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神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; Zuyev, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; et al.
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却高速炉での炉心崩壊事故におけるエネルギー放出の可能性を排除するため、内部ダクト付き燃料集合体が検討されている。近年、燃料集合体の製作にかかわる開発要素を低減するため、溶融燃料を上向きに流出させる設計選択肢が検討されている。本論文では、炉外試験シリーズと炉内試験について提示する。炉外試験は、上向き流出に関する駆動圧の影響を調べるために実施され、炉内試験は溶融燃料の上向き流出を実証するために実施された。これらの試験結果により、炉心溶融領域の拡大前に溶融燃料の大部分は上向きに流出することが示され、上向き流出型の内部ダクトの導入によりエネルギーが発生する事象が排除できる見通しを得た。
Shamsuzzaman, M.*; 堀江 達郎*; 浮池 亮太*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 田上 浩孝; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
溶融炉心物質の微粒化したデブリの堆積挙動の研究は、ナトリウム冷却型高速炉における炉心損傷事故事象を評価するうえで重要である。本研究では、この挙動を解明するため、静止水プール中にノズルから固体デブリを重力によって放出する一連の実験を実施した。最大10Lの量の放出デブリは、容器底部の収集板上に最終的に堆積し、実験パラメータに依存してガウス型の凸状あるいはリング型の凹状の山を形成した。直径2, 4, 6mm、Al
O
, ZrO及びステンレス鋼の三種類の球形デブリを用い、デブリ径及びデブリ体積とともにノズル径及びデブリ堆積がデブリベッドの山の高さに与える影響を調べた。本デブリ堆積実験では、山の高さはノズル径が大きくなるにつれて低くなり、デブリ体積が増加するにつれて高くなった。一方、密度の増加に対して山の高さは低くなり、デブリ径に対してはそのような変化は観察されなかった。実験観察で得られたデータに基づき、堆積過程におけるデブリデッドの山の高さの変化を予測する経験モデルを次元解析を適用することで開発した。
萩原 裕之; 山田 由美*; 衛藤 将生*; 大山 一弘*; 渡辺 収*; 山野 秀将
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
JSFR設計にキュリー点電磁石(CPEM)を用いた自動停止システム-受動的炉停止系(SASS)を選定した。CPEMを用い、燃料からの過剰な放出熱上昇を検知し制御棒を炉心に挿入し炉停止に至らせる。したがって、冷却材温度上昇に対するCPEMの反応速度を保証しSASSの実用性を立証することが重要である。本論文では、反応時間の短縮を確保するため、CPEMのある後備炉停止系を取り囲む6本の燃料集合体から流出する流量を「フローコレクター」という機器を考案した。
Cheng, S.; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 権代 陽嗣*; 中村 裕也*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
Studies on self-leveling behavior of debris bed are crucial for the assessment of core-disruptive accident (CDA) occurred in sodium-cooled fast reactors (SFR). Although in the past, several experiments have been conducted to investigate this behavior, most of these were under comparatively lower gas velocities, the findings of which might be not directly applicable to actual reactor accident conditions. To further clarify this behavior, a series of experiments has been performed by percolating nitrogen gas uniformly from pool bottom. Current experiments were conducted in a cylindrical tank, in which nitrogen gas, water and different kinds of solid particles, simulate the fission gas, coolant and fuel debris, respectively. During experiments, to alleviate the liquid disturbance from the bottom inlet pipelines, within the upper region of the test tank a condition of comparatively lower pressure was created. It is found that in this way the bubble-based leveling as expected in actual reactor accident conditions can be achieved effectively throughout the whole experimental process. Further, based on the quantitative data obtained, influence of various experimental parameters, including gas flow rate (up to 300 L/min), water height (180 mm, 400 mm), particle size (2 
6 mm), particle density as well as column geometry on the leveling was checked and compared. Current work provides fundamental data for better understanding and improved estimation of CDAs in SFRs.
田上 浩孝; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
ナトリウム型高速炉の場合、シビアアクシデント発生時に燃料溶融が発生し冷却材と接触すると微粒化され、構造物表面に堆積しデブリベッドを形成する。デブリベッドの安定冷却評価のためには、デブリベッドが冷却限界厚さを超えるかどうかを評価する必要がある。一方で、セルフ・レベリング挙動によりデブリベッド厚さが変化することから、デブリの挙動も含めて評価しなければならない。しかしながら、これを評価できる計算コードはこれまでに開発されてこなかった。本研究では、SIMMERコードを用いてセルフ・レベリング挙動を評価できるよう手法を開発する。この現象を解析するためには2つの手法が必要である。このため、巨視的モデルを組み込むとともに、大変形解析手法を固気液混相流に利用できるように修正した。修正を行ったSIMMERコードはセルフ・レベリング挙動に重要な2つの現象をよく再現しており、実機条件への適用に向けた基礎的部分が完成した。
伊藤 啓; 江連 俊樹; 大野 修司; 上出 英樹
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却高速炉において、自由液面渦はガス巻込みを生じさせる要因の1つと考えられている。本研究では、現実的な下降流速分布を有する自由液面渦モデルの提案を行う。本モデルは、軸対称Navier-Stokes方程式に基づいて構築されるが、従来のBurgersモデルなどと異なり、下降流速の分布が考慮されている。モデルの検証として、円筒容器内準定常渦の評価を行ったところ、構築したモデルは実験結果と良い一致を示した。また、Burgersモデルに基づく従来の評価手法でも、下降流速勾配を適切に評価できれば本モデルに近い結果が得られることがわかった。
大西 裕季*; 高田 孝*; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 栗原 成計; 大島 宏之
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
ナトリウム(Na)冷却高速炉蒸気発生器(SG)において、セルフウェステージ現象はNa-水反応時に生じる伝熱管亀裂拡大挙動であり、初期亀裂からの水/蒸気漏えいのトリガーとなるものである。したがって、セルフウェステージ現象の定量化がSG安全評価の点で重要となる。本研究では、セルフウェステージ現象解析手法を提案し、多次元Na-水反応コードSERAPHIMを用いて亀裂拡大挙動を検討した。解析では、原子力機構で行われたSWAT-4の実験に基づき二次元初期亀裂を仮定した。ウェステージ速度がアレニウス型を仮定した腐食式により計算され、ウェステージ量によって初期伝熱管の一部をリメッシュした。リメッシュモデルを用いて再計算し、Na-水反応生成物は周方向速度と径方向速度がセルフウェステージ挙動に寄与していることがわかった。
江原 真司*; 今野 宏章*; 橋爪 秀利*; 金子 哲也; 山野 秀将
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
本論文では、JSFRコールドレグ配管をシミュレートし2エルボ配管での圧力変動特性を縮尺モデルによる圧力計試験を行って解明した。実験の結果、2エルボ配管での圧力変動特は第一エルボ内及び近傍の1エルボ流動と類似することがわかった。
鳴戸 健一*; 栗坂 健一
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12
In the Probabilistic Safety Assessment (PSA), it is important to evaluate failure rates correctly based on component operational and failure experiences accumulated in nuclear plants or other similar facilities. In order to evaluate the components failure rate for the fast reactor's PSA, Japan Atomic Energy Agency has developed a component reliability database system for sodium-cooled fast reactor (SFR) systems, named CORDS, and has collected the component reliability data from the four sodium fast reactor plants in Japan and the United States. In this study, we have developed a new definition of component boundary in the database, which differ from the original one to harmonize with basic events in PSA, and the new definition was applied for electric pumps and diesel generators, which consist of main parts and other many parts in the support system. We also have developed a new practical failure rate evaluation method based on Bayesian method, which considers cases corresponding to the various degrees in the accumulated component operating experience. Further, by using the method, the failure rate in PSA for the target fast reactor plant has been evaluated.
久保田 龍三郎*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
本論文はJSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の数値シミュレーションで解明したメルトダウン事象進展を説明する。損傷炉心での複雑な炉心物質運動及びそれに関連した熱伝達挙動を模擬するため、多成分,多速度場のコンピュータコードであるMUTRANを適用した。MUTRANの解析は健全形状から損傷挙動を取り扱った。また、2種の初期状態として、炉心に冷却材のない漏えい型及び冷却材が燃料炉心上部までを覆う沸騰型を取り扱った。解析は代表的な事象進展を明らかにした。
Guo, L.*; 守田 幸路*; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
液体金属高速炉の安全解析においては、炉心損傷事故時の多成分多相流の熱流力現象が特に難しい問題として認識されている。そのような複雑な流れでの分散粒子の挙動を精度よく予測することは、数値シミュレーションにおいて解決すべき重要な問題となっている。一方で、粒子ベッドの気泡流動化は、幾つかの産業分野において重要な現象であるばかりでなく、研究分野においても粒子挙動を理解するために取り上げられている。本研究では、気泡流動層の数値シミュレーションのためのハイブリッド法を個別要素法と多流体モデルを結合することで開発した。ガラス粒子を用いた気泡流動層の典型的な系を解析し、開発した結合アルゴリズムを検証した。その結果、本モデル及び手法は粒子ベッドにおける気泡流動化現象の数値シミュレーションに有用な方法であることが示された。
鈴木 徹; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春; 中井 良大; 小山 和也*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
商業用ナトリウム冷却高速炉の最も有力な候補概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉JSFRを選定した。設計拡張状態におけるJSFRの安全設計要求は過酷状態に陥ったプラントを制御することに置かれており、これは事故の進展防止と過酷事故の影響緩和を含んでいる。特に、過酷事故の影響緩和に関しては、炉心損傷事故(CDA)を原子炉容器内に閉じ込めること(IVR)が要求されている。このような安全要求に対する充足性を検討するためには、JSFRのCDAシナリオを構築することが必要であり、その中で出力バーストの回避とIVRの達成が評価されることになる。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的ダイアグラムを作成することによって摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を既存の試験データと数値シミュレーションによって評価した。その結果、原子炉容器バウンダリの機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVRを達成するための明確なビジョンを得ることができた。
松場 賢一; 神山 健司; 小西 賢介; 豊岡 淳一; 佐藤 一憲; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離に関する知見を得るため、ナトリウム中における溶融酸化物の微粒化試験を実施した。本試験では、内径4063mmのダクトを通じて約714kgの溶融アルミナをナトリウムプール中(深さ1.3m,直径0.4m,温度673K)へ排出した。本試験における溶融アルミナの微粒化距離の評価値は既往研究における代表的な相関式による予測値よりも6070%程度低かった。本試験で得られた知見から、下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離は熱的相互作用によって大きく短縮される可能性を確認できた。
西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 堺 公明
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
After the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident, the importance of developing Probabilistic Safety Assessment (PSA) method is recognized not only for earthquakes in external events but also for broader external events. According to the external events assessment conducted by the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) in the 1980s, various external events were used to be selected by two screening methods first, and then estimated Core Damage Frequency (CDF) by the PSA method for the selected external events. However, at several nuclear power plant sites, there is a possibility to remain the too many external events that are not screened out by the above conventional screening methods because these depend on site and the feature of hazard. The purpose of this study is to propose a new screening method in addition to the conventional ones for external event PSA by focusing on failures of components for the fulfillment of CDF target value.
吉田 和弘*; 坂田 英之*; 佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 大山 一弘*; 萩原 裕之*; 山野 秀将; 山本 智彦
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12
液中渦キャビテーションを防止するために、UIS付きラジアルスリットによる上部プレナムにおける非対称流動の緩和するため、燃料交換時のみ使用する燃料交換器の代わりにダミープラグと名付けられた円柱構造を設置した。本研究では、液中渦キャビテーション防止のため、上部プレナム内流動の改善を目的として、UISスリットの縁の延長と隔離板を考案した。
岡野 靖; 山野 秀将; 藤田 哲史; 久保 重信; 堺 公明; 中井 良大
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12
次世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全アプローチは、シビアアクシデントの防止及び緩和対策を安全設計に組み込むことで、安全性を高めるものであるべきである。本研究は、軽水炉との基本的な安全特性の相違及び東京電力福島第一原子力発電所事故経験の反映に基づき、次世代SFRの安全アプローチを提案するものである。基本的安全特性は5つあり、(1)炉心構造に基づく反応度特性、(2)冷却材圧力、(3)冷却材サブクール度、(4)最終除熱源、(5)ナトリウムの物理的・化学的特性である。これらの特性を基本的安全機能(炉停止,崩壊熱除去,格納)と対応させ、一般的な安全アプローチを導出した。重要な点は、シビアアクシデントの防止・緩和対策を、動的安全系とバランスを取りつつ受動的機能を導入することにある。炉停止系と崩壊熱除去系には、工学的安全系に対する多様性確保の手段として、受動的安全系を設計に取り込む。SFRは低圧システムで格納系に対するチャレンジ要因はもともと小さいことに加え、炉心崩壊事故(CDA)において再臨界による著しい機械的エネルギーの発生を設計により防止・緩和することが必須となる。
清野 裕; 大野 修司; 山本 郁夫*; 宮原 信哉
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
雰囲気に酸素が存在する条件下におけるナトリウム-コンクリート反応を模擬した水素燃焼試験を実施した。その結果、ナトリウムの燃焼熱が着火エネルギーとなって、ナトリウムプール表面において水素が燃焼されること、さらに、雰囲気中の酸素濃度が高いほど、水素の燃焼割合が大きくなることがわかった。
小野 綾子; 小林 順; 上出 英樹; 渡辺 収*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却型高速増殖炉(JSFR)では原子炉スクラム時に低温停止状態へ移行させるために中間熱交換器(IHX)上部プレナム内に設置された1次系共用型炉心冷却系(PRACS)の熱交換器(PHX)によって崩壊熱の除去を行う。PRACSを運用するにあたり設定除熱量の大きさや循環形態(強制循環/自然循環)は、PRACSに設置された空気冷却器(AC)の出口温度に直接影響し、続いてPHXの出入口温度へ影響を与える。また、ループ内の温度分布に影響を及ぼすため、電源喪失時の自然循環流量にも影響する。これらは、機器の熱負荷に対する健全性や、除熱性能そのものにかかわるため、十分にその挙動を把握する必要がある。本研究では、ナトリウム試験によって、PRACSの多様な運転方法による系統内の機器出入口の温度変動及び自然循環流量の発達過程に関する知見を得た。
江連 俊樹; 伊藤 啓; 小野島 貴光; 木村 暢之; 上出 英樹
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
本研究では、JSFRの1/22縮尺水試験モデルを用いて動粘性係数(
)及び圧力(
)を変化させた試験を行い、液中渦キャビテーションの発生挙動を可視化と画像処理により定量的に把握した。試験の結果、液中渦キャビテーションは及びPに対して依存性を持ち、少なくとも今回のような小型の縮尺体系においては、Burgersモデルから示唆されるようにが増加することで液中渦キャビテーションの発生が抑制される傾向が見られた。同時に、の増加により液中渦キャビテーションが抑制がされる程度は、キャビテーション係数で整理されるよりも小さいことがわかった。
江藤 健一朗*; 山口 彰*; 高田 孝*; 大島 宏之; 伊藤 啓
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却高速炉では、炉心における反応度擾乱やIHXにおける伝熱性能劣化を防止する観点から、1次冷却系統内における気泡量を許容値以下に抑制する必要がある。ナトリウム冷却大型高速炉(JSFR)では、炉上部プレナム内自由液面部における揺動とそれに伴うアルゴンカバーガスの巻込みを抑制するため、ディッププレートを用いる設計となっている。本研究では、ディッププレートが1次冷却系統内の気泡・溶存ガス挙動に与える影響について評価するため、VIBULコードを用いた数値解析を実施した。その結果、ディッププレートによってアルゴン気泡の巻込み量は大幅に抑制されるが、同時に自由液面からの気泡放出も抑制されるために、1次冷却系統内のアルゴン気泡量は増加することがわかった。本解析結果に基づき、アルゴンガス巻込みの許容値について検討を行った。