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青柳 光裕; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2014/12
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時における溶融燃料流出挙動の評価精度向上のため、高速炉安全解析コードSIMMERにおける溶融燃料の固化・閉塞挙動に関する固液混相流の解析モデルを検証し、モデルの改良を行った。本研究では溶融燃料の流出挙動の分離効果試験であるTHEFIS試験を参照データとした。当該試験の体系に準じた解析体系を設定して、SIMMERコードによる解析を行った。既存の解析モデルによって、概ね試験結果を再現したが、条件によっては試験と比べて融体の流動が過大に制限された。試験での物理現象と既存解析モデルを対比すると、解析モデルは固体粒子による流動抵抗を過大評価しており、このことが流動を制限する解析結果をもたらしたと考えられた。そこで、実現象に応じたモデルに改良を行い、改良モデルを適用した結果、試験結果をより適切に再現することが確認できた。
伊藤 啓; 大野 修司; 小泉 安郎*; 河村 拓己*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/12
The gas entrainment (GE) due to free surface vortex is one of important issues in the safety study on sodium-cooled fast reactors. In this paper, the authors perform numerical simulations of a simple GE experiment. To simulate interfacial deformations accurately, a high-precision interface-tracking method is employed. Two kinds of fluids, i.e. water and silicone oil, are considered as the working fluid in the simulations and the flow rate is changed over a wide range as the simulation parameter for both fluids. As a result of the numerical simulations, the evaluated values of the entrained gas flow rates shows good agreements with the experimental data. In addition, both the simulation results and experimental data provide the entrained gas flow rate in proportional to the average velocity at the cylindrical tank outlet.
西村 正弘; 深野 義隆
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/12
最新の知見に基づいた局所流路閉塞の決定論的評価をASFREコードを使用して実施した。現実的な事故条件の効果を評価するために、ノミナルの出力と流量を解析条件とした。さらに、実験結果をレビューして、現実的な新しい閉塞形態を導入した。すなわち、ワイヤスペーサタイプの燃料集合体の一断面に千鳥格子の局所流路閉塞を想定した。その結果、閉塞物のまわりの流路が有効なので、局所閉塞の下流における温度上昇は過去の申請解析に比べて小さいことがわかった。そして、設計基準を超えた条件を想定しても、大規模な炉心損傷にいたらないことが確認された。
西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12
外部事象PRAは福島第一原子力発電所事故後、重要な安全評価手法として認識されてきている。PRAを日本で特に重要な地震と津波に対して実施するだけではなく、他の外部ハザード(たとえば竜巻)にも実施・発展されるべきである。本研究では、SFRに対してPRAの評価手法を発展させた。まず、日本のデータを用いて竜巻ハザード曲線を評価した。次に、崩壊熱除去に対する重要機器及び設備を同定し、炉心損傷に至るイベントツリーを風圧や飛来物に着目して構築した。重要機器及び設備に対する主なダメージの要因は、飛来物であり、そしてそれは、高所に配置されている重要機器の高さ以上に浮き上がる場合に驚異的な飛来物として同定される。この飛来物に対する重要機器の失敗確率は、飛来物が重要機器に関する開口部へ侵入する確率と、飛来物が対象の重要機器に衝突した際の機能喪失確率との積によって計算した。最後に、イベントツリーを定量化した。結果、炉心損傷頻度は10
/年よりも十分に小さくなった。
高松 邦吉; Hu, R.*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。
Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
In this study, motivated by acquiring further evidence for understanding the characteristics of pressure buildup from local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool, SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code, is utilized for analyses. It is found that, similar to previous reported experimental analyses, the water volume and melt temperature are observable to have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. In addition, from the numerical runs performed it is also recognized that the most probable reason leading to the limited pressurization for a given melt and water temperature within the non-film boiling range, even under a condition of comparatively larger volume of water delivered into the pool, should be due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface. Knowledge and data gained from this study might be utilized for potential empirical-model development as well as future investigations using reactor materials.
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
本論文は、主に積雪確率リスク評価(PRA)手法開発とプロジェクト概要を記す。積雪ハザード分類では、崩壊熱除去破損の分類にわけたイベントツリーを用いた事故影響を評価する。除雪と空気冷却ダンパの手動操作をアクシデントマネージメントとしてイベントツリーに導入した。積雪PRAの炉心損傷確率は10
/年以下の確率と表された。
相澤 康介; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁; 大野 修司; 上出 英樹; 長澤 一嘉*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12
アドバンストループ型ナトリウム炉であるJSFRでは、炉心上部のサーマルストライピング現象が課題である。制御棒から流出する低温ナトリウムと燃料集合体から流出する高温ナトリウムの混合により炉心上部機構下部の炉心計装取付板(CIP)において温度変動が生じ、そこで高サイクル熱疲労が生じる可能性がある。したがって、CIP周辺のサーマルストライピング現象を検討するため、1/3縮尺5集合体モデル水試験を実施した。試験装置は、中心に制御棒チャンネル、制御棒チャンネルの周囲4箇所に燃料集合体チャンネル、及びCIPを模擬した。高温噴流と低温噴流の温度差、高温噴流と低温噴流の流速比、流速比同一条件における高温噴流流速をパラメータとして試験を実施した。流量比はJSFRと同一とし、高温流速はJSFRの1/3としたケースをリファレンス条件とした。試験の結果、CIP近傍の温度変動挙動は流速比に依存することを示した。また、CIP近傍において、スパイク状の急峻な温度低下を伴う温度変動が確認された。このスパイク状の温度変動は、構造材に伝達する過程で大幅に減衰することを確認した。さらに、流体から構造材への熱伝達挙動を評価することにより、熱伝達特性を把握した。
竹田 武司; 大貫 晃*; 西 弘昭*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12
RELAP5 code post-test analyses were performed on two ROSA/LSTF validation tests for PWR safety system that simulated cold leg small-break LOCAs using SG secondary-side depressurization. The SG depressurization was initiated by fully opening the depressurization valves a little after a safety injection signal. In the 8-in. break test, core uncovery and heatup took place by boil-off. Core collapsed liquid level recovered after accumulator coolant injection. In the 4-in. break test, no core uncovery and heatup happened. Adjustment of break discharge coefficient for two-phase discharge flow predicted the break flow rate reasonably well. The code overpredicted the peak cladding temperature (PCT) because of underprediction of the core collapsed liquid level in the 8-in. break case. Sensitivity analyses indicated that a time delay for SG depressurization start and break discharge coefficient for two-phase discharge flow affect the PCT significantly in the 8-in. break case.
柴本 泰照; 孫 昊旻; 与能本 泰介
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/12
Droplet size distributions have been measured for air-water annular-mist flow in a vertical 12.0 mm diameter pipe at atmospheric pressure. A laser diffraction technique has been employed using a Malvern Spraytec instrument. The test section was specially designed for meticulous measurement in the present experiment: any optical windows were not used to avoid problems arose from glass contamination by sucking the liquid film through the wall just below the measurement elevation. Sauter mean diameters measured in this work decreased simply with an increase of air superficial velocity, whereas the dependence on water superficial velocity showed complicated dependency on air velocity. The effect of a flow obstacle on droplet size distribution was also investigated. A small tube was placed in the centerline of the test section as an obstacle. Three obstacles having different blockage ratio were tested. It is found through the present experiments that the obstacle effect is not so significant for the blockage ratio of up to 0.3, and the droplet diameter decreases to approximately 80% in average. Based on the data, an empirical correlation to predict Sauter diameter was developed by modifying the existing correlation. A hydraulic equivalent diameter that takes account of the blockage ratio is applied to the characteristic length in the correlation.
岡野 靖; 山野 秀将
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
本研究は、ナトリウム冷却高速炉を対象に、森林火災に対しPRAを用いハザード評価手法を構築するものである。森林火災によるインパクトの発生頻度と影響を定量的に評価し、最終的に炉心損傷頻度を求める。新評価手法はハザードカーブの導出とレベル1PRAからなり、本論文は1つ目に含まれる森林火災進展シミュレーションを扱ったものである。森林火災によるチャレンジ要因を定量的に求めるとともに、天候条件に対する感度分析を行った。森林火災シミュレーションはFARSITEコードを用いた。感度解析の結果、風の有無と湿度の高低に対する感度が高い一方、気温に対する感度は低いことが判明した。すなわち、火災がサイトに到達する時間を比較した場合、風が観測最大値と無しの場合で5倍程度、湿度の高低により3.4倍程度の差が見られた。火災に伴う随伴事象として、火災が高圧送電線網とサイトへ到達する時間差を定量的に求め、外部電源喪失後の火災到達までの時間猶予を評価した。
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/12
The analysis on a density stratification layer consisting of multiple gases in the reactor containment vessel is important for the safety assessment of sever accidents. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has started the project on the containment thermal hydraulics. We carried out Computational Fluid Dynamics (CFD) analyses in order to investigate the erosion of the density stratification layer by a vertical buoyant jet under this project. We used the Reynolds averaged numerical simulation (RANS) and Large eddy simulation (LES) models to analyze the erosion of a density stratification layer by a vertical buoyant jet in a small vessel which represents a containment vessel. This numerical study calculates the turbulent mixing of a two-component (air and helium) gas mixture. The turbulence models used for the RANS analyses are two types of k-
model models. The first model is the low Reynolds number k- model developed by Launder and Sharma. The second model is revised from the first model in order to accurately consider the turbulent production and damping in a stratification layer. The results have indicated that both the RANS and LES models simulate almost the same behavior of the erosion of the density stratification layer. While the erosion rate calculated by the low-Re k- model was faster than that of the LES model, the modified k- model could calculate the erosion rate similar to the LES result.
川田 賢一; 高橋 一彦*; 飛田 吉春
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/12
SAS-SFR (SAS4A) is the most advanced computer code for simulating the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFR). A PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) for CDA of MOX-fueled SFR has been developed under an international collaboration framework between JAEA and European organizations (CEA and KIT). Based on this PIRT, the first systematic and comprehensive validation work for SAS-SFR(SAS4A) was conducted focusing on the fuel failure position under Transient Overpower (TOP) and transient undercooled overpower conditions. In the calculations of the selected CABRI experiments, the fuel failure positions under TOP and transient undercooled overpower were reproduced, using the failure prediction model of SAS-SFR(SAS4A). The mechanistic behavior of these results agrees with the experimental interpretation on the failure location in these experiments.
本多 慶; 大平 博昭; 森 健郎
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
2008年から2012年にかけてIAEA/Monju-CRPにて「もんじゅ」炉上部プレナムの3次元熱流動解析が行われたが、どの参加国も解析と実機の熱電対プラグの温度が合わなかった。そのため、本研究では、入口条件を見直し、再解析を行った。その結果、解析と実機の熱電対プラグの温度が良い一致を見た。集合体出口の上部に整流管と温度計が取り付けられているが、その温度計位置における温度の解析結果と入口境界条件として与えた温度が一致した。また、解析と実機の温度計位置における温度を比較すると比較的一致しており、集合体出口上部に取り付けられた温度計の温度が、集合体出口の温度とみなせることが示された。これらの結果より、入口条件が妥当であることが示された。
菊地 晋; 清野 裕; 大野 修司
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12
ナトリウム冷却高速炉ではナトリウム漏えい対策として構造コンクリートはライナーで保護されている。しかし、ライナーが破損するような過酷な状態を想定する場合、コンクリートと液体ナトリウムが接触し、反応が生じる可能性がある。このナトリウムとコンクリートの反応はコンクリートの構成要素にダメージを与え、水素ガスと反応熱を生成する。したがって、原子炉構造の健全性の観点から、ナトリウムーコンクリート反応のメカニズムを把握することが重要である。しかし、計測の困難性から、反応速度論的な知見が僅少である。本研究では、ナトリウム-コンクリート反応現象の後続反応として想定されるNa
OとSiOとの反応速度論に着目し、熱分析で得られた結果より速度論的評価を行い、活性化エネルギーと頻度因子を算出した。また、想定される総括反応を検討するため、化学分析より生成物の同定を行った。
大野 修司
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/12
高速炉冷却材ナトリウムが大流量でコラム状に漏えいし床で衝突飛散する場合の燃焼挙動と熱影響について、大規模ナトリウム燃焼試験における試験容器内部温度や酸素濃度の測定結果をもとに分析評価した。その結果、ナトリウム燃焼が大空間内部の限定された領域で生じる場合の局所的な酸素欠乏によって燃焼が抑制・緩和される効果が存在することを明らかにした。
神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12
The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.
小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
The accident sequences beyond design basis to be considered for the prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which is now under development in Japan Atomic Energy Agency (JAEA), are identified in order to confirm the effectiveness of the measures against severe accidents. Internal and external events are considered as potential initiator of severe accidents. Earthquake and tsunami are focused on as the external events in light of the accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Probabilistic Risk Assessment (PRA) and/or its alternative approach are taken for the comprehensive analyses of the accident sequences. At first, four important accident sequence groups are identified; anticipated transient without scram, loss of reactor sodium level, protected loss of heat sink and loss of all alternating current power sources. Then accident sequence to be evaluated is extracted from corresponding accident sequence group. Severe accident measures which are composed of installing hardware or constructing emergency operator procedure, and which are intended to minimize the risk of radioactive release, are also identified for each accident sequence. In order to confirm the effectiveness of those severe accident measures prepared for prototype SFR, deterministic safety evaluations of those accident sequences should be carried out.
田上 浩孝; 飛田 吉春
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
For safety analysis of SFR, it is necessary to evaluate behavior along with coolability of debris bed in lower plenum which is formed in severe accident. In order to analyze debris behavior, model for dense sediment particles behavior was proposed and installed in SFR safety analysis code SIMMER. SIMMER code could adequately reproduce experimental results simulating the self-leveling phenomena with appropriate model parameters for bed stiffness. In reactor condition, the self-leveling experiment for prototypical debris bed has not been performed. Additionally, the prototypical debris bed consists of non-spherical particles and it is difficult to quantify model parameters. This situation brings sensitivity analysis to investigate effect of model parameters on the self-leveling phenomena of prototypical debris bed in present paper. The model parameter is chosen as sensitivity parameter. Sensitivity analysis shows that the model parameters can effect on intensity of self-leveling phenomena and eventual flatness of bed. In all analyses, however, coolant and sodium vapor break the debris bed at mainly center part of bed and the debris is relocated to outside of bed. Through this process, the initial debris bed is almost planarized before re-melting of debris. This result shows that the model parameters affect the self-leveling phenomena, but its effect in the safety analysis of SFRs is limited.
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/12
ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度: 約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。
水谷 淳*; 江原 真司*; 橋爪 秀利*; 山野 秀将
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
本研究では、はく離及び圧力変動特性に影響を与える入口流れの影響をJSFRコールドレグ配管の1/7縮尺モックアップを使って評価した。第3エルボの流入条件は既往研究と条件を変えており、2番目と3番目のエルボ間距離を6.4D(D:配管直径)から9.4Dに変化させた。可視化実験では、第3エルボ内側ではく離が見られており、6.4Dの場合よりはく離が大きくなった。これは第3エルボ入口での旋回流が弱まったからと考えられる。圧力変動の周波数解析によれば、はく離領域ではストローハル数(St)が0.4程度で圧力変動パワースペクトル密度(PSD)のピークがみられ、その振幅は6.4Dの場合に比べて半分程度であった。また、エルボ腹側の再付着点において、St=0.6のピークが見られ、その振幅は3倍程度だった。その結果から、旋回流が弱められたことによって、はく離領域が下流側に大きくなり、圧力変動の振幅が大きくなったことが明らかになった。