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論文

Experiment and new analysis model simulating in-place cooling of a degraded core in severe accidents of sodium-cooled fast reactors

今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akaev, A.*; Mikisha, A.*; Baklanov, V.*; Vurim, A.*

Annals of Nuclear Energy, 194, p.110107_1 - 110107_11, 2023/12

In severe accidents of SFRs, the cooling of the residual core materials, which is called "in-place cooling", is one of the important factors for In-Vessel Retention (IVR). For the evaluation, behavior of the in-place cooling was analyzed by the SIMMER-III code. In order to understand the in-place cooling, method of Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT) was applied. Based on the result, an out-of-pile experiment which focused on the extracted factors was conducted. In the experiment, continuous oscillation of sodium level was observed by sodium vaporization and condensation. Analysis for the out-of-pile experiment was conducted by SIMMER-III, but the results were different between the experiment and the analysis. By investigation of the analysis result, it was revealed that the difference was due to occupation of non-condensable gas. Therefore, an analysis model of inter-cell gas mixing was newly developed, and the agreement was significantly improved by the new model.

論文

Study on the discharge behavior of the molten-core materials through the control rod guide tube; Investigations of the effect of an internal structure in the control rod guide tube on the discharge behavior

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09

炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。

論文

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故における炉心残留燃料の冷却性評価手法の開発に関する試験と解析

今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akayev, A. S.*; Mikisha, A. V.*; Baklanov, V. V.*; Vurim, A. D.*

第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07

高速炉の炉心崩壊事故での炉心からの燃料流出後の残留炉心物質の冷却性は、炉心物質の配置に大きな影響を与え、それは炉容器内保持(IVR)達成の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、その評価のため、実機の炉心での挙動をSIMMER-IIIで解析し、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によって抽出された熱流動現象に着目した実験をEAGLE-3のフレームワークで実施した。実機のインプレース冷却の段階で発生し得る継続的な液位振動が実験では観察され、SIMMER-IIIで解析を実施した。解析結果の調査から、実験結果と解析結果の差異は、ナトリウム液位の上での非凝縮性ガスの残存と占有によることが分かったが、これは実験では非現実的だと考えられる。この問題を解決するため、非凝縮性ガスとナトリウム蒸気のガス混合モデルを開発し、その新モデルにより実験結果と解析結果の一致が大幅に改善された。

論文

A Status of experimental program to achieve in-vessel retention during core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04

To achieve in-vessel retention for mitigating the consequences of core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors, controlled material relocation (CMR) has been proposed as an effective safety concept. CMR is not only aiming at eliminating the potential for exceeding prompt criticality events that affect the integrity of the reactor vessel, but also enhancing the potential for the in-vessel cooling of degraded core materials during CDAs. Based on this concept several design measures have been studied, and, to evaluate their effectiveness, experimental evidences to show relocation of molten-core material were required. With this background, a series of experimental program called EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities) has been carried out collaboratively over 20 years between Japan Atomic Energy Agency and National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNC/RK) using an out-of-pile and in-pile test facilities of NNC/RK. The EAGLE program is divided into three phases, they are called EAGLE-1, EAGLE-2 and EAGLE-3, to cover whole phase after core-melting begins. The subject for EAGLE-1 and the first half of EAGLE-2 is CMR in the early phase of CDA in which the core melting progresses rapidly driven by positive reactivity insertions. The subject for the latter half of EAGLE-2 and whole EAGLE-3 is CMR in the later phase of CDA in which the gradual core melting by decay heat and relocation and cooling of degraded core materials occurs. In the paper, the major achievement of the EAGLE program and future plans are presented.

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:67.72(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 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

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

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:92.6(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。

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,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。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,18; 第2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.*; 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、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、試験炉IGR及び炉外試験施設等を用いた試験研究を進めてきた。IGR炉内試験においては、約8kgの燃料溶融を実現して経路(初期にナトリウムを内包)を通じた燃料流出挙動を観察するIGR炉内総合試験の2回目を実施した。本報では測定データの概略評価結果を報告する。2回目の炉内総合試験により投入エネルギーが比較的小さい場合の燃料流出特性を調べた結果、1回目の試験の結果と比較して壁破損タイミングがやや遅れ、燃料流出が間欠的に生じた。今後の試験体分解観察により、試験後の物質分布と流出量を明らかにする。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,19; 中性子検出器信号による燃料移動状況の同定

小山 和也*; 猿山 一郎*; 小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; Vurim, A. D.*; Pakhnits, A. V.*; et al.

no journal, , 

FBRの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。炉内試験の試験体内に設置した検出器と、IGR炉出力測定用の検出器の2種類の中性子検出器の信号を分析し、溶融した燃料の移動情報が含まれているとの見通しを得た。また、炉出力測定用の検出器信号に試験燃料の移動による影響が現れていることを確認し、燃料移動測定の基礎的な知見が得られた。

口頭

Overview on the EAGLE experimental program aiming at resolution of the re-criticality issue for the fast reactors

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

no journal, , 

原子力機構とカザフ国立原子力センターとの協力関係の下、2006年8月までにEAGLE炉内外試験計画が遂行された。これらの試験の目的は、(1)ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時の再臨界問題を排除するために導入された設計概念の有効性を実証すること、及び、(2)炉心領域から溶融炉心物質が早期に流出し周辺ナトリウム領域に再配置する過程の基礎的な知見を得ることである。最終段階の炉内試験は、排出ダクト付き燃料集合体の設計概念に対応する構造が試験体内に設けられ、事故条件を適切に模擬した条件下で実施された。これらの試験を行った結果、燃料-スティール混合プールの生成からダクトを通じた溶融燃料の流出に至る一連の過程を観察することに成功した。主要試験結果はFaCTのレファレンス設計に対するULOF解析評価の妥当性を支持し、再臨界問題の排除が可能であることを予測するものである。

口頭

高速炉の炉心安全向上のためのEAGLEプロジェクト,20; ID1試験における燃料プールの伝熱性評価

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。IGRを用いた第1回目の炉内総合試験(ID1試験)について、溶融炉心を模擬した燃料/スティール混合プール内及びプールに接する構造材壁への伝熱挙動を解析モデルにより評価した。その結果、燃料エンタルピの増加とともに構造材壁への伝熱は大きくなり、特にソリダス条件以上では極めて高い伝熱となり、構造材壁破損時の平均エンタルピはソリダスとリキダスのほぼ中間にあたる、との評価結果を得た。

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上向き流出にかかわる試験研究

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; Vurim, A. D.*; Pakhnits, A. V.*; Gaydaychuk, V.*; Vasilyev, Y.*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故(CDA)の影響緩和方策として、溶融燃料の炉心外への流出を促進する内部ダクト付き燃料集合体の導入が検討されている。本発表ではナトリウム炉外試験及び炉内試験の結果をもとに、溶融燃料を上向きに流出させる設計方策の有効性について説明する。

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流出挙動に関する試験研究; 炉内試験体の試験後検査結果

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 松場 賢一; 飛田 吉春; 豊岡 淳一; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V.*; Kukushkin, I.*; Vurim, A. D.*; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に生じる溶融炉心物質の流出挙動に関わる試験データベースを拡充するため、燃料集合体を溶融・流出させた炉内試験体を対象に試験後検査を実施し、溶融炉心物質の流出量、燃料とスティール成分の分布等に関わるデータを取得した。

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