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論文

Synthesis and characterisation of a new graphitic C-S compound obtained by high pressure decomposition of CS$$_2$$

Klotz, S.*; Baptiste, B.*; 服部 高典; Feng, S. M.*; Jin, Ch.*; B$'e$neut, K.*; Guigner, J. M.*; Est$`e$ve, I.*

Carbon, 185, p.491 - 500, 2021/11

 被引用回数:0

二硫化炭素(CS$$_2$$)は、その最も近い類似体であるCO$$_2$$とともに、二重共有結合からなる最も単純な分子系の一つである。高圧下では、この分子構造は分解され、拡張された結晶性またはポリマー性の固体を形成すると考えられる。ここでは、大容量高圧技術を用いて300Kで約10GPa (100kbar)まで圧縮することにより、瞬間的な反応で純粋な硫黄とC$$_2$$Sに近い化学組成を持つ化合物の混合体が得られ、常圧まで回収できることを示している。中性子回折,X線回折,ラマン測定の結果、この物質は硫黄がナノメートルオーダーのsp$$^2$$グラファイト層に結合していることがわかった。電気抵抗の温度依存性からこの化合物は45meVのギャップを持つ半導体であることが明らかになった。200$$^{circ}$$C以上の温度でアニールすることで、硫黄含有量をC$$_{10}$$Sまで減らすことができた。この物質の構造的・電子的特性は、過去に行われたCS$$_2$$の高圧実験で報告された「ブリッジマンブラック」とは根本的に異なる。

論文

Experimental and analytical investigation on local damage to reinforced concrete panels subjected to projectile impact, 1; Penetration damage mode due to normal impact

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08

飛翔体衝突に伴う原子力施設建屋の外壁を対象とした鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、その損傷モードに応じて多くの評価式が提案されている。しかしながら、それらの評価式はRC板構造への垂直衝突を対象としたものが主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。そこで本研究では、実験結果およびシミュ レーション結果に基づき斜め衝突に対する局部損傷評価式を提案することを最終目的とする。今般、RC板構造の局部損傷に着目し、剛および柔飛翔体の垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の衝突試験を実施した。本研究では、その1として剛および柔飛翔体の垂直衝突に係る試験結果と解析結果の比較を実施し、解析手法の妥当性について検討を行った。本論文では、これらの検討結果から得られた知見について報告する。

論文

A Statistical approach for modeling the effect of hot press conditions on the mechanical strength properties of HTGR fuel elements

相原 純; 黒田 雅利*; 橘 幸男

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 9 Pages, 2021/08

高温ガス炉(HTGR)の燃料要素が災害時においても構造健全性を保つためには、強度が高く耐酸化性の燃料要素を開発するべきである。HTGR燃料要素として、耐酸化性向上のため、熱間加圧した炭化珪素(SiC)/炭素(C)混合母材を採用する。圧力,温度,時間といった熱間加圧条件はHTGR燃料要素の強度に影響する因子である。高強度の燃料要素の最適な製造条件を特定するためには、それらの因子の機械強度に対する効果を定量的にモデル化する必要がある。本研究では、統計的実験計画法アプローチを導入することにより熱間加圧条件と機械強度特性の関係に応答曲面モデルを構築する。

論文

Features of a BWR neutron absorber melt relocation in an oxidative environment during the CLADS-MADE-02 test

Pshenichnikov, A.; 永江 勇二; 倉田 正輝

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08

The work on the understanding of the accident progression at the Units of the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Plant (1F) is ongoing. This contribution gives a part of detailed investigations of the control blade melt propagation downwards through the prototypic BWR bundle assembly during the CLADS-MADE-02 test, where the conditions of the 1F Unit 3 was simulated. Interesting features emerged in an oxidative environment.

論文

Hybrid dynamic response test focusing on the support structure of piping systems

奥田 幸彦; 西田 明美; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*; Li Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08

原子力発電所のより現実的な地震応答解析手法を開発するためには、建物,設備,配管など、設計評価時に独立したモデルとして扱われる各機器の接合部を考慮して地震時挙動を評価する必要がある。特に、建物と配管の接合部である配管支持構造物は、配管系の耐震評価において重要である。配管支持構造物の現在の耐震評価は弾性範囲内で行われているが、地震PRAにおけるフラジリティ評価のためには配管支持構造物の現実的な弾塑性応答を考慮することが重要である。しかしながら、配管支持構造物の弾塑性応答を考慮した耐震評価手法はまだ確立されておらず、耐震評価手法の高度化が必要である。本研究では、弾塑性応答を含む配管支持構造物の地震時挙動を模擬するためのハイブリッド動的応答試験を実施した。具体的には、基本的な機械的挙動を把握するために、4種類の配管支持構造物を使用して静的繰り返し負荷試験とハイブリッド動的応答試験を実施した。本論文はこれらの試験の詳細と試験結果を示す。

論文

Assessment of seismic fragility using a three-dimensional structural model of a reactor building

西田 明美; 崔 炳賢; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08

新規制基準では地震等の外部事象評価の厳格化が求められるとともに、安全性向上評価に関する運用ガイドでは評価方法として確率論的リスク評価が挙げられている。地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)においては、建屋や配管等の応答や損傷確率(フラジリティ)のより現実的な評価が重要な課題となっている。以上の背景から、われわれは、耐震安全上重要な建屋や配管等を対象に、現実的応答解析手法やフラジリティ評価手法等の整備に取り組んでいる。本研究では、設計を超える地震動を入力として、建屋3次元詳細モデルを用いた地震応答解析を実施し、建屋の3次元挙動を考慮することで耐震安全上重要な配管等の設備にかかわる注目部位のフラジリティを評価した。本論文では、地震応答解析を通して得られた建屋の局部応答や詳細な損傷過程及びフラジリティの検討結果について報告する。

論文

Estimation of vibration characteristics of nuclear facilities based on seismic observation records

山川 光稀*; 猿田 正明*; 森谷 寛*; 山崎 宏晃*; 西田 明美; 川田 学; 飯垣 和彦

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08

中越沖地震や東北地方太平洋沖地震等、近年大規模地震が多く発生し、原子力施設の耐震評価は重要課題となっている。原子力施設の耐震評価をより高い精度で行うためには、原子炉建屋の局部応答を考慮して施設内の機器への入力を精緻に評価する必要がある。このため、近年では原子炉建屋の現実的な局部応答を評価可能な、3次元有限要素モデルが耐震評価へ活用されつつある。原子炉建屋の3次元有限要素モデルについては、柏崎刈羽原子力発電所を対象として2007年新潟県中越沖地震の観測記録を用いたベンチマーク解析なども行われている。しかしながら、その結果は解析者によって異なり、3次元モデルを用いた地震応答解析手法はまだ確立されていないのが現状である。原子炉建屋の壁や床の局部応答評価など、3次元有限要素モデルの精度を向上させるためには、地震観測記録を活用したモデルの妥当性確認が重要となる。本研究では、原子炉建屋の固有振動数や固有モードなどの基本的な応答特性を分析するとともに、地震動の強さの違いによる応答特性への影響評価を行い、原子炉建屋の地震時挙動を明らかにする。これらの分析を通して、原子炉建屋の固有振動数と地震動の強さとの関係を定量的に評価する。さらに、原子炉建屋の回転変位と固有モードに対応する建屋変形に起因する変位の比を比較する。

論文

Activities of the GIF safety and operation project of sodium-cooled fast reactor systems

山野 秀将; Chenaud, M.-S.*; Kang, S.-H.*; Sumner, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Rozhikhin, E.*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08

第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2019

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 11 Pages, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験,共晶溶融の熱物性計測,共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2019年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、SSプール中にB$$_{4}$$Cペレットを置いたB$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験の数値解析を通じて、CDA解析コードSIMMER-IIIにおける共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。

論文

Analytical study on removal mechanisms of cesium aerosol from a noble gas bubble rising through liquid sodium pool, 2; Effects of particle size distribution and agglomeration in aerosols

宮原 信哉*; 河口 宗道; 清野 裕; 厚見 拓大*; 宇埜 正美*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損の仮想事故において、核分裂生成物であるセシウムは、破損燃料ピンからキセノンやクリプトンなどの希ガスとともに、ヨウ化セシウムや酸化セシウムなどのエアロゾルとして放出される。気泡としてナトリウム冷却材に放出されたキセノンやクリプトンは、プール表面に上昇するまでの間にナトリウムプールによるセシウムエアロゾルの除去に影響を与える。本研究では、ナトリウムプール中を上昇する希ガス気泡からの慣性沈着・沈降・拡散によるセシウムエアロゾル除去挙動を、エアロゾルの粒径分布や凝集の影響を考慮したエアロゾル吸収・気泡の膨張・変形を扱うコンピュータプログラムで解析した。本解析では、気泡内の初期気泡径、ナトリウムプールの深さと温度、エアロゾルの粒子径と密度、気泡内の初期エアロゾル濃度をパラメータとして変更し、これらのパラメータがセシウムエアロゾルの除染係数(DF)に及ぼす感度を、エアロゾルの粒度分布と凝集の影響を考慮しなかった先行研究の結果と比較した。その結果、凝集したエアロゾルの慣性沈着のため、初期気泡径、エアロゾルの粒径、及びその密度の感度がDFに対して重要であることが分かった。これらの解析結果を検証するため、セシウムエアロゾルの模擬粒子を用いて、室温における水プールと空気気泡の体系で模擬実験を行った。この実験結果は同じ条件で計算した解析結果と比較して検討した。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 2; Kinetic study on eutectic reaction process between stainless steel with low boron carbide concentration and stainless steel

菊地 晋; 高井 俊秀; 山野 秀将; 坂本 寛*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 9 Pages, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉の仮想的過酷事故条件では、炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)との共晶反応が発生する恐れがある。当該共晶反応挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の評価における重要現象の一つである。本研究では、共晶反応がある程度進展した反応界面の状態を模擬するために、低濃度のB$$_{4}$$Cを含有したSSペレットをSS容器に挿入した反応試験を実施した。その結果、高温域において、共晶反応がある程度進展した状態を模擬した場合では、通常のB$$_{4}$$C-SS共晶反応よりも反応速度定数が小さいことが分かった。

論文

Experimental study on aerosol transport behavior in multiple cells with expandable connecting pipe for safety assessment of sodium-cooled fast reactors

梅田 良太; 近藤 俊樹; 菊地 晋; 栗原 成計

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 9 Pages, 2021/08

本研究では、セル間のエアロゾル移行挙動に関する基本的な情報を得るために、複数のセルや連通管を有する試験装置(MET)を製作し、予備的な実験を行った。予備実験では、水平または垂直に接続された2つのセルによる試験体系において、模擬粒子を使用し、その移行挙動を測定した。その結果、画像や沈降データなどの結果から、水平セルまたは垂直セルに移動する模擬粒子の挙動を確認することができた。

論文

Outline of guideline for seismic response analysis method using 3D finite element model of reactor building

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08

原子力施設における建物・構築物の耐震安全評価においては、従来より質点系モデルが用いられてきた。しかしながら、従来法では原子力施設内の設備の設置位置における局所的な応答等の精緻な評価を行うことは困難である。この観点から、原子力施設の耐震安全評価における3次元詳細モデルの活用が期待されている。しかしながら、3次元詳細モデルを用いて得られる解析結果は、解析者によりばらつきが大きいことが報告されており、解析手法の標準化による解析結果の品質の確保が急務となっている。そこで、原子力機構では、原子炉建屋の3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領案(標準案)の作成に取り組んでいる。標準案は、本文,解説、およびいくつかの附属書で構成されており、建屋3次元詳細モデルを用いた地震応答解析の実施手順,推奨事項,留意事項,技術的根拠等が含まれている。本稿では、標準案の概要と、標準案に基づく適用事例を紹介する。

論文

Development of cesium trap material for coated fuel particles in high temperature gas-cooled reactors

佐々木 孔英; 三浦 柊一郎*; 福元 謙一*; 後藤 実; 大橋 弘史

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08

高温ガス炉燃料用のCsトラップ材を開発するため、BiとSbを候補材としてCs-BiやCs-Sbをグラファイト吸収させた試験片を準備し、1500$$^{circ}$$Cまでの熱分析(TG)にて高温下における化学的安定性を評価した。実験の結果、Csは、BiよりもSbと化合することで1500$$^{circ}$$C CTGを経ても良好な安定性を確認できた。なお、何れの試験片においても800$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの領域で見られた急激な重量減少は、試験片からCs(沸点671$$^{circ}$$C)が蒸発したためと考えられる。TG後のCs-Sb/グラファイト試験片中にCs-Sb析出物が見られ、その組成はCs$$_{3}$$Sbと同定できた。この実験結果から、Sbはグラファイト中に分散させるCsゲッター材として機能し得ることが分かった。今後、高温ガス炉燃料へのCsトラップ材としての適用性を評価するためには長時間加熱試験の実施が求められる。

論文

Manufacturability estimation on burnable poison mixed fuel for improving criticality safety of HTGR fuel fabrication

長谷川 俊成; 深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 5 Pages, 2021/08

商用高温ガス炉燃料の製造工程中における臨界安全対策としてBPクレジット概念が提案されており、その実用化の為にBP(ホウ素,ガドリニウム,エルビウム,ハフニウム)混合UO$$_2$$燃料核の製造性を検討した。ホウ素混合燃料核はホウ酸粉末とU$$_3$$O$$_8$$粉末を混合して製造し、その他のBP混合燃料核についてはBPの硝酸塩粉末とU$$_3$$O$$_8$$粉末を混合して製造する。熱処理工程後にBPが燃料核内に存在していることを確かめるために、熱力学平衡解析により燃料核内におけるBPの状態を予測した。ホウ素を混合する場合、450$$^{circ}$$C以上で融解・気化する結果を示し、ホウ素混合燃料核の製造が困難であることが分かった。一方でガドリニウム,エルビウム,ハフニウムを混合する場合、固体酸化物に変化し2000$$^{circ}$$Cにおいても融解・気化せず、燃料製造性に問題がないことが分かった。

論文

Investigation of applicability of subchannel analysis code ASFRE on thermal hydraulics analysis in fuel assembly with inner duct structure in sodium cooled fast reactor

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08

原子力機構では先進ナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上のためにFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料棒の配置が非対称となるため、FAIDUSの成立性を確認するために温度分布を推定する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するリファレンスデータはまだ取得されておらず、サブチャンネル解析コードASFREによる計算結果の妥当性確認は不十分であった。そこで、CFDコードSPIRALの計算結果とコード間比較を実施した。ASFREとSPIRALによる計算結果の間に内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムの整合性を確認することによって、ASFREの適用性が示された。

論文

Fragmentation and cooling behavior of a simulated molten core material discharged into a sodium pool with limited depth and volume

松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Akayev, A. S.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 4 Pages, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故の発生時に深さと体積が制限されたナトリウム領域(浅いナトリウムプール)に流出した炉心溶融物の微粒化と冷却挙動に関する知見を得るため、溶融炉心物質の模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験を行った。本試験の結果に基づき、以下のメカニズムを把握した。(1)溶融ジェットと浅いナトリウムプール底面との衝突に伴うFCI(Fuel-coolant interaction)が微粒化を促進する。(2)浅いナトリウム領域の外側にヒートシンクとなるナトリウムが存在する場合、ナトリウム蒸気の膨張と凝縮に伴い当該領域の内外間でナトリウムの流出入が発生し、この流出入による熱交換が当該領域内部のナトリウム温度の上昇を抑制する。(3)この温度上昇抑制が溶融炉心物質の効果的な冷却に寄与する。今後、シミュレーションツールを用いた試験解析を行い、本研究で把握したメカニズムを確認する。

論文

Numerical evaluation of sodium-water reaction based on engineering approach with particle method

小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器の安全性評価や設計において、ナトリウム-水反応で生じる多相流の影響を評価することは重要である。伝熱管より高圧水あるいは高圧水蒸気が漏洩した場合、腐食性で高温かつ高流速のジェットが形成され、隣接伝熱管の破損を引き起こす可能性がある。多数の伝熱管破損が発生することにより、冷却系における1次-2次系バウンダリの破損に至る。上述した現象の影響を考慮した水リーク率を短い計算時間で評価するために、数値解析コードLEAP-IIIが開発されてきた。しかしながら、現在のEAP-IIIでは、構成要素のひとつである温度分布評価モデルのために、いくつかの解析条件で過度な保守性を示している。この過度な保守性を適正化するため、新たに工学的近似を用いたラグランジュ粒子法を開発した。また、蒸気発生器内における水蒸気ジェットの時間発展を模擬するテスト解析を実施した。解析結果をSERAPHIM(圧縮性と化学反応を考慮した多次元多相流熱流動解析コード)による結果と比較した。このテスト解析により、本手法の基本的な適用性を確認した。

論文

Validation of evaluation method of feedback reactivity for plant dynamics analysis code during unprotected loss of heat sink event in sodium-cooled fast reactors

吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 山野 秀将; 井川 健一*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08

プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれたフィードバック反応度評価手法の妥当性確認のため、米国高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R, BOP-301試験)のベンチマーク解析を実施した。炉心入口温度及び原子炉出力の実測データと解析結果の比較から、Super-COPDのフィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。

論文

Study of recent sodium pool fire model improvements for MELCOR code

青柳 光裕; Louie, D. L. Y.*; 内堀 昭寛; 高田 孝; Luxat, D.*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08

The models in the MELCOR-NAC package have been assessed through benchmark analyses of the F7-1 sodium pool fire experiment within the framework of the U.S.-Japan collaboration. This study assesses the capability of the improved models proposed for the sodium pool fire in MELCOR through comparison with the test data and the results of the SPHINCS code. Pool heat transfer, pool oxide layer, and pool spreading models are improved in this study to mitigate the deviations exhibited in the previous study: the overestimation of combustion rate and associated temperature during the initial phase of the sodium fire relative to the experimental data and SPHINCS results, and the underestimation of them during the later phase. The analytical result of the improved sodium pool fire model agrees well with the experimental data and SPHINCS results over the entire course of the sodium fire. This study illustrates these enhanced capabilities for MELCOR to reliably simulate sodium pool fire events.

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