A Quantitative method of eutectic reaction study between boron carbide and stainless steel

Hong, Z.*; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; Liao, H.*; Yang, H.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*

Annals of Nuclear Energy, 180, p.109462_1 - 109462_9, 2023/01

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109462

実機制御棒の模擬材として、BC材とSUS304を用いて一連の実験を実施した。1450K-1500Kの温度範囲で共晶反応速度定数を得た結果、本研究で得られた反応速度定数は参照値と一致した。また、反応面の微細構造を観察し、組成分析を行った。

Development of methodology to evaluate mechanical consequences of vapor expansion in SFR severe accident transients; Lessons learned from previous France-Japan collaboration and future objectives and milestones

Bachrata, A.*; Gentet, D.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; 久保田 龍三朗*; 曽我部 丞司; 佐々木 啓介; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信

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

日仏協力の枠組みにおける目的の1つは、計算方法を定義および評価し、ナトリウム高速炉(SFR)における重大事故シナリオの現象とその結果を調査することである。SFRのナトリウムプレナムで発生する燃料-冷却材相互作用によって生じる構造物の機械的応答を評価するための方法論は、2014-2019年の日仏協力の枠組みの中で定義された。2020-2024年の期間に広がった枠組みについて、主な目的とマイルストーンを本論文で紹介する。研究の目的は、原子炉容器の機械的強度の限界と重大事故により受ける機械的荷重との間のマージンを包括的に扱うことである。この目的のため、SIMMERコードを使ってSFRの炉心損傷事故を解析する。流体構造の相互作用については、流体構造ダイナミクスツール(CEA側はEUROPLEXUS、JAEA側はAUTODYN)を用いて評価する。本論文では、ホットプレナムの蒸気膨張過程の評価を示すため、ベンチマーク研究について説明する。そのために、蒸気膨張に至る、出力逸走後のASTRID 1500MWth炉心が損傷した状態に基づく共通入力データを使用する。本研究では、SIMMER入力データにおいて事故時の緩和デバイスであるトランスファーチューブの作用を制限し、溶融炉心物質を上向きに流出させることによって、最も厳しいケースを示した。本論文では最も厳しいケースを示したが、EUROPLEXUSとAUTODYNの両方の計算結果で、原子炉容器の有意な変形は生じなかった。これは、炉心膨張過程で想定した機械的エネルギーが小さかったためである。

Reviews of experimental studies on various geometrical contact modes of vapor explosions

H.-S.Park*; 山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 工藤 保; 杉本 純

JAERI-Review 96-018, 46 Pages, 1996/11

JAERI-Review-96-018.pdf:1.99MB

原子炉のシビアアクシデントにおいて問題となっている現象のひとつである水蒸気爆発は、一般に3つの接触モード、すなわち溶融物落下、層状および注入(溶融物注入及び冷却材注入)モードに分類される。この中で溶融物落下モードは最も重要視され、多くの研究が行われてきた。しかし他のモードはこれまであまり注目されていない。本報告は、主に層状と注入モードの水蒸気爆発についての実験的知見を整理し、さらに研究を必要とする分野を見つけることを目的としたレビューである。理論的モデルが確立されていない現状において、実験から実機条件へのスケーリングを行うために実験的な視点からの方法を開発することが重要である。初期及び境界条件をよく制御し、直接機械的エネルギー発生を測定できる実験装置で、多様な接触モードの水蒸気爆発実験を行うことが望ましい。

Technical note on ex-vessel core melt debris coolability and steam explosions

山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 杉本 純

NEA/CSNI/R(96)24, 0, p.1 - 49, 1996/00

シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器内で冷却されずに原子炉キャビティ等に落下すると、溶融炉心がコンクリートを分解侵食する恐れがある。この溶融炉心コンクリート相互作用を防止するために冷却水を注入することが考えられるが、その有効性は明らかではなく、逆に、大規模な水蒸気爆発に至る恐れもある。そこで、水の注入による溶融炉心の冷却可能性や水蒸気爆発について、知見の現状、不確実性、今後必要とされる研究をまとめるとともに、現時点での知見に基づいて最善と思われるアクシデントマネジメント手法についての提案を行った。

Study on steam explosion and molten core coolability in ALPHA program

山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 工藤 保; H.S.Park*; 杉本 純

Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.827 - 838, 1996/00

原研のALPHA計画では溶融炉心冷却材相互作用試験において、原子炉のシビアアクシデント時に溶融炉心と冷却材が接触した場合に起こる種々の相互作用について広範な研究を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心が冷却材中に落下した場合の水蒸気爆発の特性や種々のパラメータが水蒸気爆発の発生に与える影響について調べている。溶融物冷却性実験では、アクシデントマネジメントとして溶融炉心に冷却材を注入した場合を想定し、注水モードによる相互作用の違いを調べた。これらの研究から得られた成果は国のアクシデントマネジメントの検討等にも用いられている。新たにTMI-2号炉事故でみられたような圧力容器内底部に溜まった水中に溶融炉心が流れ込んだ場合の溶融炉心の冷却機構を調べる研究を開始した。これらの実験研究とともに、水蒸気爆発解析コードJASMINE等、計算モデルの開発も実施している。

In-vessel debris coolability experiments in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純

Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA96), 3, p.1367 - 1374, 1996/00

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。この実験ではテルミット反応により生成した高温の溶融酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する。これまでに実施した2回の実験においては、30kgあるいは50kgの溶融酸化アルミニウムを、圧力容器下部ヘッドを模擬している実験容器に流し込んだ。実験容器内の初期水位は30cmである。実験後に冷却固化した酸化アルミニウムを観察し、表面が非常に粗いこと、クラックが形成されていること、等を確認した。また、溶融物及び実験容器壁の温度履歴測定結果は、実験容器内で固化した酸化アルミニウムと容器壁との間に水が浸入した可能性を示唆した。実験容器壁の温度減少速度から、容器内壁における熱流速は概ね300~400kW/mと評価された。

水蒸気爆発解析コードJASMINEの開発

森山 清史; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 永野 勝尋*; 荒木 和博*; 杉本 純

JAERI-Data/Code 95-016, 50 Pages, 1995/11

JAERI-Data-Code-95-016.pdf:1.61MB

原子炉のシビアアクシデント時に格納容器の健全性を脅かす可能性を持つと考えられている水蒸気爆発現象の全過程のシミュレーションを目的とした解析コードJASMINE(JAeri Simulator for Multiphase INteraction and Explosion)を開発している。粗混合過程に関するモデルは(株)富士総合研究所が開発した粗混合解析コードMISTRALを基に、多相間の相互作用を記述する構成式や流動様式モデル等を粗混合過程解析のために変更したものである。試計算として固体粒子と水の混合についてのGlibertsonらの非加熱体系の実験、Angeliniらの加熱粒子を用いた実験(MAGCO)の条件で解析を行い、実験結果および他のコードの計算結果との比較を行った。

Development of steam explosion analysis code JASMINE,I; Premixing model

森山 清史; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 永野 勝尋*; 荒木 和博*; 杉本 純

Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, p.87 - 102, 1995/00

水蒸気爆発の全過程を解析する解析コードJASMINEの開発を行っている。現在開発を進めている粗混合モデルは、富士総研が開発した汎用二相流解析コードMISTRALを基に、水-蒸気の2相に溶融炉心の相を加えた3相モデルへの拡張、流動様式モデル、構成式の変更を行ったものである。固体粒子を用いたGilbertsonらの非加熱体系の実験、沸騰体系でのMAGICO実験の条件で解析を行い、実験結果およびAngeliniらのPM-ALPHAコードによる解析結果と比較して良好な一致を得た。今後、溶融物のブレークアップモデルの検証と改良、サブクール条件での安定性の改善、およびALPHA実験のデータに基づくモデルの改良を行うことにしている。伝播モデルについては、現在その基本的な枠組みについて検討している。

Current status of large-scale steam explosion experiments

山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; 工藤 保; 杉本 純

Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.121 - 139, 1995/00

現在実施されている水蒸気爆発に関する大規模実験のうち代表的なものを紹介した。水蒸気爆発の機構は、初期粗混合、トリガー、衝撃波の拡大伝播、爆発領域の膨張の4段階に分けて考えるのが一般的であるが、その各段階に対応させて実験を分類した。まず、初期粗混合についてはFARO実験や高温粒子を用いる実験を、衝撃波の拡大・伝播についてはKROTOS実験を、爆発領域の膨張に関連してエネルギー変換効率を求める実験としてWFCI実験等を取り上げ、装置や実験結果を紹介した。また、化学反応の影響を調べる実験についても紹介した。続いて、原研のALPHA計画の溶融物落下水蒸気爆発実験について実験の概要や現在まで得られた成果、現状、今後の目指す方向について述べた。

蒸気爆発に関する実験的研究の概要

森山 清史; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 杉本 純

JAERI-Review 94-010, 40 Pages, 1994/12

JAERI-Review-94-010.pdf:1.51MB

これまでに行われた蒸気爆発の実験的研究について、とくに大規模実験に重点をおいて概要をまとめ、現在得られている知見を整理した。大規模実験にはピン体系の実験溶融物投下・注入型の実験、層状体系の実験などがある。最近、数値解析コードの検証データを提供することに重点をおいた粗混合実験、一次元体系での実験が行われている。1980年頃から、蒸気爆発現象の物理的解明を目的とした小規模実験が行われており、これには単一液滴実験、複数滴実験、層状体系の実験などがある。これまでの実験結果から、冷却材温度が飽和温度に近いときや高圧の条件下では自発的な蒸気爆発は起こりにくい、規模の大きい系でのエネルギー変換率は0.1~数%のオーダーである、などの知見が得られている。