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山野 秀将; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 13 Pages, 2010/10
ナトリウム冷却高速炉のリスク評価のためにレベル2PSA評価手法を開発している。そのため、この論文では流量喪失型炉停止失敗事象の遷移過程に着目して、現象論的イベントツリーを構築し、レベル2PSAにおける事象推移の確率を定量化するための技術基盤を整備した。また、SIMMER-IIIコードを用いたパラメータ解析を通じて支配因子を同定した。燃料流出挙動やその駆動力形成については、CABRIやEAGLE試験から得られた実験的知見を整理した。さらに、過去の実験的エビデンスを用いて、レベル2PSAの確率を定量化するために実験データベースを構築した。
本多 慶; 大平 博昭; 素都 益武; 吉川 信治
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10
本研究では、FrontFlow/Redを用いて「もんじゅ」上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。今回のモデルでは、極めて微細なメッシュ分割を行い、フローガイドチューブ,燃料取扱機構などを忠実に模擬した。また、対流項には1次風上差分、拡散項には2次中心差分を適用、乱流モデルにはRNG 
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モデルを適用した。解析の結果、UIS以外の上部プレナムに設置されている構造は温度,速度にあまり影響を与えないこと、今回の結果とUCS領域をポーラスモデルで解析した結果の特徴は類似した傾向を持つこと、そして集合体出口温度とUCS領域において測定される温度の差は比較的小さいことが示された。
大野 修司; 清野 裕; 宮原 信哉
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10
ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAを実施するために必要な技術的根拠を整備した。事故影響が冷却材バウンダリ外に及ぶ場合における格納容器内の重要現象を対象として、現象の支配因子に関する既往知見の調査整理を行うとともに、現象が格納容器へ与える負荷を把握するための実験的知見及び解析的知見を蓄積した。
堂田 哲広; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大久保 良幸*
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10
ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けたJSFR(Japan Sodium Cooled Fast Reactor)の設計研究においては、完全自然循環システムの採用が検討されている。われわれは完全自然循環システムの成立性を評価する目的で、定格運転状態から自然循環崩壊熱除去状態への移行時における炉心最高温度評価手法の開発を行っている。本論文では、その評価の不確かさ要因の一部であるワイヤースペーサーコンタクトと燃料ペレット偏心が被覆管最高温度へ与える影響に着目し、自然循環時におけるこれら2つの影響を定量的に評価した。商用CFDコードを用いて3次元熱流動解析を実施し、19本ワイヤ巻き燃料集合体における詳細な冷却材の流速・温度分布及び被覆管の温度分布を求めた。結果として、被覆管の最高温度に対するこれら2つの不確かさ要因の影響は発熱が崩壊熱レベルとなる自然循環状態においても無視できず、外部電源喪失事象の場合にはこれらの影響によって2次ピーク時の被覆管最高温度が数
C上昇することがわかった。
Liu, W.; 高瀬 和之
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/10
沸騰メカニズムを把握するために、流れを乱す伝熱面上へのセンサーの設置が不要で、伝熱面温度・熱流束を同時計測できるシステムを開発した。本計測システムは、高速度で伝熱体内部温度を計測する一次系と、多チャンネルで計測される伝熱体内部温度データをもとに伝熱面温度と熱流束の変化を逆問題解析によって求める二次系から構成される。共同陽極を持つ微細熱電対群を伝熱面表面から数ミクロンの深さに配置することによって、本計測システムにより現象の速い非定常沸騰サイクルの追従に成功した。本報では、開発したシステムを用いて、半無限体逆問題解析を適用して沸騰サイクルにおける気泡直下の伝熱面表面熱流束と表面温度を計測した結果について報告する。本開発の計測システムによって、大きな変形した気泡の形成に伴う伝熱面温度の低下や熱流束の上昇を定量的に計測できることがわかった。
西村 正弘; 上出 英樹; 杉山 憲一郎*; 大竹 志朗*
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10
この研究は、FRのナトリウム燃焼に対する安全のためにナトリウムの酸化反応挙動を詳細に理解することを目的としている。これまでの研究で、樹氷状の酸化物が、反応界面へのナトリウム供給というように燃焼反応に重要な役割を果たすことがわかっている。本報では、燃焼中の樹氷状酸化物の成長挙動観察結果に基づいて樹氷状酸化物を介した液体ナトリウムの供給機構モデルを提案した。このモデルでは、化学種に着目している。ナトリウム過酸化物の形成は、樹氷状酸化物の中にナトリウムの供給ルートを与える。一方、ナトリウム一酸化物の形成は、ナトリウムの供給をブロックする。化学種は、温度や酸素濃度といった反応場におけるギブスの自由エネルギーによって熱力学的に決定される。このモデルは、観察結果から得られた酸化反応挙動を説明することができる。
飛田 吉春; 山野 秀将
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10
ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSA手法の開発の一環として、JSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の現象論的イベントツリーを構築した。冷却材昇温,沸騰,炉心露出に至るPLOHS初期過程はARGOコードによって解析を行った。炉心の溶融と再臨界による出力過渡が生じる炉心崩壊過程はAPPLOHSコード及びSIMMER-IIIコードによる解析を行った。これらの解析と事象推移の現象論的考察からPLOHSにおける事象推移を支配する要因を摘出した。これらの支配要因をヘディングとして現象論的イベントツリーを構築し、各ヘディングにおける分岐確率を定量化するための既存知見をレベル2PSAを実施するためのデータベースとして整備した。
中井 良大; 鈴木 徹; 神山 健司; 清野 裕; 小山 和也*; 守田 幸路*
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷シーケンスを系統的に評価するため、レベル2PSA評価手法を確立した。既存の評価ツールに加えて、MUTRANとSIMMER-LTコードを炉心物質再配置過程の評価のために開発した。また、ナトリウム冷却高速炉の炉外事象過程の特徴を考慮した評価を行うため、評価モデルのCORCONとVANESAを新規に実施した試験に基づき改良した。ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAのイベントツリーを構築・定量化するための技術的知見をデータベースとしてまとめた。これにより、ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAの技術的基盤が整備された。
内堀 昭寛; 大島 宏之; 渡部 晃*
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/10
高速炉蒸気発生器における伝熱管破損伝播発生可能性の評価を目的として、ナトリウム-水反応・圧縮性多成分多相流解析コードSERAPHIMを開発している。開発の一環として、伝熱管破損時と同様に高圧気体が液体中へ噴出する現象や、高圧気体噴出後に気液間で化学反応が生じる現象に対して再現性を検証することが重要な課題となっている。そこで本件では、水中空気噴出実験並びにNa-NaCl混合液中塩素ガス噴出実験(化学反応を伴う場合)を対象に検証解析を実施した。水中空気噴出実験の解析では水平方向に噴出した噴流の挙動や水平方向到達距離、Na-NaCl混合液中塩素ガス噴出実験の解析では鉛直上向きに噴出した噴流が化学反応によって消滅する位置を正しく予測することができ、多流体モデルを用いた解析手法や化学反応モデル等、提案する数値解析手法が妥当であることを明らかにした。
佐藤 一憲; 飛田 吉春; 山野 秀将
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10
ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSA評価手法整備の一環として、スクラム失敗事象(ATWS)起因過程におけるイベント・ツリーを構築した。流量減少時スクラム失敗事象(ULOF),過出力時スクラム失敗事象(UTOP)及び、除熱源喪失時スクラム失敗事象(ULOHS)を典型的かつ重要な事故事象として選定した。最新の知見を基盤として、事象推移に支配的な要因を代表できるように、これらの事象に対するイベント・ツリーのヘディングを選定した。これらの各ヘディングに対して、分岐判断に活用できる情報をレビューしレベル2PSAのためのデータベースとして整備した。ULOF事象にかかわるヘディングに対しては、これまでの研究によって実験的知見とモデル開発が進められ、信頼性の高い評価手法が確立されているが、これが多くの他の事象にも共通に適用できることを確認した。また、UTOPやULOHSに特有の事項が確認された。1次系の冷却材温度が顕著に上昇するULOHS事象においては、炉心崩壊に先立ち、炉心損傷に至る過程でのイベント・ツリーを構築し、炉心損傷の境界条件を得る必要がある。
越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; 上原 靖*; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10
本論文では、COMPASSコード開発の2009年度成果を報告する。融体固化・閉塞形成,金属燃料の共晶反応,ダクト壁破損(熱流動解析),燃料ピン破損、及びダクト壁破損(構造解析)に関する検証計算が示される。位相計算,古典及び第一原理分子動力学研究は金属燃料とスティール及び制御棒材料とスティールの共晶反応の物性を調べるために用いられた。粒子法の基礎研究やSIMMER計算もまたCOMPASSコード開発に役立った。COMPASSは、SIMMERコードで用いられている実験相関式の基盤を明らかにするものと期待される。SIMMERとCOMPASSの結合はCDAの安全評価並びに炉心設計最適化に有効になるだろう。
鈴木 惣十
no journal, ,
An overview of R&D activities at ORDC is introduced by three missions using Joyo, JMTR, HTTR and AtheNA. A large numbers of sodium experiments such as thermal transient tests and sodium-water reaction tests have been conducted for the FaCT project. In addition to existing sodium facilities, a large scale sodium test facility AtheNA is now under construction at ORDC, aiming to start a series of steam generator tests in the end of 2012 and sodium pump tests in 2015. JAEA owns and operates two different types of irradiation test reactors at ORDC. One is the experimental fast reactor Joyo, and the other is JMTR. Various irradiation tests are being conducted not only for FBR and fuel cycle development but also for LWR lifetime extension in these reactors, using associated Post Irradiation Examinations. A demonstration of innovative concepts and instrumentation techniques which will be employed in the Monju or JSFR are developed using Joyo. JAEA is operating HTTR at ORDC for HTGR technology development. The 950 C of outlet coolant helium temperature, which is the world highest record in the gas cooled reactors, was first achieved with the HTTR in April 2004 and furthermore 50-day full power operation with 950 C has been completed successfully in March 2010.