Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2020

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; et al.

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

本発表はプロジェクト全体概要及び2020年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶反応速度の測定並びに、SS坩堝の中にBCペレットを置いたBC-SS共晶反応速度実験の数値解析を通じて、解析コード内の共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。

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。

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; 阿部 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。

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。

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 ASMEJSME 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。

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2,800C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。

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。

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AlO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、AlO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。

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。

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。