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論文

Investigation of thermal expansion model for evaluation of core support plate reactivity in ATWS event

素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 14(8), p.251 - 258, 2020/08

炉心支持板膨張反応度は、炉心支持板の膨張に起因して炉心が径方向に膨張することによる負の反応度であり、除熱源喪失時の炉停止失敗事象(ULOHS)の終息に重要な役割を果たす。従来、炉心支持板の膨張には、支持板の膨張のみを考慮しているが、詳細にみると原子炉容器内の温度分布によって部位ごとに膨張の度合いが異なるため、支持板膨張による炉心の径方向膨張が妨げられる可能性も否定できない。本論文では、原子炉容器の三次元モデルの熱膨張の詳細解析により、熱膨張モデルの妥当性を確認した。その結果、炉心槽の一部はその外側の上部支持構造によって膨張が妨げられるが、炉心槽の上部にある炉心支持枠では膨張は制約されない、すなわち、炉心の膨張は制約されないことを確認した。

論文

Uncertainty evaluation of anticipated transient without scram plant response in the Monju reactor considering reactivity coefficients within the design range

素都 益武; 羽様 平

Journal of Energy and Power Engineering, 13(11), p.393 - 403, 2019/11

除熱喪失時原子炉トリップ失敗事象(ULOHS)は設計基準を超える原子炉トリップ失敗事象(ATWS)の中でも発生頻度における寄与が大きく,炉心損傷に至るまでの時間に猶予がある。その反面、除熱喪失事象であるため、冷却材温度の上昇に伴い,溶融燃料の原子炉容器内保持を達成する上での不確かさが大きい見通しが得られている。既往研究成果では、炉心損傷に至るまでの猶予時間が持つ不確かさが評価された。その中で炉心損傷が回避されると考えられるケースがある。具体的には、ULOHS事象における炉心損傷のクライテリアとして、PHTSポンプの健全性を保つ温度、すなわちポンプ入口Na温度が静圧軸受においてキャビテーションが発生する可能性が高くなる650$$^{circ}$$C以内に収まる状態が1時間継続した場合、ULOHS事象による炉心損傷が回避されると仮定する。これを前提とし、PHTSポンプ入口Na温度が健全性を保つ範囲内に収まる入力条件を多変数の逆問題として解を探索する手法を開発することを本研究の目標とする。本稿ではまず、ULOHS事象が1時間継続した場合について、反応度係数及び動特性パラメータを設計の範囲で取り得る変数として解析し、PHTSポンプ入口Na温度が650$$^{circ}$$C以下となる条件及び解析結果の分布を求めた結果について述べる。

論文

A Study on improvement of RANS analysis for erosion of density stratified layer of multicomponent gas by buoyant jet in a containment vessel

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Energy and Power Engineering, 9(7), p.599 - 607, 2015/07

格納容器内での多成分ガスで形成される密度成層を精度よく解析することはシビアアクシデントの安全評価の上で重要である。日本原子力研究開発機構は格納容器内熱水力現象調査を目的としてROSA-SAプロジェクトを開始した。このプロジェクトの一環として、我々は浮力ジェットによる密度成層の侵食および崩壊についれ数値流体力学(CFD)解析を実行した。その解析では、既往研究でよく使われているが密度成層の侵食・崩壊を過大予測するRANS解析の改善を試みた。具体的には、低Re型k-$$varepsilon$$モデルをベースとして、ジェットの成層への貫入部分での乱流エネルギーを適切に評価、密度成層内での乱流抑制効果を再現するための改良をほどこした。RANS解析の結果は、計算コストは莫大になるものの精度が高いとされるLES解析と比較をおこなった。その結果、密度成層の侵食・崩壊について、本研究で適用した改良型のモデルは従来モデルよりもLES解析とのよく一致した。

論文

RELAP5 code study of ROSA/LSTF experiments on PWR safety system using steam generator secondary-side depressurization

竹田 武司; 大貫 晃*; 西 弘昭*

Journal of Energy and Power Engineering, 9(5), p.426 - 442, 2015/05

RELAP5 code analyses were performed on two ROSA/LSTF validation tests for PWR safety system that simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 8-in. or 4-in. diameter break using SG (steam generator) secondary-side depressurization. The SG depressurization was initiated by fully opening the depressurization valves in both SGs immediately after a safety injection signal. In the 8-in. break test, loop seal clearing occurred and then core uncovery and heatup took place. Core collapsed liquid level recovered after the initiation of accumulator coolant injection, and long-term core cooling was ensured by the actuation of low-pressure injection system. Adjustment of break discharge coefficient for two-phase discharge flow predicted the break flow rate reasonably well. The code overpredicted the peak cladding temperature because of underprediction of the core collapsed liquid level due to inadequate prediction of the accumulator flow rate in the 8-in. break case.

論文

Unplanned shutdown frequency prediction of FBR MONJU using fault tree analysis method

素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 8(7), p.1286 - 1292, 2014/07

「もんじゅ」の冷却系統,安全保護系、プラント制御設備に対し、原子炉トリップを頂上事象としたフォールトツリー解析を実施した。その結果、機器故障に起因して原子炉トリップに至る発生頻度及び中間事象と機器故障の寄与割合を適切に評価し、トリップ低減策の効果を確認した。

論文

Development of an evaluation methodology for fuel discharge in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹; 松場 賢一

Journal of Energy and Power Engineering, 8(5), p.785 - 793, 2014/05

The purpose of the present study is to develop a methodology to evaluate fuel discharge through the control-rod guide tube (CRGT) during core-disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs) since fuel discharge will decrease the core reactivity and CRGTs have a potential to provide an effective discharge path. Fuel discharge contains multi-component fluid dynamics with phase changes, and, in the present study, the SFR safety analysis code SIMMER was utilized as a technical basis. First, dominant phenomena affecting fuel discharge through the CRGT are identified based on parametric calculations by SIMMER. Next, validations on the code models closely relating to these phenomena were carried out based on experimental data. It was shown that SIMMER with some model modifications could reproduce the experimental results appropriately. Through the present study, the evaluation methodology for the molten-fuel discharge through the CRGT was successfully developed.

論文

Oxygen potential analysis to evaluate irradiation behavior in MOX and MA-bearing MOX fuels

加藤 正人; 安部 智之

Journal of Energy and Power Engineering, 7(10), p.1865 - 1870, 2013/10

Minor actinide bearing MOX fuels have been developed as sodium cooled fast reactor fuels. Content of Am which is one of the minor actinide elements causes oxygen potential to increase. The effects of the oxygen potential increase on the irradiation behavior were evaluated. Profiles of temperature and O/M ratio in the pellets were evaluated to better understand the irradiation behavior. From these data, local oxygen potential in the radial direction of the pellets was calculated, and was compared with free energy of compounds composed of fission products. Based on this comparison, it was concluded that Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ was likely formed at pellet periphery of (U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{1.98}$$ and (U$$_{0.66}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{0.016}$$Np$$_{0.016}$$)O$$_{1.976}$$. The extent of cladding tube inner surface oxidation was predicted by using the calculated oxygen potential.

論文

Plant dynamics evaluation of a MONJU ex-vessel fuel storage system during a station blackout

森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭

Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09

高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450$$^{circ}$$Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。

論文

OECD/NEA ROSA project experiment on steam condensation in PWR horizontal legs during large-break LOCA

竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫

Journal of Energy and Power Engineering, 7(6), p.1009 - 1022, 2013/06

Separate-effect experiment simulating steam direct-contact condensation on emergency core cooling system (ECCS) water in PWR cold legs during reflood phase of large-break LOCA was conducted in OECD/NEA ROSA Project using the Large Scale Test Facility (LSTF). A new test section was furnished in the downstream of the LSTF break unit horizontally attached to the cold leg. Significant condensation of steam appeared in a short distance from the simulated ECCS injection point, and the steam temperature in the test section decreased immediately after the initiation of the ECCS water injection. Total steam condensation rate estimated from the difference between steam flow rates at the test section inlet and outlet was in proportion to the simulated ECCS water mass flux until the complete condensation of steam. Clear images of high-speed video camera were successfully obtained on droplet behaviors through the viewer of the test section, especially for annular mist flow.

論文

Corrosion behavior of a titanium alloy in hot nitric acid condensate

竹内 正行; 佐野 雄一; 中島 靖雄; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*

Journal of Energy and Power Engineering, 7(6), p.1090 - 1096, 2013/06

本研究では、再処理機器の経年変化に関する評価に資する目的で、高温硝酸凝縮液中のTi-5Ta合金の長期耐食性の評価及び加熱硝酸溶液中の金属塩による耐食性への影響について調査した。硝酸凝縮部を対象とした11,000時間に渡る腐食試験の結果から、加熱硝酸濃度の増大に応じて凝縮部の腐食速度も増大するものの、各硝酸濃度条件におけるTi-5Ta合金の腐食速度はほぼ一定であり、腐食形態としては全面腐食の形態を呈した。このことから、硝酸腐食の観点からの機器寿命は運転中の腐食速度を外挿することにより概略的に評価することが可能である。また、硝酸蒸気濃度は加熱溶液中の金属塩の影響で増大し、中でもその原子価が大きいほど硝酸蒸気濃度は高くなることがわかった。この影響は金属イオンの水和特性と密接に関連し、Ti-5Taの重要な腐食加速因子となることを明らかにした。なお、本内容は国際会議ICONE-20で発表したものであり、事務局からの推薦により、論文投稿を行うものである。

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 7(4), p.679 - 688, 2013/04

In order to evaluate the upper plenum thermal-hydraulics of the Monju reactor vessel, we have performed detail calculations under the 40% rated power operational condition using high resolution mesh models by a commercial FVM code, FrontFlow/Red. In this study, we applied a high resolution meshes around the flow holes (FHs) on the inner barrel. We mainly made clear that the thermal-hydraulics did not change largely since the flow rates through the FHs were small enough to the total coolant flow rate but were affected largely in case without FHs on the honeycomb structure.

論文

Fundamental study on a grout penetration model for a HLW repository

藤田 朝雄; 新貝 文昭*; 延藤 遵*

Journal of Energy and Power Engineering, 6(8), p.1191 - 1203, 2012/08

高レベル放射性廃棄物地層処分場で仕様可能なグラウト浸透モデルとして、室内試験結果にGustafson and Stillモデルを適用し、その有効性を確認した。

論文

Experimental studies on penetration of pulverized clay-based grout

藤田 朝雄; 杉田 裕; 戸井田 克*

Journal of Energy and Power Engineering, 5(5), p.419 - 427, 2011/05

高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために建設した地下構造物を埋め戻し材,プラグ(粘土,コンクリート),グラウトといった要素技術により閉鎖し、処分場の安全性に悪影響を与えないようにする必要がある。地下空洞周辺岩盤に存在する掘削影響領域、あるいは周辺岩盤/支保工間などは、将来的に水みちとなる可能性がありえる。これらの水みちになりうる部分に対しては、埋め戻し材やプラグによっての対応を行うとともに、必要に応じたグラウトの施工によってこれら閉鎖要素の機能発揮を補助することも考えられている。ここでは、これまでプラグ周りのグラウト材として、釜石鉱山及びカナダ原子力公社の地下研究施設でその適用性を検討してきた粘土系グラウトに関して、浸透性の向上を目的とした、材料の微粉砕化についての基礎的検討を行った。その結果、粘土系グラウト材料の微粉砕化による浸透性の向上が認められた。

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