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西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06
本研究の目的はナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去系に着目することによって、積雪と低温の重畳事象に対するPRA評価手法を開発することである。この重畳事象に対して、ハザード強度に依存する年超過確率を気象データに基づき評価した。また、崩壊熱除去系に着目し、低温と積雪の影響を考慮することによってイベントツリーを構築した。具体的な低温と積雪の影響とは、積雪に起因するディーゼル発電機や最終ヒートシンクの吸排気口の閉塞、積雪によるフィルター破損、冷却回路の凍結の可能性などである。また、除雪やフィルター交換などの復旧操作も考慮してイベントツリーを構築した。イベントツリーを定量化することで、支配的なシーケンスは、日降雪速度3m/day、低温及び積雪継続時間が24時間の場合でアクセスルート確保失敗であることを示した。
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 3 Pages, 2016/06
高速炉の代表的な炉停止失敗事象(ATWS)である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討し、IVR成立の見通しを得た。
廣井 博*; 荒井 眞伸; 木曽原 直之
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 3 Pages, 2016/06
高速増殖原型炉「もんじゅ」は、平成7年に初送電を開始したが、その後、2次系ナトリウム漏えい事故の発生、平成23年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島事故と言う)とそれを受けての新規制基準の施行、平成24年に明らかとなった保守管理不備の問題などがあり、またこの間、高速増殖炉開発を取り巻く国内外の情勢も変化してきた。この様な状況を踏まえて「もんじゅ」の開発意義や実施すべき研究について改めて議論され、平成25年9月には「もんじゅ研究計画」が策定された。本研究計画では、エネルギー安全保障と廃棄物の減容・有害度低減が2本の柱として定められた。ここでは「もんじゅ」に関する内外の経緯と環境の変化及び「もんじゅ研究計画」の内容や今後の取組みについて紹介する。
菊地 紀宏; 大島 宏之; 田中 正暁; 橋本 昭彦*
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06
高速炉燃料集合体の熱流力設計や安全性評価への適用を目的として、サブチャンネル解析コードASFREを整備し、複数の試験解析を通して燃料集合体内熱流動評価への適用性を確認してきたが、試験結果と比べやや急峻な温度分布となる傾向があった。本研究では、燃料集合体内温度分布の予測精度向上を目的として、流量配分に影響を及ぼす局所的な流動抵抗をより適切に評価するため、サブチャンネル解析の各コントロールボリュームにおいて冷却材が燃料ピンやワイヤスペーサから受ける局所的な流動抵抗を計算する分布抵抗モデル(DRM: Distributed Resistance Model)の精緻化を試みた。具体的には、DRMに組み込まれる燃料ピン配置等の幾何形状を考慮するモデルパラメータを修正した。改良されたDRMの適用性を確認するため、37本ピンバンドル体系ナトリウム試験を対象とした解析を実施し、その適用性を確認した。
永武 拓; 高瀬 和之*; 吉田 啓之
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/06
原子力発電における安全性向上のため、シビアアクシデント解析手法の不確かさ低減が重要となる。この不確かさ低減のためには、溶融燃料の移行等で起こる様々な現象を評価する必要があるが、これらを実験でのみ把握することは困難である。したがって、本研究では燃料要素の溶融挙動を数値的に明らかにするため、粒子法(MPS法)をベースに、燃料溶融挙動解析コードPOPCORNを開発している。本報では、燃料溶棒溶融の際に重要となる化学反応の中で、ジルコニウム中の酸素の拡散及び水蒸気-ジルコニウム反応に着目し、これらを考慮した溶融モデルを用いた燃料の溶融解析を実施した。解析の結果、化学反応を考慮した場合、初期溶融位置等に違いが表れることを確認した。
鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06
The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/06
高速増殖炉の自然循環時炉心内では浮力や熱伝導の効果が卓越し、燃料集合体間/内流量再配分、集合体間熱移行、集合体間ギャップ部流れといった炉内熱流動現象が重要になる。日本原子力研究開発機構では、自然循環崩壊熱除去時の炉心最高温度を精度よく評価するため、これらの現象を考慮できる全炉心熱流動モデルを組み込んだプラント動特性解析コードSuper-COPDの整備を行っている。本報では、7本の模擬燃料集合体から成るナトリウム試験装置を用いた自然循環試験の解析を実施し、集合体間熱移行現象に関する本モデルの妥当性を確認した。