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石田 真也; 深野 義隆
第25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, 2021/07
ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究では炉心損傷事故(CDA)の適切な評価が重要となる。CDAの初期の段階である起因過程の評価手法に関しては、これまでにCDAの代表的な事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF)に対してPIRT手法を適用し、評価手法の信頼性向上が図られている。本研究ではULOFと同様に代表的な事象である過出力時炉停止失敗事象(UTOP)に対してPIRT手法を適用し、16の物理現象を抽出するとともに、それらの物理現象にランク付けを行って8つの重要現象を抽出した。また、反応度変化に係る物理現象は主に冷却材のボイド化と燃料の移動によるものであるため、燃料の破損後の物理現象としては、ULOFとUTOPとで事象進展が異なっているにもかかわらずランク付けは同じとなるが、燃料の破損に至るまでの冷却材に関する物理現象のランクは、定格流量の冷却材が流れていることによりUTOPの方がULOFよりも低い結果となることが分かった。
秋元 雄太; 江連 俊樹; 小野島 貴光; 栗原 成計
第25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), 5 Pages, 2021/07
ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去システムに関する試験データベースの信頼性向上を目的として、ナトリウムを作動流体とした熱流動試験における温度計測データの不確かさ評価について検討した。本報では、ナトリウム試験装置PLANDTL-2の試験体内部に固定された熱電対の相対校正時の不確かさ評価において、試験体放熱の影響および基準熱電対の不確かさを考慮した新たな方法を検討し、測定値の信頼区間を求めた結果について報告する。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
第25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, 2021/07
ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の安全性評価において、伝熱管破損伝播の事象進展予測をするための解析コードLEAP-IIIの整備を進めている。構成モデルのひとつである反応ジェット温度場評価モデルは、条件によっては高温領域を過度に広く評価することがある。この点を改善すべく、反応ジェット挙動をラグランジュ粒子で表現し、工学的観点に基づくモデルを取り入れた解析手法を開発した。解析結果を機構論的ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMによる結果と比較し、開発したモデルの妥当性を検討した。
Li, C.-Y.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*
第25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, 2021/07
溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。
曽根原 正晃; 内堀 昭寛; 青柳 光裕; 川田 賢一; 高田 孝; 大島 宏之
第25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), 3 Pages, 2021/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉において、炉心損傷を伴うシビアアクシデント(SA)発生時の際、炉心部から溶融燃料が流出し、ナトリウム冷却材との相互作用により数mm
数百オーダーの径を持つデブリ粒子として固化し、原子炉容器下部に堆積する可能性が指摘されている。そのためSA事象進展を評価する際にはこうしたデブリ粒子の挙動を適切に把握する必要がある。これらの要求に応えるため、原子力機構で開発中のSAを含むNa高速炉事故シナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールSPECTRAコードの一部として、粒子法の一種である散逸粒子動力学(DPD: Dissipative Particle Dynamics)を用いた溶融燃料挙動解析コードを開発した。本報では解析コード開発に使用したモデルの詳細について述べた後、デブリ粒子の炉心下部への堆積を模擬したテスト解析の結果について報告する。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁
no journal, ,
米国高速実験炉EBR-IIの炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験では、中間熱交換器(IHX)から1次主循環ポンプまでのコールドプール内で発生する温度成層化がプラント挙動に影響することが分かっている。コールドプールの1次元モデルを構築するため、まずは温度成層化現象の把握を目的として、コールドプール内の多次元熱流動解析を実施し、測定結果との比較を行った。温度成層化の再現には、IHX出口からの流出挙動、各機器からコールドプールへの漏れ流量、コールドプールから体系外への放熱を考慮する必要があることを確認した。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Louie, D. L. Y.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の統合安全性評価ツールとして、SPECTRAコードの開発が進められている。本研究では、ナトリウムプール燃焼モデルの開発として、F7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を通じて実験結果との対比やコード間比較を実施して、モデルの検証および妥当性確認を行った。解析の結果、プール燃焼モデルの抽出元であるSPHINCSの結果と非常によく一致し、モデル実装が適切であることが確認された。またプール燃焼率の上昇等は、実験やMELCORの結果とも良好に一致し、SPECTRAのプール燃焼モデルは概ね妥当であることも確認された。一方で、初期のガス温度の立ち上がり挙動や、ナトリウム供給停止後の燃焼率等については実験やMELCORコードとの差異が比較的大きく、今後の検討課題である。
川田 賢一; 高田 孝; 鈴木 徹*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉(SFR)のシビアアクシデント評価において、事故の初期から最終状態までの全過程の一貫した評価を目的として、多様な炉心の起因過程から遷移過程までの炉心損傷事故(CDA)を解析するモジュールを開発している。本報では、ナトリウム冷却高速炉の混合酸化物(MOX)燃料と金属燃料の定常照射とCDA事象における物理現象を整理し、解析モジュールに含める機能を検討した。両燃料組成において、中性子照射による燃料内の蓄積FPガスに起因する炉心物質の変形や、破損後の移動が主な重要項目となった。また、金属燃料の特徴として、共晶やextrusionが重要項目となる。
内堀 昭寛; 曽根原 正晃; 青柳 光裕; 川田 賢一; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAを新たに開発している。炉内側については、多次元圧縮性混相流解析モデルと、散逸粒子動力学法に基づく溶融燃料挙動解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む多成分気相に対する質点系熱流動解析手法をベースとし、ナトリウム燃焼,ナトリウム-コンクリート相互作用,デブリ-コンクリート相互作用に対する解析モデルを構築した。原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、炉内/炉外一貫評価を行うための基本的な機能を確認した。
寺町 悠平*; 澤 和弘*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.
no journal, ,
The reactor vessel cooling system is a static cooling system that removes decay heat from the core by convection and radiation heat transfer without using dynamic components and it is one of the safety systems that constitute the inherent safety features of High-Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR). However, the natural convection of the gas may cause hot spots on important structures such as the pressure vessel during the cooling using this system. For this reason, a three-dimensional numerical model simulating the 1/6 scale model of HTGR vessel cooling system was developed and numerically analyzed.
