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守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 山野 秀将; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
JNC TY9400 2005-022, 119 Pages, 2005/08
JNC-TY9400-2005-022.pdf:10.85MB
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した。さらに、実験解析を通じて開発モデルの基本的な妥当性を確認するとともに、実機条件下での蒸気泡の凝縮挙動に対する高速炉安全解析コードの適用性について検討した。
山野 秀将; 小野田 雄一; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
JNC TN9400 2005-045, 123 Pages, 2005/06
JNC-TN9400-2005-045.pdf:18.37MB
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、溶融燃料/スティール混合物による沸騰プールを形成する可能性がある。このような沸騰プールの安定性に関する研究は事象推移に大きな影響を与えるため非常に重要であるが、実物質を用いた炉内試験はかなり限られている。そこで、CABRI-RAFT試験計画(1997年
2002年)のTPA2試験は、炉心物質の沸騰プール挙動を支配する燃料-スティール間熱伝達特性を調べる目的で、仏国IRSNとの共同研究として2001年にCABRI炉で実施された。試験では、12.3%濃縮度のUO
新燃料ペレットにステンレス・スティール球を埋め込んだテストカプセルを使用し、予熱段階を経て、燃料溶融およびスティール蒸発を生ずる過出力を印加した。過渡中に観察されたスティール蒸気の圧力発生挙動は極めて弱く、燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムの存在が示唆された。詳細な試験データ評価により、スティール球表面で生成されたスティール蒸気がスティール球自身を覆い、溶融燃料との接触を阻害するという現象が推定された。この蒸気のブランケッティング挙動が燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムであると考えられる。多相多成分熱流動解析コードSIMMER-IIIを用いて解析を実施した結果、熱伝達係数を特別に低下させることによって、試験で起きた圧力上昇および沸騰プール挙動をよく再現できた。
神山 健司; 久保 重信; 佐藤 一憲
JNC TY9400 2004-030, 103 Pages, 2005/02
JNC-TY9400-2004-030.pdf:19.37MB
要旨
山野 秀将; 小野田 雄一; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor, 54 Pages, 2004/10
TPA2試験は炉心損傷事故時の沸騰プールにおける燃料とスティールとの伝熱特性を調べることを目的として、カバーガス空間を設けたカプセル内にスティール球を内部に配した燃料ペレットにパルス過出力を印加させ、スティール蒸気の発生を実現させた。試験データ及び解析評価より、沸騰プール内伝熱は従来評価より小さく、その原因の一つとしてスティール周りの蒸気泡が伝熱を阻害したことが考えられる。また、浮力によりスティールは液体燃料内を浮上・分離することが推定された。
守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 佐藤 一憲
JNC TY9400 2004-013, 45 Pages, 2004/07
JNC-TY9400-2004-013.pdf:5.31MB
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、窒素を混合した水蒸気を用いた実験を行い、凝縮を伴わない比較的大きな気泡の過渡挙動について実験データを得た。また、高速炉安全解析コードを用いた実験解析を実施し、その妥当性について議論した。
久保 重信; 飛田 吉春; 川田 賢一; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; 神山 健司; 植田 伸幸*; 藤田 哲史; 丹羽 元
JNC TN9400 2004-041, 135 Pages, 2004/07
JNC-TN9400-2004-041.pdf:17.3MB
実用化戦略調査研究フェーズ2において、平成15年度に実施したナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討結果を示す。ナトリウム冷却大型炉及び中型炉について、炉心燃料設計及びプラント設計との整合性に配慮しつつ、再臨界回避方策として有望な概念を構築することを目的とし、これらの炉心を対象とした炉心流量減少時炉停止失敗事象の炉内終息性に関する諸検討を実施して以下の結果を得た。遷移過程での燃料流出促進策として提案されているABLE概念の有効性について解析評価を実施した結果、ラッパ管溶融に先行した燃料流出が実現できない見通しであることが分かった。一方、FAIDUS概念については、燃料流出見通しはあるものの、炉心性能等への影響が大きいことから、改良概念を提示し予備的な評価によりその性能見通しを示した。原子炉容器底部で多量の燃料の保持冷却を確保するための課題を軽減する観点から、炉心部での事故後の損傷炉心物質の保持・冷却が重要であり、ナトリウムのもつ高い冷却能力を考慮した評価を今後定量化していくことによって炉内終息が達成できる可能性があることを示した。 FAIDUS及びABLEを対象とした現時点までの解析評価による情報等に基づいて、今後検討が必要となる可能性のある試験課題とその実施方法を例示した。金属燃料炉心については、出口温度を550
、ボイド反応度を8ドル以下とした中型炉を対象とした起因過程解析を実施し、即発臨界には至らずマイルドに推移する結果を得た。起因過程末期から遷移過程にかけての挙動については不確かさが大きいが再臨界が回避される可能性が示されると共に、仮に遷移過程で燃料プールが形成される状況を想定しても、MOX燃料と比較して緩慢な推移を示すことが示された。
佐藤 一憲; Lemoine, F.*; Struwe, D.*
Nuclear Technology, 145(1), p.115 - 137, 2004/00
被引用回数：28 パーセンタイル：84.49(Nuclear Science & Technology)CABRI-2プログラムでは、Phenix炉で照射された中空/中実燃料を用いて、制御棒引き抜き事象に相当する緩慢な過出力型条件、及びシビアアクシデントの一つであるULOF(Unprotected Loss of Flow)型の過渡条件での試験を実施した。これらの試験からは、燃料条件や過渡条件に応じた破損/非破損データが得られ、これと既存CABRI試験やその他の実験的情報、さらには解析評価からの知見を総合することにより、高速炉燃料の過渡条件下での挙動、及び破損限界に係わる知見をまとめた。
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。
佐藤 一憲
動燃技報, (96), p.33 - 37, 1995/12
高速炉燃料の破損挙動と破損後物質移動挙動の解明を目的としたCABRI-2炉内試験計画(1987年1992年に過渡試験を実施)では、これに先行して行われたCABRO-1試験計画での急激な過出力条件下での知見を踏まえ、より緩慢な過出力条件下での挙動、および燃焼度やスミア密度等の燃料条件の影響の解明に重点をおいた試験を実施した。これらの試験に対する評価を通じて、FPガスに起因する過渡時燃料スエリングのメカニズムと破損限界の支配要素、破損後物質移動に係わる支配要素等の解明が進められ、この知見を解析コードの改良に反映することにより、安全評価手法の高度化が図られた。また、本総合評価は欧州の研究機関と共同によっておこなわれ、現象の理解や評価の考え方等についての共通認識が形成された。
野中 信之; 佐藤 一憲; 丹羽 元
動燃技報, (82), p.38 - 55, 1992/06
動燃事業団は昭和50年より国際共同CABRI炉内安全性試験計画に参加し,これまでに第1期計画(32試験)を終了すると共に,現在,高燃焼度燃料挙動を主な対象とする第2期計画(12試験)へと進展してきた。これ等の試験データとその評価を通じて,事故時又はシビアアクシデント時の燃料過渡挙動の解明と共に,その知見はSAS,PAPAS等の安全解析コードの開発・検証を通じ,実機の安全評価技術の高度化に大きく貢献してきた。本報告では,同試験計画における試験目的と内容を始め技術的な主要成果として,事故の影響緩和機構の解明と物性モデルの高度化・検証及び実機評価手法の改善とその効果の重要性についてまとめる。
野中 信之; 佐藤 一憲
Nuclear Technology, 98(1), p.54 - 69, 1991/00
被引用回数：22 パーセンタイル：86.34(Nuclear Science & Technology)高速炉シビアアクシデント研究の一環として炉心崩壊事故(CDA)の安全評価に重要なULOF起因過程のエネルギー放出挙動のCABRI-1炉内試験の解析評価,評価手法の改善,効果について成果をまとめたものである。CABRI-1試験評価では実機の反応度挙動に重要な燃料の軸方向膨張,燃料破損,破損後燃料運動現象に注目しPAPAS-2S,SAS3D,SAS4Aコードで広範なデータの詳細解析を行い現象解明によりULOF事象下でのエネルギー発生の抑制に働く自己制御メカニズムの特性,有効性を明らかとした。また知見を改良版SAS3Dコードの物理モデル改良に反映し実機評価手法の改善を行った。この手法をULOF事象解析に適用し自己抑制メカニズムを安全解析に反映することがエネルギー放出,事象進展を現実的に評価する上で重要かつ有効であることを確認した。
佐藤 一憲
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
本報告はCABRI-I炉内試験でのFP挙動につき、過渡後の詳細なPIE結果の分析と計算コードによる解析をもとに、仏日独英で行った共同評価のまとめである。結論は以下。1)エネルギー上昇速度の高いCABRI-Iの過出力条件下(20100kJ/g/s)では、固相燃料からのFPガス放出は小さく、溶融に伴う急激ガス圧による溶融キャビティ圧力上昇が被覆管破損の主要なメカニズムとなる。2)除熱低下の過渡条件により、被覆管による拘束が失われた状況ではFPガスによる大きな燃料スウェリングを生じ得る。3)燃料中のCsは溶融によって大部分が放出されるが、固相燃料からの放出は一部にとどまる。4)過渡後に液相Naが放出されたCsを浸漬する状況ではNaがCsを有効にトラップし得る。5)溶融燃料と溶融スティールの混合により燃料中の金属FPはスティール中に移行しトラップされる。
佐藤 一憲
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
本報告はCABRI-I炉内試験における破損前燃料挙動について、非破損試験データを主体に英日独仏で行った解析評価のまとめであり、PNCは特にFCMI(燃料-被覆管機械的相互作用)挙動等についての試験結果の客観的解釈の観点から貢献した。主な結論は以下。1)固相燃料によるFCMI負荷は燃料スミア密度、FPガスによるスウェリング及び過出力のエネルギー上昇速度に支配され、高スミア密度、高FPガス保持、低エネルギー上昇速度の条件で顕著となる。2)負の反応度効果として重要な軸方向燃料膨張は被覆管による拘束の有無によって支配され、固相燃料によるFCMIを生じない未照射燃料及び除熱低下により被覆管温度が上昇してFCMIが緩和される状況下では燃料の自由熱膨張により有効な伸びを生ずる。3)非破損の燃料溶融試験の解析評価を通じて破損前の燃料の熱的状態を確認する等により、燃料破損及び破損後挙動評価の基本条件の妥
佐藤 一憲; 浅賀 健男; 山本 一也
Evaluation of Material Coolant Interaction and Material Movement and Relocation in Liquid Metal Reac, ,
高速炉における制御棒誤引抜事象を想定すると原子炉出力は定格出力Poに対し、数Po%/秒程度で上昇する。このような過出力条件下での燃料挙動及び破損限界について、TREAT、SLSF、CABRI、EBR-IIでの炉内試験の結果を比較するとともに、最近のCABRI試験結果に対する解析評価を行た。燃料破損メカニズムとしては高温化した燃料内のFPガスによる燃料スエリングと燃料溶融に伴う溶融領域圧力の上昇が重要であり、これらの共に高燃料スミア密度あるいは高FPガス保持の燃料条件で顕著となり、破損限界が下がる傾向がある。一方、中空ピレットなどの低スミア密度燃料では極めて高い破損限界が得られる。本評価を通じて過出力時の燃料挙動に関わる一般性を持った理解が得られた。
佐藤 一憲; Papin, J.*
Int.Top.Mtg.on Sodium Cooled Fast React, ,
CABRI-2試験計画ではスミア密度の異なる2種の照射済燃料を用い、除熱低下と加熱速度の異なる全12種の過渡試験を実施した。これらの最新データと共に既存の炉内・炉外試験のデータを総合的に分析し、過渡中のFPガス挙動の理解を深めた。この理解に基づきPNC、KfK、CEAでは各解析コードを用いたCABRI-2試験解析評価を実施した。この結果、低スミア密度燃料では燃料溶融領域の圧力上昇による破損となるのに対し、高スミア密度燃料では燃料溶融が低い段階での固相燃料のFPスエリングによる破損となることが示された。また前述の総合分析に基づく解析モデルの改良により、このようなFPスエリング及び被覆管破損の定量評価の見通しが得られた。
丹羽 元; 飛田 吉春; 守田 幸路; 佐藤 一憲; 野中 信之; 近藤 悟
アメリカANS主催、ARS '97, ,
FBRの実証化を目指すにおいては、経済性の追求に見合った安全性のレベルが要求される。即ち、炉容器や格納施設の簡素化、燃料・炉心の高性能化のためには関連する安全性の課題が実証データをもってクリアされることが必要である。また、FBR実証炉に対する社会的受容性を増す為には、炉心損傷時の再臨界問題の解決は必須である。SERAPH計画はこのような問題の解決に貢献するためのFBR炉内安全性試験計画あり、主要課題として(1)CDA時の再臨界事象の排除、(2)炉心局所事故時の冷却性限界、(3)高性能燃料の過渡時健全性の3つを選定し、各々について、実用化時代のあるべき安全論理、その具体化に必要な炉内試験、期待される試験結果の反映方法、試験実現のための施設への要求条件の検討を行った。例えば、CDA時再臨界排除の課題では、許認可におけるCDAの除去を目標とし、そのためには機械的エネルギー発生につながる得る再臨界事象を排除する
