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山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 佐藤 一憲; 丹羽 元
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 12 Pages, 2006/03
炉心崩壊事故の遷移過程解析のため、2次元SIMMER-IIIコードをもとに3次元炉心安全解析コードSIMMER-IVの開発が行われた。また、世界で初めてSIMMER-IVを小型ナトリウム冷却高速炉に適用し、遷移過程の初期段階における事象推移を明らかにすることを試みた。このSIMMER-IVによる解析は、制御棒案内管の存在を無視したSIMMER-IIIによる2次元解析の場合と比較された。従来シナリオは比較的早期に高い流動性を持つ燃料プールが形成されていたが、3次元的な物質配位を考慮した本解析により、それは非現実的であり、遷移過程の初期段階では崩壊炉心は低流動性を保つ傾向があることが示された。
飛田 吉春; 山野 秀将; 佐藤 一憲
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 11 Pages, 2006/03
実用化戦略調査研究における改良型FAIDUS導入炉心のULOF遷移過程の解析を実施した。燃料流出挙動の評価においては、最近実施されたEAGLE WF試験の知見を反映した条件を適用し、その影響について検討を行った。炉心損傷事故(CDA)の起因過程における最確事象推移はCABRI試験の知見に基づく炉心設計対応を行うことで緩慢な事象推移となる。このような事象推移においても燃料の炉心からの早期流出を促進する設計対応として、燃料ピン束の一部を等価水力直径4cm程度の下端を閉じた内部ダクトに置き換える概念(改良型FAIDUS)が提案されている。炉心内の出力レベルの異なる各燃料集合体を複数の代表チャネルで模擬し、各代表チャネルごとに定格運転状態から起因過程と同様の流量減少と出力過渡を与えて事象推移を解析した。一方、最近実施されたEAGLE WF試験では、燃料と被覆管が瞬時に溶融するような過渡条件下では、内部ダクトなどの壁面への高熱流束が発生するために壁表面上に燃料固クラストが安定に形成されず、壁面が急速に溶融浸食されて従来の想定よりも早期に壁面が破損する可能性のあることが示された。今回の評価では、この知見を反映し、壁面上のクラスト形成に関して安定に形成される場合と形成されない場合の2つの条件について解析を行い、その流出挙動に対する影響を評価した。解析の結果、EAGLE WF試験における早期壁面破損の知見を反映するとダクト破損による燃料流出開始が早まるが、最終的な溶融燃料の流出量への影響は小さく、事故過程における厳しい再臨界は排除できる見通しを得た。
工藤 保; 中村 武彦; 木田 美津子; 更田 豊志
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 11 Pages, 2006/03
VEGA計画では、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出に関する研究を行っている。本計画において、VEGA-4実験は被覆管付きの燃料を用い、水蒸気雰囲気で実施した。燃料からの放射性物質放出は、被覆管なしの燃料を用いて不活性雰囲気で行ったVEGA-1実験に比べて放出速度は大きかった。水蒸気による燃料の酸化は重要な放出機構であることが知られており、揮発性放射性物質の放出を増加させる。加えて、VEGA-4実験では被覆管との相互作用による燃料溶融が見られた。燃料溶融も放射性物質放出に影響を及ぼす。本報告では、VEGA-4実験でのセシウム放出における燃料酸化と溶融の影響をモデルを用いて評価した結果について示す。
and MOX fuel under severe accident conditions木田 美津子; 工藤 保; 中村 武彦; 更田 豊志
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 10 Pages, 2006/03
シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質の放射挙動を調べるVEGA計画において、照射済のPWR-UO, BWR-UO燃料及びATR-MOX燃料をほぼ同一条件で試験した結果を示す。
守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 佐藤 一憲
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 13 Pages, 2006/03
大スケール蒸気泡の過渡凝縮挙動に対して炉心安全解析コードSIMMER-IIIの実験的検証を行った。本研究の目的は、蒸発及び凝縮、あるいは同時に起こる熱及び物質移行が重要な役割を果たす相対的に短い時間スケールの多相多成分流動問題の数値シミュレーションに対して同コードを検証することである。この研究では、非凝縮性ガスを伴う凝縮現象に専念した一連の過渡蒸気泡実験が実施された。実験では、非凝縮性ガス及び水蒸気の混合物を加圧し、それを静止したサブクール水で満たされた円筒形プール内に大スケール単一気泡として放出した。非凝縮性ガス濃度及びその種類を実験パラメータとした。本実験で観察された大スケール蒸気泡の過渡凝縮挙動の特性がSIMMER-IIIを用いた実験解析を通じて明らかにされた。水蒸気凝縮実験では、液体プールに放出された蒸気相は気液界面における蒸気凝縮によって分散した。SIMMER-IIIによるシミュレーションにより、気相混合物内の非凝縮性ガスが大スケール気泡に与える凝縮抑制効果はかなり小さいことが示唆された。これは、これまでの実験で観察されたような小スケール気泡における凝縮特性とは異なっているものと考えられる。
小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 16 Pages, 2006/03
FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう20MW/m
もの高い熱流束の存在の結果として生じたことがわかった。
森山 清史; 中村 秀夫
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 18 Pages, 2006/03
水蒸気爆発は、軽水炉におけるシビアアクシデント時に格納容器の健全性に影響を及ぼし得る現象のひとつであり、原子力及びその他の産業における安全研究の分野で注目されてきた。著者らは軽水炉の安全性に対する水蒸気爆発の影響を評価するためにJASMINEコードを開発し、これまでに水蒸気爆発実験のシミュレーション及び実機規模のパラメータ解析を実施した。これらの解析経験と、水蒸気爆発の過程におけるさまざまな基礎過程の関連に関する考察に基づき、水蒸気爆発の機構論的解析コードを実機解析に適用する際の適切な方法に関する技術的な見解をまとめた。