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論文

Safety margins after failure of fuel cladding during protected loss-of-heat-sink accidents in a sodium-cooled fast reactor

深野 義隆; 西村 正弘; 山田 文昭

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5687 - 5698, 2015/08

ナトリウム冷却高速炉の日本の原型炉における設計基準事故では、以下の炉心損傷の判断基準が用いられている。(a)燃料が溶融しないこと、(b)燃料被覆管が破損しないよう、被覆管最高温度が830$$^{circ}$$C未満であること、(c)冷却材が沸騰しないこと。一方、設計基準外事故やシビアアクシデント(SA)においては、被覆管破損は許容されるが、炉心の冷却が維持され、燃料が溶融しないことが要求される。崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)事象はSAの最も支配的な重要事故シーケンスの一つであり、本研究では、PLOHS時に燃料被覆管の破損を仮定した場合の炉心の著しい損傷に対する安全余裕について検討した。最新知見のレビュー結果から、下記の3つが炉心の著しい損傷に至るメカニズムとして抽出された。(1)燃料ナトリウム反応生成物の形成に伴う燃料溶融、(2)隣接ピンからのジェット状のガス放出による除熱低下、(3)同ジェット状のガス放出による機械的負荷。これらのメカニズムをFUCAコードに組込み、解析評価した結果、少なくとも、冷却材温度が950$$^{circ}$$Cに至るまでは、炉心の著しい損傷に至らないことを明らかにした。すなわち、PLOHS時に被覆管が破損しても、炉心の著しい損傷に至るまで大きな安全余裕があることがわかった。

論文

Source term estimation for the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident by combined analysis of environmental monitoring and plant data through atmospheric dispersion simulation

永井 晴康; 寺田 宏明; 茅野 政道; 堅田 元喜; 三上 智; 斎藤 公明

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4044 - 4052, 2015/08

原子力機構は、福島第一原子力発電所事故による放射性物質の大気放出量を、環境モニタリングと大気拡散モデルによる大気中核種濃度または空間線量率の比較解析により推定した。この放出量推定を改良するために、より精緻な推定手法の開発と過酷事故解析及び観測データの新たな情報の利用を検討している。その第一段階として、福島原発1から3号機内インベントリと地表沈着測定における$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比情報を利用した。大気拡散シミュレーションの放出率設定において、$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比の時間変化を考慮することで、地表沈着測定における$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比空間分布を説明できることを示した。この結果は、どの原子炉からどのタイミングで放出があったかを推定するために有効であり、福島原発事故の過酷事故解析にも有用な情報となることが期待される。

論文

Analysis for progression of accident at Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station with THALES2 code

松本 俊慶; 石川 淳; 丸山 結

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4033 - 4043, 2015/08

The analysis of the progressions of the accidents at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station units 1 and 2 were performed with the THALES2/KICHE code. The analytical conditions were set on the basis of the information provided in the OECD/NEA BSAF project. The CV failures were assumed in the both units. The DW and S/C failure case was set as the CV failure of unit 2. The results of the analyses have indicated that the oxidation of the zirconium of the fuel cladding tube generated approximately 1,200 kg of hydrogen in both units. It is indicated that 80% of cesium and iodine distributed in the water phase of S/C due to the scrubbing. Cesium was released into the environment mainly as the form of CsOH or CsI. The release fraction has been predicted as 10E-3 for unit 1 and 10E-1 for unit 2. I2 and organic iodine were formed as the result of the chemical reaction in the water phase of S/C, and their released fractions were at the order of 10E-3 for unit 1 and 2.

論文

Overview and outcomes of Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi NPS (OECD/NEA BSAF Project)

永瀬 文久; Gauntt, R. O.*; 内藤 正則*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.7033 - 7045, 2015/08

OECD/NEAが主催する福島第一原子力発電所での事故に関するベンチマーク研究計画(BSAF計画)が2012年の11月に開始された。8ヵ国の15研究機関がシビアアクシデント総合解析コードを用いて熱流動挙動を解析した。計画の目標は、デブリ取り出しに役立つ事故の進展、圧力容器及び格納容器内の状況、デブリの分布の推定を行うことである。参加者から提出された計算結果は大きなばらつきを示したが、比較及び検討により事故の進展と炉内状況を推定した。計画のアウトプットとして、解析者と廃止措置現場とのコミュニケーションに役立つ、未解明の事象やデータニーズについてもとりまとめた。

論文

New AESJ thermal-hydraulics roadmap for LWR safety improvement and development after Fukushima accident

中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; 山口 彰*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5353 - 5366, 2015/08

The Atomic Energy Society of Japan developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement and Development after Fukushima-Daiichi Accident through collaboration of utilities, vendors, universities, research institutes and technical support organizations for regulatory body. The revision has been made by three sub working groups (SWGs), by considering the lessons learned from the Fukushima-Daiichi Accident. The safety assessment SWG pursued development of safety assessment computer codes. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via improved accident management measures by referring the technical map for severe accident established by severe accident SWG. Twelve important subjects have been identified, and Fact Sheet was developed for each of subjects for research and development. External hazards are also considered how to cope with from thermal-hydraulic safety point of view. This paper summarizes the revised TH-RM with several examples and future perspectives.

論文

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

論文

EBR-II passive safety demonstration tests benchmark analyses; Phase 2

Briggs, L.*; Monti, S.*; Hu, W.*; Sui, D.*; Su, G. H.*; Maas, L.*; Vezzoni, B.*; Partha Sarathy, U.*; Del Nevo, A.*; Petruzzi, A.*; et al.

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.3030 - 3043, 2015/08

IAEA主催の「EBR-II炉停止のための熱除去試験に係るベンチマーク解析」研究共同プロジェクトは4年計画のうち3年目となっている。本プロジェクトには11ヶ国19機関がEBR-IIで行われた炉停止のための熱除去試験の内最も厳しい過渡試験の内の2ケースについて解析を実施してきた。ベンチマーク仕様に基づき炉心及び1次主冷却系の解析モデルを構築し解析を実施した。本プロジェクトのPhese 1ではブラインド解析が実施され測定データと比較・評価された。Phase 2では、Phese 1で試験データと合わなかった箇所を検討し解析モデルの改良を実施した。本論文では、最新の解析結果及び残された作業の実施方針を記載した。

論文

Thermal hydraulic safety research at JAEA after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident

与能本 泰介; 柴本 泰照; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; 岡垣 百合亜; 孫 昊旻; 栃尾 大輔

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5341 - 5352, 2015/08

This paper summarizes thermal-hydraulic (T/H) safety studies being conducted at JAEA based on the consideration of research issues after the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station accident. New researches have been initiated after the accident, which are related to containment thermal hydraulics and accident management (AM) measures for the prevention of core damage under severe multiple failure conditions. They are conducted in parallel with those initiated before the accident such as a research on scaling and uncertainty of the T/H phenomena which are important for the code validation. Those experimental studies are to obtain better understandings on the phenomena and establish databases for the validation of both lumped parameter (LP) and computational fluid dynamics (CFD) codes. The research project on containment thermal hydraulics is called the ROSA-SA project and investigates phenomena related to over-temperature containment damage, hydrogen risk and fission product (FP) transport. For this project, we have designed a large-scale containment vessel test facility called CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus), which is characterized by the capability of conducting high-temperature experiments as well as those on hydrogen risk with CFD-grade instrumentation of high space resolution. This paper describes the plans for those researches and results obtained so far.

論文

Progress of thermal hydraulic evaluation methods and experimental studies on a sodium-cooled fast reactor and its safety

上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.8141 - 8155, 2015/08

高速炉の安全設計基準を支える熱流動評価手法として、燃料集合体内熱流動、自然循環崩壊熱除去、高サイクル熱疲労、炉心損傷事故を取り上げ、さらにそれら評価手法の検証の手法について、JSFRを対象とした試験研究とともにここに概説する。これらの評価手法は高速炉の熱流動現象の全体にかかる数値解析システムとして集約されるとともに人材育成と技術伝承のツールとしても有効に活用される計画である。

論文

Analysis of natural circulation tests in the experimental fast reactor JOYO

鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08

安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。

論文

Study on flow boiling heat transfer in horizontal-rectangular-narrow-flat channels

小泉 安郎; 太平 晃貢*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2015/08

流路の微小化の流動沸騰熱伝達への影響を把握するため、流路巾W=3mm、流路間隙$$delta$$=1.25mm$$sim$$0.163mmの範囲の矩形流路に対し、単相流と二相流熱伝達実験を行った。単相流熱伝達では、水力等価直径1.06mm以下で流路微小化の影響が現れ、熱伝達係数は通常サイズでの値より小さくなった。二相流に対しては、沸騰が始まると直ぐにチャーン流、次いで環状流へ流動状態が遷移した。測定された限界熱流束は、多くの実験結果でクタテラーゼプール沸騰限界熱流束相関式の値より大きくなったが、流路間隙が極端に小さい場合では、限界熱流束は本相関式の値よりも小さくなった。これらの結果を基に、熱伝達相関式に対して、流路微小化の影響を取り入れる修正法を提案した。

論文

Development of a mechanistic evaluation method for wastage environment under sodium-water reaction accident

内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.533 - 544, 2015/08

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。本研究では、ウェステージ環境評価に必要な液滴挙動解析モデルを導入したSERAPHIMコードの妥当性を確認するため、基礎的実験及び実機条件模擬実験それぞれの解析を実施した。基礎的実験の解析では、液滴発生時の圧力変動等を良好に再現し、液滴挙動解析モデルの基本的な妥当性を確認した。実機条件模擬実験の解析では、化学反応によって形成された温度分布が実験結果と一致すること、隣接伝熱管に液滴が比較的高い速度で衝突する位置が実験におけるウェステージ発生位置と一致することを確認し、SERAPHIMコードは実機条件下において温度分布や液滴挙動などウェステージに影響する環境を予測可能であるとの結論を得た。

論文

Numerical investigation of self-wastage phenomena in steam generator of sodium-cooled fast reactor

Jang, S.*; 高田 孝; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4275 - 4288, 2015/08

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管の微小亀裂が徐々に拡大するセルフウェステージ現象について、多次元数値解析コードSERAPHIMを用いた評価手法を構築し、既存実験に対して数値解析を実施した。本評価手法では、亀裂近傍の化学反応を伴う混相流動場を評価する数値解析を実施し、これによって得られた温度と水酸化ナトリウム濃度をパラメータとしたアレニウス型評価式から伝熱管壁のウェステージ量を求め、次いでウェステージ後の構造部形状に整合するように解析メッシュを再構築する。以上の評価手順を繰り返すことで得られた亀裂拡大後サイズ及び形状が実験結果と一致し、構築した評価手法の妥当性を確認した。

論文

Benchmark analysis of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental validation of fluid-structure thermal interaction code for sodium-cooled fast reactor

田中 正暁; 長澤 一嘉*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6650 - 6663, 2015/08

流体-構造熱連成解析コードMUGTHESの基本検証として、平行3噴流体系のWJECO試験およびPLAJEST試験を対象としたベンチマーク解析を実施した。解析結果と実験結果との比較により、3噴流の混合により発生する熱流体混合過程および大スケールの渦構造について明らかにし、また、温度変動発生メカニズムと大スケール渦との関係について明らかにした。また、流体から構造への熱伝達の減衰過程について知見を得た。

論文

Proposal of benchmark problem of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental code validation in sodium-cooled fast reactor development

小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08

数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。

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