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古川 智弘; 大高 雅彦; 平川 康
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 5 Pages, 2014/07
IFMIF工学設計・工学実証活動(IFMIF-EVEDA)の下で、関連研究の1つとして、リチウム安全取扱い技術にかかわる2種類の実験を本研究では実施した。一つは革新的リチウム漏えい検出システムに関する実験であり、もう一つは燃焼リチウムの消火特性に関する実験である。漏えい検出システムに関する実験では、レーザーブレイクダウン法を用いた微少リチウム漏えいに関する検出可能性を評価した。リチウムの消火に関する実験では、2種類のカーボンベースの消火薬剤を対象に、消火特性を評価した。本報告では、これらの研究成果について述べる。
山下 晋; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動を現象論的に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、数値流体力学的手法に基づいた、現象論的な溶融物挙動の評価を可能とする数値解析手法を開発している。前報では、1種類の金属と1種類の気体から成る固・気・液3相2成分流体解析手法を用いた、溶融物の移行挙動解析を行ったが、金属に対して1成分のみであるため、崩壊熱を有する燃料物質とそれを持たない炉内構造物を区別することができないという問題があった。本報では、崩壊熱を有する燃料物質及びそれを持たない炉内構造物を区別して溶融移行過程を解析するために、前報で示した解析手法に対して、崩壊熱を有する燃料物質のために更に金属成分を1つ追加した固・気・液3相3成分解析手法の概要を報告する。また、崩壊熱モデルとして発熱する燃料を区別できるように改良した本解析手法を用いて得られた炉内構造物の溶融・移行過程解析結果を示す。
生澤 佳久; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 前田 宏治; 加藤 正人; 前田 誠一郎
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07
MA-MOX燃料の設計技術開発のためには、MA-MOX燃料の照射挙動評価モデルを開発し、PIE結果を用いて解析コードの精度を確認する必要がある。本研究では、MA-MOX燃料の熱伝導度、融点及び蒸気圧の評価が可能な熱物性評価解析モジュール「TRANSIT」を開発し、更にMA-MOX燃料の照射挙動を解析するために、このモジュールと燃料ピン挙動解析コード「DIRAD」を組合せた「DIRAD-TRANSIコードシステム」を開発した。更に、常陽で実施されたMOX燃料及びMA-MOX燃料の照射後試験結果を用いて、このコードシステムの検証を行った。検証の結果、DIRAD-TRANSIコードシステムは、数%のアクチニドを含むMOX燃料に対して、燃料温度及び組織変化といった照射挙動を再現できることを確認した。
Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
BWRのシビアアクシデント時におけるソースタームの評価を目的として、福島第一原子力発電所2号機の事故を例にとり、シビアアクシデント総合解析コードMELCOR (Ver.1.8.5)を用いた不確かさ解析を実施した。最初のステップとして、炉内溶融進展挙動及び放射性物質移行挙動モデルに係わる主要なパラメータを抽出し、Morris法によりパラメータの絞り込みを行なった。得られた各パラメータの不確かさ分布及びパラメータ間の相関を設定した後、Iman-Conover法による順位相関を考慮したラテン超方格サンプリング(LHS)法を用いて入力データセット作成し、Cs, CsI等の格納容器外放出量について不確かさを評価した。合わせて、相関係数に基づいてソースタームに大きく寄与するパラメータを検討し、炉心コンポーネントや構造物の破損、エアロゾルのプールスクラビングに係わるモデル等がソースタームの不確かさに大きな影響を及ぼすことを明らかにした。
石川 淳; 丸山 結
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07
Two tests performed in the THAI-2 project of the OECD/NEA on the adsorption of molecular iodine onto chemically inactive and active aerosols were analyzed with ART code for analysis of transportation of radioactive materials during a severe accident in order mainly to estimate adsorption velocities of I
onto the aerosols. The results of the analysis for aerosol characteristics including airborne concentration and size distribution were reasonably agreed with the measured tendencies. The total surface areas of the aerosols, contributing to physisorption and chemisorption of I, were evaluated to be comparable with the surface area of the THAI test vessel wall. It was found that, giving the adsorption velocity onto aerosol at 10
through 10
m/s, the decreasing tendency in the airborne concentration of I was well reproduced for the test with chemically inactive aerosol. The present analysis also implied that the adsorption velocity in the test with chemically active aerosol was estimated to be larger than that in the test with chemically inactive aerosol by two orders.
伊藤 裕人; Zheng, X.; 玉置 等史; 丸山 結
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07
The influence of the in-vessel melt progression on the uncertainty of source terms was examined in the uncertainty analysis with integrated severe accident analysis code MELCOR (Ver. 1.8.5), taking the accident at Unit 2 of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant as an example. The 32 parameters selected from the rough screening analysis were sampled by Latin hypercube sampling technique in accordance with the uncertainty distributions specified for each parameter. The uncertainty distributions of the outputs were obtained through the uncertainty analysis with an assumption of the failure of drywell, including the source terms of the representative radioactive materials (Cs, CsI, Te and Ba), the total mass of in-vessel H generation and the total debris mass released from the reactor pressure vessel to the drywell. Based on various types of correlation coefficient for each parameter, 9 significant uncertain parameters potentially dominating the source terms were identified. These 9 parameters were transferred to the subsequent sensitivity and uncertainty analyses, in which the influence of the transportation of radioactive materials was taken into account.
竹田 武司; 大津 巌; 与能本 泰介
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
An experiment on a PWR station blackout transient with the TMLB' scenario and accident management (AM) measures was conducted using the ROSA/LSTF at Japan Atomic Energy Agency under an assumption of non-condensable gas inflow to the primary system from accumulator tanks. The AM measures proposed in this study are steam generator (SG) secondary-side depressurization by fully opening safety valves in both SGs with the incipience of core uncovery and coolant injection into the secondary-side of both SGs at low pressures. The LSTF test revealed the primary pressure started to decrease when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the coolant injection into the SG secondary-side. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in the SG U-tubes after the completion of accumulator coolant injection. The RELAP5 code indicated remaining problems in the predictions of SG U-tube liquid level and primary mass flow rate after the gas ingress.
山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
ピン束構造での高速二相流動及び冷却材プールへの蒸気泡の膨張挙動を検証する目的のため、代表的な実験解析(VECTORSとOMEGA)について詳細に記述した。この実験解析を通じて、SIMMER-IIIコードが基本的には数値的及び物理的に妥当であることが示され、現在、総合的な実機安全解析に適用可能であることが示された。
小藤 博英; 矢野 哲司*; 明珍 宗孝; 松山 加苗*; 沖田 壮史*; 宮本 真哉*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07
金属電解法による乾式再処理から発生する高レベル廃棄物の処分形態として、鉄リン酸塩ガラスを媒体とした安定化処理を検討している。本報では廃棄物の高充填や固化体の化学的安定性向上を目指してガラス組成の最適化を実施した。Feにより形成されるガラス疎水性のガラスネットワークは若干のCrやAlをFeの代替とすることで強化され、FPを20wt%以上含有しても化学的に安定なガラス試料が得られた。本研究により乾式再処理起源の高レベル廃棄物を最大限導入するガラス媒体の組成を見出し、ガラス架橋構造安定化に寄与するFeの価数変化に関する知見が得られた。
伊藤 主税; 内藤 裕之; 大場 弘則; 佐伯 盛久; 伊藤 敬輔; 石川 高史; 西村 昭彦; 若井田 育夫; 関根 隆
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07
福島第一原子力発電所の燃料デブリの取り出しに向けた原子炉圧力容器・格納容器内の燃料デブリの位置や状況の把握に適用可能な光ファイバを用いた遠隔調査技術を開発している。積算
線量100万Gyまで使用できる性能を目指し、ヒドロキシ基を1000ppm含有させることにより耐放射線性を向上させた高純度石英光ファイバを試作して線照射試験によりその耐放射線性を確認した。これにより、積算100万Gyまで、イメージファイバによる観察及びレーザー分光による元素分析が行える見通しを得た。また、さらに耐放射線性を向上させるためにフッ素を含有した高純度石英光ファイバを試作し、ルビーシンチレータと組み合わせて放射線計測できることを確認した。これらにより、高耐放射線性光ファイバを用いた高放射線環境の遠隔調査装置が開発できることを示した。
上地 優; 野口 弘喜; 寺田 敦彦; Yan, X.
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 5 Pages, 2014/07
高温ガス炉は電気だけでなく高温熱を製作することができる。中東では水と電気を併産するコージェネレーションプラントに大きな需要があり、高温ガス炉ガスタービンシステムは有用であると考えられる。高温ガス炉の熱を用いて海水淡水化を行う場合、加圧水を用いた二次ループを介して行うこととなる。タービン廃熱は最大248MWt利用される。本論文では、新形式の多段フラッシュ方式海水淡水化プラントの熱物質収支を計算した。その結果、段数の増加に伴い、パフォーマンスレシオが徐々に増加することがわかった。また、2段のケースに比べ3段のケースでは、蒸発器の伝熱面積が28%減少し、コスト低減及び機器のコンパクト化に寄与することが示唆された。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 宇田川 誠; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝; Li, Y.*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07
The probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP is improved by introducing crack-growth evaluation methods based on J-integrals, including calculation functions of J-integral values for semi-elliptical surfaces and through-wall cracks in pipes. Using the improved PASCAL-SP, sensitivity analyses that varied parameters such as earthquake magnitude were carried out on the basis of probabilistic evaluation. Results obtained from sensitivity analyses are also presented, e.g., the effect of earthquake magnitude on failure probability. The improved PASCAL-SP makes evaluation of the failure probability of piping under large seismic loading possible.
神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹; 松場 賢一
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 12 Pages, 2014/07
The objective of the present study is to develop the methodology for evaluation of molten-fuel relocation into the coolant plenum with FCIs. The evaluation methodology was developed through validations of the SIMMER code using experimental data. A series of fundamental experiments were selected for model validations in which an alloy with low melting temperature and water were used as simulant materials for the fuel and the coolant respectively. The validation required model improvements for suppression of melt-coolant interfacial area based on the results of visual observation in the experiments in order to reproduce the experimental results appropriately. Through the present model validations, the methodology to evaluate molten-fuel relocation into the coolant plenum with FCIs was successfully developed.
Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07
Studies on local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool are important for severe accident analyses of sodium-cooled fast reactors (SFRs). To clarify the mechanisms underlying this interaction, in this study a series of experiments was conducted by delivering a given quantity of water into a simulated molten fuel pool (formed with a low-melting-point alloy). Based on the experimental data obtained from a variety of conditions, including difference in water volume, melt temperature and water subcooling, the characteristics of pressure-buildup during local FCIs was investigated. It is found that under our experimental conditions the water volume and melt temperature have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. The performed analyses also suggest that the pressurization from local FCIs should be intrinsically limited, due to a suppressing role caused by the increasing of coolant volume entrapped within the pool as well as the transition of boiling mode. Current work, which gives a palette of favorable data for a better understanding and an improved estimation of severe accidents in SFRs, is expected to benefit future analyses and verifications of computer models developed in advanced fast reactor safety analysis codes.
田上 浩孝; Cheng, S.; 飛田 吉春; Guo, L.*; Zhang, B.*; 守田 幸路*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07
SFRのシビアアクシデントにおいて、燃料デブリが冷却限界厚さを超えて堆積した場合、セルフ・レベリング挙動によってデブリベッド厚みが冷却限界を下回ることが期待される。ゆえに、SFRの安全解析においてセルフ・レベリング挙動を評価することは重要であるが、これを解析する手法は存在しない。そこで、本研究ではセルフ・レベリング挙動に固有の現象を解析するための新規手法を開発することを目的とする。デブリベッドのセルフ・レベリング挙動の特徴から、Bingham流体を仮定することで新規手法を開発した。新規手法は粒子間衝突を模擬した粒子間相互作用と粒子間接触の効果を模擬した2つのパートにより構成される。この新規手法に対して固気液三相流からなるセルフ・レベリング挙動模擬実験を用いて検証を行った。新規手法は、モデルパラメータに依存するものの模擬実験結果をよく再現する。このことから、本新規手法がSFR環境下におけるデブリベッドのセルフ・レベリング挙動に対する適用性を有することが示された。
川田 賢一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; Pfrang, W.*; Buffe, L.*; Dufour, E.*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
SAS-SFR (derived from SAS4A) is presently the most advanced computer code for simulation of the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFR). In the past two decades, intensive model improvement works have been conducted for SAS-SFR utilizing the experimental data from the CABRI programs. The main target of the present work is to confirm validity of these improved models through a systematic and comprehensive set of test analyses to demonstrate that the improved models has a sufficient quality assurance level for applications to reactor conditions. With the present study, important phenomena involved in ULOF, UTOP and ULOHS were identified and an evaluation matrix for the selected CABRI experiments was developed.
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
The analysis on a density stratified layer consisting of multiple gases in the reactor containment vessel is important for the safety assessment of sever accidents. In this paper, Computational Fluid Dynamics (CFD) analyses were carried out in order to investigate the erosion of the stratified layer by a vertical buoyant jet injected from the bottom of a small vessel. Although the Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) model is commonly used in industrial applications, it is known that the RANS analyses tend to overpredict effects of turbulent mixing and stratification erosion for these phenomena. This study carried out the RANS and Large-eddy simulations (LES) in order to understand the detailed phenomena of the stratification erosion in a containment vessel, and clarify the problems of the RANS analysis from the comparison. As a result, the calculated erosion behavior was qualitatively different: the LES analyses showed the vertical helium turbulent transport was enhanced only in the radial region directly affected by the impinging jet, while the RANS analyses indicated the occurrences of such transportation at all the radial locations. Although more detailed validation is required using appropriate experimental data, this difference among the calculated cases suggests the importance of the improvement of the turbulence models in order to accurately predict turbulence damping in the stratification layer.
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT (Two-Phase Flow simulation code with Interface Tracking) was expanded to two-phase flow simulation in seismic conditions. In this paper, the two-phase bubbly flow in a simulated single-subchannel excited by oscillation acceleration was simulated by using the expanded TPFIT. A calculation domain used in this simulation was a simplified subchannel in a BWR core. Moreover time-series of void fraction distributions were evaluated based on predicted bubble distributions. When no oscillation acceleration was added, void fraction concentrated in a region near the wall. When oscillation acceleration was added, void fraction distribution was changed by time. In addition coalesces of bubbles occurred in the numerical simulation, and bubbles with relatively large diameter were observed. In the results, complicated void fraction distribution was observed, because the response of void fraction distribution on the oscillation acceleration was dependent on not only imposed acceleration, but also the bubble diameter.
鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 伊藤 啓
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation, hence, should be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU reflecting the knowledge newly obtained after the original licensing application, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
曲率半径(Rc)と内径(D)が等しいショートエルボを有するNa冷却高速炉のホットレグ(H/L)配管では流動励起振動の発生が懸念されている。著者らは、整流された条件におけるエルボ内の流動構造は既報により報告した。しかしながら、実機H/L配管では、上部プレナムからの吸込み時に、強く乱れた条件となることが予測されている。本研究では、5種類の多孔板をエルボの上流側に設置して入口流速条件を人為的に変化させ、H/L配管での吸込み部の流速条件がエルボ配管内の流動構造に及ぼす影響を調べることを目的に、粒子画像計測法による流速場計測を行った。入口の流速分布によってエルボ内部の流動構造は変化し、入口で与えられた乱れ成分のうち低周波成分は下流側まで残存することが分かった。
