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論文

Coolability evaluation of debris bed on core catcher in a sodium-cooled fast reactor

松尾 英治*; 佐々 京平*; 小山 和也*; 山野 秀将; 久保 重信; Hourcade, E.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; Bachrata, A.*; Dirat, J. F.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

炉心損傷事故(CDA)時に炉心から排出される溶融燃料は、下部ナトリウムプレナムで燃料冷却材相互作用により固化した粒子デブリになり、そのデブリは、原子炉容器の下部にあるコアキャッチャー上にベッドを形成する可能性がある。デブリベッドの冷却性評価は、コアキャッチャーの設計に必要である。本研究の目的は、ASTRID設計のために、コアキャッチャー上のデブリベッドの冷却性を評価することである。この目的のための第一歩として、デブリベッドのみをモデル化することにより、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドの冷却性計算が実施された。したがって、コアキャッチャーの設計及び崩壊熱除去系の詳細は、本論文では述べていない。全ての計算において、デブリベッド近くの冷却材温度はパラメータである。計算ツールは、一次元プラント動特性解析コード、Super-COPDに組み込まれたデブリベッドモジュールである。その評価は、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドが、コールドプール中のコアキャッチャー近くの十分な冷却材流量を確保する設計により冷却可能となることを示している。

報告書

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。

報告書

蒸気爆発進展過程における膜沸騰の崩壊挙動に関する研究

八木 理公*; 安部 豊*; 安達 公道*; 小林 朋能*; 山野 憲洋; 杉本 純

JAERI-Research 96-032, 152 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-032.pdf:4.05MB

熱的デトネーションモデルに基づく蒸気爆発進展過程の予備的シミュレーションを行った結果、膜沸騰を崩壊させるために必要となる蒸気爆発素過程の移行条件としての圧力条件が蒸気爆発発生の有無に極めて重大な影響を及ぼすことを明らかにした。そこで、高温の炭素鋼球またはステンレス鋼球表面上に膜沸騰を形成させ、圧力波による強制的な膜沸騰の崩壊挙動を観察し、膜沸騰崩壊条件に関する基礎的な実験を実施した。特にステンレス鋼球の実験の場合、鋼球表面温度は圧力波の通過により急激に降下し、圧力波が通過した直後の鋼球の表面温度変化から、膜沸騰の崩壊挙動が膜沸騰の非崩壊、崩壊、崩壊後再発生の3パターンに分類できることを確認した。また、本実験条件の範囲においては膜沸騰の崩壊させるのに必要となる圧力が鋼球の初期温度に強く依存することを確認した。

論文

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。

論文

Studies on in-vessel debris coolability in ALPHA program

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

NUREG/CP-0157, 2, p.161 - 172, 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。これまでに、テルミット反応により生成される酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として用いたスコーピング実験を2回実施した。実験後観察において、固化した酸化アルミニウムの表面が粗く、クラックが形成されたことを確認した。また、超音波技術を用いた測定から、実験容器と酸化アルミニウム固化物との間に1mm程度のギャップが存在することが明らかとなった。実験容器外壁で急峻な温度低下が観測された。このことは、実験容器と固化物との間に形成されたギャップ内に冷却水が浸入したことを示唆しているものと思われる。実験容器外壁の温度履歴から容器内面における熱流束を評価し、ギャップ内限界熱流束に関する既存の相関式と比較した。

論文

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。

論文

Study of premixing phase of steam explosion with JASMINE code in ALPHA program

森山 清史; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 杉本 純

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.903 - 915, 1996/00

原研では水蒸気爆発解析コードJASMINEの開発を行っている。本コードは(株)富士総合研究所によって開発された多次元多相流水力解析コードMISTRALをベースに開発され、現在粗混合モジュールの基本的な枠組みを完成して試計算を行っている。基礎式はもとのコードのものを用いており、冷却材、蒸気、溶融炉心の3相についての質量、運動量、エネルギー保存式を3次元オイラー系で記述したものである。相間の相互作用項と流動様式については、粗混合過程の現象をモデル化したものを組みこんだ。コード検証の第一段階として固体粒子を水中に投入した実験について解析を行い、実験結果との間で比較的良好な一致が得られた。また、コードに組みこまれているTVDスキームが溶融物の分布を精度よく捕らえるために有効であることがわかった。

論文

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$$^{2}$$と評価された。

論文

Core melt behaviors and thermal properties in LWR severe accident

杉本 純; 上塚 寛; 日高 昭秀; 丸山 結; 山野 憲洋; 橋本 和一郎

Thermophysical Properties 17 (17th Japan Symp. 1996), 0, p.163 - 166, 1996/00

シビアアクシデント時の伝熱挙動は、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。このうち溶融炉心の挙動としては、炉心の溶融進展、溶融炉心の自然対流、溶融炉心と原子炉圧力容器壁との反応、原子炉圧力容器外部冷却法による溶融炉心の冷却、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心と格納容器床コンクリートとの反応などがある。これらの現象を明らかにするとともに、解析的な評価を行うためには、溶融炉心の融点である2,800$$^{circ}$$Cを越える高温での溶融炉心の比熱、熱伝導率、熱拡散率、密度、表面張力、粘度等の熱物性値が必要である。また、関連する実験とその解析を行うためにも実験体系における同様の熱物性値が必要である。しかし、これらについては非常に限られたものしか得られていないのが現状である。本稿では、シビアアクシデント時の溶融炉心挙動と熱物性について、研究の現状と今後の課題について述べている。

報告書

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。

論文

Accident management measures on steam explosion and debris coolability for light water reactors

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

NEA/CSNI/R(95)3, 0, p.223 - 240, 1995/07

軽水炉の溶融炉心冷却材相互作用を明らかにするために、ALPHA計画では溶融物落下水蒸気爆発実験、溶融物冷却性実験を実施している。これらの実験の主目的の1つは、格納容器内における水蒸気爆発及びデブリ冷却性に関するアクシデントマネジメント手法の有効性を検討することである。両実験から、溶融物が冷却水プール中に落下する体系では、溶融物の分散により水蒸気爆発発生の確率が減少すること、溶融物分散がより大規模な水蒸気爆発を引き起こし得ることをあきらかにするとともに、水蒸気爆発の抑制に対する雰囲気圧力及び冷却水温度の効果を確認した。また、冷却水を溶融物に供給する体系における溶融物と冷却水との熱伝達特性を評価した。この体系で発生する水蒸気爆発は、溶融物落下体系のものより規模が小さかったことから、溶融物上への冷却水の供給は有効なアクシデントマネジメント手法であると考えられる。

論文

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。

論文

Present status of research related to in-vessel debris coolability and experimental plan in ALPHA program at JAERI

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.54 - 69, 1995/00

1979年米国ペンシルベニア州で発生したTMI-2事故では、炉心の約45%が溶融し、その内の約19トンが下部プレナム領域に移行したと推定されている。本講演では、TMI-2下部ヘッドの損傷状態、下部ヘッド鋼材の安全裕度、溶融炉心の移行シナリオ等と評価することを目的に実施されたTMI-VIP計画から得られた知見と併せて、原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画で予定されている実験の概要を報告する。ALPHA計画の炉内デブリ冷却性実験(スコーピング実験)ではAl$$_{2}$$O$$_{3}$$を溶融炉心模擬物として用いる。スケーリング解析から下部ヘッド試験体の直径を50~70cm、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$の重量を~100kgと定めた。この実験では溶融物の温度等を計測するとともに、固化した溶融炉心模擬物の性状を計測する。

論文

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。

論文

Dynamic response of a containment surrounding extreme pressure source due to steam explosion

吉江 伸二*; 福田 博徳*; 丸山 結; 山野 憲洋; 杉本 純

Transactions of 13th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-13), 4, p.359 - 370, 1995/00

水蒸気爆発は、シビアアクシデント時に格納容器の健全性を脅かし得る現象の1つと考えられている。原研では水蒸気爆発現象を明らかにするために、事故時格納容器挙動試験計画(ALPHA)において、溶融物落下水蒸気爆発実験を実施している。この実験シリーズの中で最大規模の水蒸気爆発が生じたと推定された実験について、流体-構造相互作用解析コードAUTODYN-2Dを用いて、水蒸気爆発によって発生した圧力波の模擬格納容器内伝播解析を実施した。水蒸気爆発に関与した溶融物の割合、圧力源の拘束条件をパラメータにした解析を行い、圧力波伝播特性を把握するとともに、実験で観測された模擬格納容器内圧力履歴と比較した。

報告書

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。

報告書

高温粒子表面における膜沸騰の崩壊条件に関する研究

八木 理公*; 阿部 豊*; 安達 公道*; 山野 憲洋; 杉本 純

JAERI-Research 94-041, 64 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-041.pdf:2.59MB

原子炉のシビアアクシデント時における蒸気爆発のメカニズムを解明する上で、粗混合状態での膜沸騰の連鎖的崩壊条件を明らかにすることが不可欠である。本研究においては、この条件を明らかにする第一段階として、粗混合状態において高温融体表面に形成される膜沸騰の崩壊過程を明らかにすることを目的とした。実験では、高温融体を模擬した鋼球を融点を越さない範囲で加熱した後、水に冠水させることで鋼球表面に膜沸騰を形成させ、そこに衝撃波を当て、その時の鋼球表面温度やその周囲の圧力の過渡変化を測定した。その結果、鋼球表面温度は初期の圧力ピークを境にして数回に分けて非連続的に降下し、その時の鋼球表面温度降下の度合は衝撃波圧力および初期鋼球表面温度の条件に応じて、大きく分けて3つのパターンに分けることができた。

論文

Experimental study of aerosol reentrainment from flashing pool in ALPHA program

工藤 保; 山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; 杉本 純

3rd Int. Conf. on Containment Design and Operation,Conf. Proc., Vol. 1, 0, 10 Pages, 1994/00

ALPHA計画では、格納容器が加圧破損した場合に水プールの減圧沸騰により再浮遊するエアロゾルの挙動を把握し、定量化するためにエアロゾル再浮遊実験を実施している。最初の実験ARE001では模擬格納容器内に硫酸ナトリウム50kgを水750kgに溶かした水プールを設置し、圧力1.5MPaから大気圧までの減圧に45分要した。ARE002では、硫酸ナトリウム25kgを375kgの水に溶かし、1.3MPaから40分で大気圧まで減圧された。格納容器内熱水力挙動を測定するとともに水プールから再浮遊した液滴の空間分布、粒径分布を評価した。減圧の間に水プールは約20%減少したが、フラッシングによって飛散した硫酸ナトリウムは0.03%以下であった。Kataoka-Ishiiのモデルを用いて予測した飛散量は実験値のおよそ1/10であった。

論文

Current trends in severe accident research

早田 邦久; 久木田 豊; 藤城 俊夫; 杉本 純; 山野 憲洋

Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Proc,Vol. II, 0, p.3 - 8, 1994/00

シビアアクシデントに関する研究は、主として1979年のTMI-2事故を契機として開始され、さらに1986年のチェルノブイル事故により加速された。この15年間の研究により、シビアアクシデントに関する現象論の理解はより進み、また解析的手法の開発・改良も進展した。シビアアクシデントに関する知見や経験を規制、確率論的安全評価、アクシデントマネジメント方針の検討、及び将来型原子炉の開発に適用する試みがなされている。本論文では、シビアアクシデント研究の動向について記述している。

論文

シビアアクシデント時の格納容器内熱流動の概要

杉本 純; 橋本 和一郎; 山野 憲洋; 丸山 結

日本原子力学会「原子炉格納容器信頼性実証試験に関する調査報告書,平成5年度」, 0, p.3 - 192, 1994/00

原子力学会では、平成3年度から3年間にわたり格納容器内熱流動挙動調査研究特別専門委員会を設置し、主としてシビアアクシデント時の格納容器内現象や新型格納容器に関する熱流動現象について調査研究を実施してきた。最終年度にあたる今年度に3年間の活動をまとめた報告書を作成することになり、著者らに原研で実施している研究を踏まえて関連分野について執筆するように要請があった。そこで、シビアアクシデント時の格納容器内熱流動挙動の概要、原研における水蒸気爆発実験、原研におけるデブリベッド冷却に関する実験と解析、原研における溶融炉心とコンクリート相互作用に関する実験と解析、格納容器フィルターベント、プールスクラビングの各項につき、ALPHA計画やソースターム評価試験(EPSI)、損傷炉心冷却性等の実験や解析で得られた知見をまとめた。

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