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高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1250 - 1257, 2016/04
東京電力の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。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。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。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。
深野 義隆
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.347 - 356, 2016/04
燃料ピンの自然破損、局所的過出力、流路閉塞のような炉心局所事故の多様な起因事象のうち、仮想的集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象は最も厳しい結果を与える。炉心局所事故の幅広い起因事象を包絡する評価として、既往研究ではSAS4AコードによるHTIB事象の影響が評価されている。SAS4Aコードは仏国CABRI炉や米国TREAT炉における多くの炉内試験によってその妥当性が確認されているが、これらの試験の多くは、過出力と組合わせた流量減少条件下で実施された。これらの流量減少型試験と比較して、HTIB事象における流量変化は非常に急激である。したがって、本研究では、特にTIB事象発生後に起きる冷却材沸騰、被覆管溶融、溶融被覆管の移動、燃料溶融及びラッパー管破損のモデリングについて、仏SCARABEE炉を用いたHTIB試験を用いて追加的かつより目的に相応しい妥当性確認が行われた。SCARABEE炉では、19本あるいは37本ピンバンドルを用いた4つのTIB試験が実施された。HTIB事象後に起きるであろう次の現象について、SAS4Aコードによるこれらの試験の解析結果は試験結果との良好な一致を示した。(1)冷却材沸騰及び被覆管ドライアウトのタイミング及びその進展、(2)被覆管溶融のタイミング及び溶融被覆管の移動挙動、(3)燃料の溶融、崩壊及び移動のタイミングとその進展、(4)ラッパー管溶融貫通のタイミング。したがって、既往研究におけるHTIB事象の影響の評価へSAS4Aコードを適用することの妥当性が本研究によってより高められた。
今泉 悠也; 深野 義隆
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.357 - 363, 2016/04
SFRにおける炉心崩壊事故の起因過程を解析するコードとして開発されたSAS4Aコードは、今後安全審査においても採用される可能性があり、また実験的知見による妥当性確認が行われる必要がある。そこで本研究では、国際共同CABRIプロジェクトによる実験結果を使用して、本コードの妥当性確認を行った。なお本研究で妥当性確認の対象としたCABRIの3試験は全て、中程度の燃焼度(6.4at%)の中空燃料について行われたものである。ここでは、SFRにおけるULOFの条件を模擬するため、流量減少(LOF)及び過渡過出力(TOP)により構成された過酷な印加条件が与えられた。TOPが印加されたタイミングは、冷却材温度が沸点近傍に達した時点、あるいは被覆管溶融の数秒後であった。解析の結果、冷却材沸騰のタイミング、沸騰中のボイド領域拡大、溶融燃料の移動・再凍結挙動などについて、CABRIの試験結果との良好な一致が得られた。本解析の結果、SAS4Aモデルの冷却材沸騰及び再配置モデルについての妥当性確認がなされた。
宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1183 - 1189, 2016/04
JAEA launched ALPS-II program in 2010 in order to obtain regulatory data for advanced fuels. Five new reactivity-initiated accident (RIA) simulated tests on the advanced fuels have been performed. The first two fuels tested, VA-5 and VA-6, were 17
17-PWR-type with stress-relieved and recrystallized M-MDA cladding tube, and irradiated to ~80 GWd/tU. The cladding failed due to the pellet-cladding mechanical interaction. Fission gas dynamics tests to promote a better understanding of the behavior of fission gas during an RIA are planned. A recent qualification test on a prototype pressure sensor demonstrated its ability to obtain history data of transient fission gas release. JAEA also launched a new experiment program using NSRR to investigate fuel degradation behaviors in the temperature region beyond-DBA LOCAs.
山野 秀将; Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1029 - 1038, 2016/04
本研究は、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉実証施設設計において、配管の健全性を確認するため、流力振動評価を実施した。主冷却系ホットレグ配管設計及び流力振動評価設計指針について述べた後、本論文では主として流力振動評価及び健全性評価について記述する。流力振動の疲労評価では、応力集中係数等を考慮した配管の応力は代表部位において設計疲労限を下回った。したがって、本評価により、実証施設の主冷却系ホットレグ配管の健全性が確認された。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 諸橋 裕子
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.314 - 320, 2016/04
燃料集合体出口の温度及び流量計測は、LOCAとRIAの様な異常事象の早期検知やナトリウム冷却高速炉の炉上部における熱流動を理解する上で有効である。原子力機構において渦電流式流速計の開発は進められてきており、もんじゅの炉心上部機構に34体の渦電流式流速計が設置されている。本報告では、もんじゅに設置した渦電流式流速のデータを示す。10
100%の流量において、渦電流式流速計の信号強度と一次主冷却系流量には高い直線性が得られることがわかった。また、その0.25m/sという低流速領域においても、その直線性は得られた。定格流量条件において、渦電流式流速計の変動は0.2m/s程度(平均流速の5%)であることが確認された。これらの試験結果より、渦電流式流速計は相対的な流量変化を検出できることが示された。
小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04
ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。
Hourcade, E.*; Curnier, F.*; 三原 隆嗣; Farges, B.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1740 - 1745, 2016/04
2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本ペーパーでは、ASTRIDのDHRSの現状の設計方針を紹介する。特に、原子炉容器内に配置される複数の熱交換器については設置位置を変えることで運転温度条件に関する多様性を確保することとしており、日本側が2014年から設計検討を開始しているコールドプール設置型の崩壊熱除去系は、過酷事故時のコアキャッチャー上の溶融物質炉心冷却機能にも活用可能となっている。
堂田 哲広; 大平 博昭; 上出 英樹
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1618 - 1625, 2016/04
ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。