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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。
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。
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。
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.
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。
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。
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。
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。
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.
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。
山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 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
本研究で、数値計算を行い、SIMMER-IVの流体力学モデルがスロッシング挙動を模擬するのに妥当であることを示した。既存の2次元シミュレーションと比べ3次元シミュレーションは、周方向運動量散逸の効果を取り扱うことができるため、燃料の中央へのコンパクションを緩和できることがわかった。これらの計算からスロッシング挙動に関するSIMMER-IVコードの妥当性が確認された。
早川 教*; 石倉 修一*; 渡辺 収*; 金子 哲也*; 山野 秀将; 田中 正暁
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
本研究で開発した手法をJSFRのホットレグ配管を模擬した1/3縮尺試験の解析に適用し、計測された応力値と計算値を比較した。その結果、非定常流動解析により得られた圧力変動による応力の計算値は過小評価した。そのため、配管への圧力変動に関する予測精度の向上を試みた。
大野 修司; 浜瀬 枝里菜; 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
ナトリウム漏えい燃焼事故影響に関する支配因子を同定するために、多セル解析コードSPHINCSを用いて大規模2セル体系でのスプレイ・プール同時燃焼の感度解析を行った。ガス圧力上昇及びプール下の鋼板温度上昇を注目すべき評価指標とした解析の結果、重要な事象構成因子が定量的に明らかになり、解析コード妥当性確認や安全評価結果の不確かさ評価に反映できる知見を得ることができた。
藤田 薫; 山野 秀将; 久保 重信*; 衛藤 将生*; 山田 由美*; 豊吉 晃*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却大型炉へ適合する自己作動型炉停止機構(SASS)への要求条件を整理し、それを満たすような構造を検討した。また、解析によりTOP型, LOF型, LOHS型の各ATWS時にSASSが受動的に作動することによって、炉心損傷事故を防止できるという結果が得られた。これによりSASSによる炉心安全の向上に対する有効性が示された。
Shen, X.*; 中村 秀夫
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
A complete four-sensor probe measurement theory was newly developed to obtain local instantaneous 3D bubble velocity vector, local instantaneous bubble diameter and local instantaneous interfacial normal unit vector and local time-averaged interfacial area concentration (IAC) in a multi-dimensional two-phase flow by assuming the bubbles to be spherical. The bubbles are classified into spherical and non-spherical bubbles by introduction of a bubble deviation coefficient from a spherical shape. The measured results were checked against such parameters as void fraction, superficial gas velocity, bubble diameter and IAC and confirmed the excellent measurement capability of the developed theory.