & Technology)

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう高い熱流束存在の結果として生じていることがわかった。試験の結果は、溶融燃料の流出経路を通じた流出が早期に開始することを示唆しており、これは再臨界問題排除シナリオを構築するうえで有利な特性である。

論文

The Eagle project to eliminate the recriticality issue of fast reactors; Progress and results of in-pile tests

小西 賢介; 久保 重信*; 佐藤 一憲; 小山 和也*; 豊岡 淳一; 神山 健司; 小竹 庄司*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.

Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.465 - 471, 2006/11

FBRの実用化に向けて、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ている。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。本プロジェクトは、カザフ共和国の試験炉IGR及び関連施設を用い、炉内試験と炉外試験の特長を生かした試験計画としている。炉内試験計画は、8kgの燃料溶融を実現しナトリウムの存在する条件で燃料流出挙動を観察する炉内大規模ナトリウム試験を2回実施することにより実証性の高い実験的知見を得ることを目的として、小規模試験,中規模試験,大規模ドライ(ナトリウムなし)試験とステップアップするものとした。現在までに炉内大規模ナトリウム試験の1回目までを順次実施し、溶融燃料の早期の炉心外流出を示唆する試験結果を得た。これまでに得られた結果は、今後実施する最終試験の結果と併せて、実機評価の妥当性確認に活用される。

論文

The Result of medium scale in-pile experiment conducted under the EAGLE-project

小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.

Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 16 Pages, 2006/03

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう20MW/m$$^{2}$$もの高い熱流束の存在の結果として生じたことがわかった。

報告書

多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーションに関する研究; 多成分系の蒸発/凝縮過渡挙動に関する研究,1; 先行基礎工学研究に関する平成14年度共同研究報告書

守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 小西 賢介; 佐藤 一憲

JNC TY9400 2003-011, 56 Pages, 2003/04

JNC-TY9400-2003-011.pdf:2.31MB

炉心損傷事故時に生ずる多成分・多相流の複雑な熱流動現象に対する数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、原子炉の安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。本共同研究では、多成分系での相変化現象に対する安全解析コードの適用性を向上するため、非凝縮性ガス成分を含んだ蒸気泡の過渡的な凝縮挙動に対する物理モデルの開発と実験的研究を実施する。本年度は、非凝縮性ガスを用いた予備的な実験を行い、凝縮を伴わないラージスケール気泡の過渡挙動について基礎的な実験データを得た。また、ラージスケール気泡を扱うことのできるマルチスケール流動様式モデルを新たに高速炉安全解析コードに提案し、予備試験結果の解析に適用することに成功した。

報告書

FBR安全性実験炉における中性子ホドスコープシステムの検討

深野 義隆; 小西 賢介

JNC TN9400 2001-035, 65 Pages, 2001/02

JNC-TN9400-2001-035.pdf:2.64MB

FBR安全性炉内試験計画(SERAPH計画)では、試験燃料の運動に伴う密度変化を高い時間分解能で計測する必要がある。これを可能とする有力な計測システム候補として高速中性子ホドスコープシステムを検討し、概念構築を行った。本システムで用いる中性子検出器については、小型化及び感度の向上方策を検討し、設計概念を具体化した。また、3次元モンテカルロ計算によるコリメータ内中性子散乱挙動の評価及び光学的条件の検討により、コリメータ、スロット等のシステムの最適化を実施した。さらに、これら具体化された検出器概念、システム概念を基に、単ピン、複数ピン束、プール試験等主要試験の計測性能を定量化し、SERAPH試験に要求される計測性能を充足することを示した。

報告書

高密度比気液二相流に関する基礎研究(先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

三島 嘉一郎*; 日引 俊*; 齊藤 泰司*; 飛田 吉春; 小西 賢介; 鈴木 徹

JNC TY9400 2000-018, 72 Pages, 2000/07

JNC-TY9400-2000-018.pdf:3.92MB

高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料-スティール混合プールの沸騰挙動を解明するためには、溶融金属を含む気液二相プールの流動特性を把握することが必要である。これは、気体に対する液体の密度比が高いため、その流動特性が通常とは異なる可能性があるからである。そこで、本研究ではこのような高密度比気液二相流の流動特性に関する基礎研究として、中性子ラジオグラフィを用いて窒素ガス-溶融金属(鉛ビスマス)二相流の可視化・流動特性計測を行ない、気泡形状、ボイド率および液相の速度分布などの基礎データを取得するとともに、同データを活用してサイクル機構で開発中のSIMMER-IIIコードで用いられている運動量交換モデルの検証・改良を行った。中性子ラジオグラフィによる窒素ガス-溶融金属二相流の可視化では、ボイド率や気相流束が小さい場合には変形した楕円状気泡が現れ、大きい場合にはキャップ状気泡が現れることが確認された。また、実験結果を既存の実験相関式と比較することによりSIMMER-IIIコードに適用可能な相関式を提案した。さらに、金カドミウムトレーサを用いた可視化実験を行い、ボイド率の定量化に用いた画像処理法を応用することによって液相速度場が計測できることを示した。一方、SIMMER-IIIコードによる解析では、楕円状気泡が現れる場合は従来の運動量交換モデルを用いることが適切であり、キャップ状気泡が現れる場合は実験で提案された相関式を用いることによってSIMMER-IIIの予測精度が格段に向上することが明らかになった。さらに、気泡の形状に応じて運動量交操モデル中の抵抗係数を切り替える新たなモデルを提案し、気泡流領域の広いボイド率範囲にわたってSIMMER-IIIは高密度比気液二相流の流動を再現できるようになった。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,12; 炉内大規模ドライ試験の結果

小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Pakhnits, A. V.*; Gaidaichuk, V. A.*; et al.

no journal, , 

FBR実用化に向けての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のEAGLEプロジェクトを進めている。IGRを用いた炉内大規模ドライ試験(FD試験)を実施し測定データの概略評価を行った結果、相当量の試験燃料が溶融後早期にダクト構造を通じて流出したと推定された。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,13; 炉外ナトリウム試験の結果

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 島川 佳郎*; 小山 和也*; Zuyev, V.*; Vassiliev, Y. S.*; Kolodeshnikov, A.*

no journal, , 

再臨界問題排除の技術的見通しを得るためのEAGLEプロジェクト炉外試験シリーズにおいて、燃料模擬物質のアルミナをナトリウム流路中へ流出させる試験を実施した。その結果、ナトリウムが存在する条件でも燃料模擬物質が速やかに流出することが確認できた。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,14; 炉内中規模試験の結果と解釈

豊岡 淳一; 小西 賢介; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Pakhnits, A. V.*; Gaidaichuk, V. A.*; et al.

no journal, , 

FBRの再臨界問題排除を目指したEAGLEプロジェクトでは、溶融炉心物質の炉心外への流出開始条件に焦点を当てた炉内中規模試験(WF試験)を実施した。本試験の測定データの分析評価を行った結果、溶融燃料から流出経路壁を模擬した構造材壁への熱流束は極めて大きく、従来の解析モデルの予想を大きく上回る伝熱促進メカニズムが早期の流出経路壁破損をもたらしているとの結論を得た。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,15; 第1回炉内総合試験の結果

小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.

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ている。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回目を実施したので、過渡計測データに基づく分析結果を報告する。得られたデータは、ナトリウムを内包する流出経路の壁(ステンレス・スティール製)が溶融燃料から与えられる熱によって早期(燃料溶融後1秒程度)に破損すること、及び溶融燃料-経路間の壁破損時圧力差が小さい条件(0.03MPa程度)であっても、経路を通じた下方への流出が早期かつ顕著に生じることを示唆している。本試験データは、今後実施する2回目の試験データと併せて、実機評価の妥当性確認に活用される。

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