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論文

High temperature oxidation test of simulated BWR fuel bundle in steam-starved conditions

山崎 宰春; Pshenichnikov, A.; Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; 徳島 二之*; 青見 雅樹*; 坂本 寛*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/10

燃料集合体の酸化及び水素吸収はその後の事故進展挙動に影響を与えることから、PWR燃料集合体では、実効的な水蒸気流量としてg-H$$_{2}$$O/sec/rodという単位が導入されており、事故進展評価の重要なパラメータといて用いられている。一方BWRにおいては、燃料集合体の構成がPWRとは異なることにより、PWRで用いられている規格化された水蒸気流量ではチャンネルボックスの内外での酸化及び水素吸収の差が正確に評価できない。そのため、PWRで用いられているg-H$$_{2}$$O/sec/rodという規格化された水蒸気流量に代わる、適切な評価パラメータがBWRでも必要である。そこで、ジルカロイの水蒸気枯渇条件での酸化及び水素吸収データを取得するため、実機を模擬したBWRバンドル試験体を用いて高温酸化試験を行なった。BWRにおける水蒸気流量を規格化するため、水蒸気流路断面積を考慮したパラメータを検討した。

論文

Development of numerical simulation method for melt relocation behavior in nuclear reactors; Validation and applicability for actual core structures

山下 晋; 徳島 二之*; 倉田 正輝; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00567_1 - 16-00567_13, 2017/06

過酷事故時の炉心溶融物の移行挙動を詳細に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法JUPITERを開発している。BWRの制御棒、燃料支持金具、燃料集合体といった複雑構造物やその溶融移行挙動を表現するために精度、効率、安定性及び堅牢性に優れた数値計算手法を適用した。本論文では、実機炉内構造物へのJUPITERの適用性と妥当性を評価するために、実機炉内構成材中の溶融移行予備解析を実施すると共に、基礎的な問題と、複雑な実験解析によりJUPITERの妥当性を検証した。その結果、予備解析では多成分での溶融移行挙動と凝固挙動を安定的評価できることを確認した。また、検証解析では、実験結果と良好な一致を示した。これらの結果から、JUPITERは、RPV内における溶融物移行挙動評価手法としてポテンシャルを有していることが明らかになった。

論文

Control blade degradation test under temperature gradient in steam atmosphere

柴田 裕樹; 徳島 二之; 坂本 寛*; 倉田 正輝

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.1033 - 1042, 2016/09

制御棒ブレード崩落過程の理解のため、模擬制御棒ブレード試験体を用いて、温度勾配、温度上昇条件におけるアルゴンまたは水蒸気雰囲気下での制御棒ブレード崩落試験を実施した。水蒸気流量が燃料棒1本あたり0.0125g/sの場合、制御棒ブレードとチャンネルボックス、燃料棒被覆管は共に破損、溶融し、特にそれは試験体上部で顕著であり、この結果はアルゴン雰囲気での試験結果とほぼ同じであった。一方、水蒸気流量が燃料棒1本あたり0.0417g/sの場合は、上記の場合と異なっており、制御棒ブレードのみが先に破損、溶融していき、試験体下部の方でステンレス/炭化ホウ素-溶融物とジルカロイの共晶反応が起きていた。これらの結果から、ジルカロイに形成される酸化膜の厚さが大きく影響すると考えられる制御棒ブレードの崩落に関して、燃料棒1本あたりの水蒸気流量0.0125と0.0417g/sの間に制御棒ブレードの崩落挙動のしきい値が存在する可能性が示唆された。

論文

Corium stratification test using intermediate products of degraded core materials in severe accident of BWR

徳島 二之; 白数 訓子; 星野 国義*; 小原 浩史*; 倉田 正輝

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.1055 - 1063, 2016/09

シビアアクシデントの燃料溶融段階において、その過程で形成される中間生成物が事故進展に影響を及ぼすことが予期される。これらは酸素ポテンシャルや温度にも影響を受け、燃料デブリのリロケーションや成層化を評価するうえで非常に重要である。これらを評価するために、異なる酸素ポテンシャル条件で、2種類の試験を実施した。採用する中間生成物は、我々の過去の制御棒ブレードとチャンネルボックスの溶融・崩落試験から得られた知見により決定した。試験の結果、雰囲気の酸素ポテンシャルが、金属相のウランの濃度に大きく影響を及ぼすことが確認された。また、中間生成物として採用したB$$_{4}$$C-Fe合金が、UO$$_{2}$$とZrの相互作用を軽減することが確認された。

論文

Development of numerical simulation method for melt relocation behavior in nuclear reactors; Validation of applicability for actual core support structures

山下 晋; 徳島 二之; 倉田 正輝; 高瀬 和之; 吉田 啓之

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 5 Pages, 2016/06

原子力機構では、過酷時炉心溶融の挙動解明に資することを目的として、多相多成分熱流動数値解析手法(JUPITER)の開発を行っている。前報までに、炉心と下部プレナムを簡略模擬した体系において、発熱する物質と非発熱物の溶融移行挙動の計算を行い、定性的ではあるが、大規模体系においても安定に機能的に要求される結果が得られることを確認した。また、酸化反応モデル組込結果については、Baker-JustやCathcart-Pawelモデルといったアレニウス型のモデル式をJUPITERに導入し、JUPITER上で酸化膜厚や酸化発熱量の計算が可能であることを確認した。一方で、高温溶融物移行挙動解析機能の検証や実機炉内構造物中での溶融物移行挙動の不確かさといった問題がある。本報告では、形状による不確定性の緩和を目的として実機炉内構成材をできる限り正確に模擬した体系における溶融移行挙動計算及び、溶融移行挙動計算の妥当性の検証を目的とした実験解析を行った結果を示す。

論文

JUPITERコードによる過酷時炉内構造物内の溶融物移行挙動に関する数値的検討

山下 晋; 徳島 二之; 倉田 正輝; 高瀬 和之; 吉田 啓之

日本機械学会第28回計算力学講演会論文集(CD-ROM), 3 Pages, 2015/10

原子力機構では、過酷事故時炉内状況の詳細な把握に向けて、多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本研究では、JUPITERの形状入力データとして、3次元CADにより作図された詳細な炉心支持構造物を用い、その構造物間での溶融物の移行挙動予備解析を実施した。また、JUPITERの妥当性検証の一環として、模擬炉心支持構造物内での溶融物の流動挙動試験結果との比較検討を行った。その結果、予備解析では、複雑な炉心支持構造物内を溶融炉心が相変化をしながら移行していく挙動や、燃料支持金具等を破損させる挙動等を確認することができた。また、検証計算では、定性的ではあるが、実験結果と比較を行い、境界条件や物理モデルの更なる精度向上が必要であることを確認した。

論文

Liquefaction interaction between oxidized Zircaloy and other fuel assembly components of BWR in the early stage of fuel assembly degradation

徳島 二之; 柴田 裕樹; 倉田 正輝; 澤田 明彦*; 坂本 寛*

Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2015), Conference Proceedings, Poster (Internet), p.478 - 485, 2015/00

ジルカロイとその他の燃料構成部材との間の液相化反応への酸化膜の抑制効果を調査するために、2種類の試験を実施した。試験の結果、典型的な事故条件下で形成すると推測される酸化膜よりも薄い厚さであるわずか30マイクロメートルの酸化膜においても、ステンレスの融点以下の温度においては、顕著な液相化反応への抑制効果を持つことが確認された。また、酸化膜はガスの流れが制限される部材間の狭い領域においても形成することが確認され、上部端栓の上部タイプレートの内側の隙間においても液相化反応は抑制効果は十分に確認された。一方、軸方向の酸化膜において厚さの違いが確認された。酸化膜厚さの成長速度を詳細に評価する際には、水蒸気量を正しく見積もる必要があると考えられる。

論文

Thermophysical properties of BaUO$$_{4}$$

田中 康介; 徳島 ニ之*; 黒崎 健*; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*

Journal of Nuclear Materials, 443(1-3), p.218 - 221, 2013/11

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

BaUO$$_{4}$$の単相試料を調製し、熱膨張係数,弾性定数,熱伝導率,デバイ温度を評価した。

論文

Thermal conductivities of Cs-$$M$$-O ($$M$$ = Mo or U) ternary compounds

徳島 ニ之*; 田中 康介; 黒崎 健*; 儀間 大充*; 牟田 浩明*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1215, p.151 - 156, 2010/10

ホットプレス及び放電プラズマ焼結(SPS)により製造したCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$及びCs$$_{2}$$UO$$_{4}$$の熱伝導率を測定した。その結果、これらの熱伝導率はUO$$_{2}$$及びMOX燃料に比べ低い値となることがわかった。

口頭

高燃焼度MA含有MOX燃料における核分裂生成物化学形の予測評価

田中 康介; 逢坂 正彦; 黒崎 健*; 徳島 ニ之*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*; 宇埜 正美*

no journal, , 

高速炉の実用化段階における燃料形態の最有力候補と位置づけられているMA含有MOX燃料において、燃焼計算によるFP生成量,化学熱力学的手法を用いた燃焼に伴う酸素ポテンシャル変化及びこれらを用いた化学平衡計算を実施することにより、照射初期から高燃焼度領域までに生成するFPの化学形について予測評価を実施した。

口頭

アルカリ土類金属とU及びPuからなる複合酸化物の物性評価

田中 康介; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 関 崇行*; 鹿志村 直樹*; 黒崎 健*; 徳島 ニ之*; 牟田 浩明*; 大石 佑治*; 山中 伸介*

no journal, , 

MOX燃料の高燃焼度領域において生成,析出するアルカリ土類金属(Ba, Sr)とアクチニド(U, Pu)から成る三元系複合酸化物を調製し、それらの物性を評価した。

口頭

Numerical simulation of the melt relocation behavior in fuel assembly scale structures

山下 晋; 徳島 二之; 吉田 啓之; 倉田 正輝

no journal, , 

過酷事故時炉心溶融進展の詳細な予測と過酷事故解析コードの予測精度向上に資するために、原子力機構では炉心溶融挙動を現象論的に評価するための解析コードJUPITERの開発とそれを検証するための模擬実験を実施している。本研究では、JUPITERを実機を正確に模擬した燃料支持構造物体系での溶融移行挙動解析と、JUPITERの有効性を確認するために燃料支持構造物を簡略模擬した体系における溶融物移行挙動実験との定性的な比較を行った。その結果、実験解析では実験結果と同様な傾向を示すことが明らかになり定性的ではあるがJUPITERの有効性を確認することができた。また、詳細な炉内構造物中の移行挙動解析では、非常に複雑な構造物中においても安定的に計算ができることを確認した。これらより、JUPITERは溶融移行挙動を詳細に予測する能力を有することが明らかになった。

口頭

Degradation test using control blade applied for BWRs in Japan

柴田 裕樹; 徳島 二之; 坂本 寛*; 倉田 正輝

no journal, , 

B$$_4$$C制御材とステンレス制御棒被覆管との共晶反応が、燃料崩落が起こる温度の2200$$pm$$200$$^{circ}$$Cよりずっと低い1250$$^{circ}$$C近辺であるため、BWRの制御棒ブレード崩落はシビアアクシデントの初期の段階で起こると考えられ、制御棒ブレード崩落はその周りの材料との化学的相互作用のためその後の燃料集合体の崩落過程に大きく影響すると考えられる。そこで本研究では、予備試験としてアルゴン雰囲気下でシビアアクシデント条件である軸方向に温度勾配があり急速昇温可能な装置を開発し模擬制御棒ブレード試験体を用いて材料間の化学的相互作用による成分の軸方向への再分布について調べたところ、相互作用により生成物は二相となり軸方向に再分布すること、ステンレスとB$$_4$$Cの反応溶融物と数$$mu$$mの酸化膜が付いているZry間の化学相互作用は抑制されず進展することが明らかとなった。さらに、予備試験として小型の試験体を用いて水蒸気雰囲気での材料間の化学的相互作用に対する酸化膜の影響を調べたところ、酸化膜だけではなく酸素固溶したZryでも相互作用を抑制することが明らかとなった。

口頭

炉内構造物の混合・相分離試験

徳島 二之; 白数 訓子; 星野 国義*; 小原 浩史*; 倉田 正輝

no journal, , 

シビアアクシデントの燃料溶融段階において、その過程で形成される中間生成物が事故進展に影響を及ぼすことが予期される。これらは酸素ポテンシャルや温度にも影響を受け、燃料デブリのリロケーションや成層化を評価するうえで非常に重要である。これらを評価するために、異なる酸素ポテンシャル条件で、2種類の試験を実施した。採用する中間生成物は、我々の過去の制御棒ブレードとチャンネルボックスの溶融・崩落試験から得られた知見により決定した。試験の結果、雰囲気の酸素ポテンシャルが、金属相のウランの濃度に大きく影響を及ぼすことが確認された。また、中間生成物として採用したB$$_{4}$$C-Fe合金が、UO$$_{2}$$とZrの相互作用を軽減することが確認された。

口頭

シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化,1-4; ジルカロイ酸化/水素化モデルの整備

山崎 宰春; Pshenichnikov, A.; 永江 勇二; 倉田 正輝; 坂本 寛*; 徳島 二之*; 青見 雅樹*

no journal, , 

本研究では、被覆管の水蒸気が枯渇した条件での被覆管の酸化、及び水素吸蔵現象をモデル化することを目的とし、異なる2つの水蒸気供給速度による酸化/水素吸蔵挙動の違いに係るデータを取得した。これまで被覆管1本での酸化/水素吸蔵挙動を把握し、モデル化を進めているが、BWRではチャンネルボックスの酸化をモデルに考慮する必要があると考えられる。そこで、被覆管4本の周囲にチャンネルボックスを配置した試験体を用いて、1300$$^{circ}$$Cで酸化/水素吸蔵挙動試験を実施した。水蒸気供給量が少ない場合、試験体チャンネルボックス内上部にて酸化膜が減少するとともに水素吸蔵量が増加し、被覆管1本での試験で認められた酸化/水素吸蔵挙動と同じ傾向が見られた。

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