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Lind, T.*; Kalilainen, J.*; Marchetto, C.*; Beck, S.*; 中村 康一*; 木野 千晶*; 丸山 結; 城戸 健太朗; Kim, S. I.*; Lee, Y.*; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4796 - 4809, 2023/08
The OECD/NEA ARC-F project was established to investigate the accidents at Fukushima Daiichi nuclear power station with the aim of consolidating the observations for deeper understanding of the severe accident progression and the status of reactors and containment vessels. Additionally, the project formed an information sharing framework in reactor safety between Japan and international experts. In order to achieve these objectives, the project focused on three tasks: i) to refine analysis for accident scenarios and associated fission-product transport and dispersion, ii) to compile and manage data on the Fukushima Daiichi NPS accident, and iii) to discuss future long-term projects relevant to the Fukushima Daiichi NPS accident. The work was carried out by 22 partners from 12 countries. In the fission product group, ten organizations worked on five topics which were ranked with a high significance as open issues based on the BSAF project and were thereby selected for further investigations. The five fission product related topics were: i) fission product speciation, ii) iodine chemistry, iii) pool scrubbing, iv) fission product transport and behavior in the buildings, and v) uncertainty analysis and variant calculations. In this paper, the work carried out to investigate these five fission product release and transport topics of special interest in the ARC-F project will be described and summarized.
渡辺 奈央; 山下 晋; 上澤 伸一郎; 西原 健司; 吉田 啓之
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.3522 - 3534, 2023/08
JAEAでは、鉛ビスマス共晶合金(LBE)を冷却材とする加速器駆動型核変換システム(ADS)を設計している。LBE流路壁の腐食速度の推定は、安全性や構造物全体の寿命を検討する上で重要な課題である。腐食速度は材料表面に形成される酸化層の状態に依存する。そこで、本研究では数値解析により酸化層の成長および溶解(OLGD)速度を推定することで、ADSにおける腐食速度を評価し設計に反映できる手法の構築を目的とする。OLGD速度は材料とLBE間の酸素と鉄の質量移動速度およびLBE中におけるこれらの移流拡散速度と相互に依存している。したがって、OLGD速度を推定するには、3つの数値解析モデルを連成させて解を得る必要がある。このうち、移流拡散の計算には、ADS中の複雑な流れへの適用性からCFDコードの使用が合理的である。一方、移流拡散に比べてはるかにスケールの小さい現象である材料とLBE間の質量移動およびOLGDについては、何らかの相関式を用いることが合理的である。本報告では、JAEAが開発しているCFDコードJUPITERを用いたOLGD速度の解析手法の構築について述べる。なお、材料とLBE間の質量移動速度およびOLGD速度の相関式については、実験式から導出され先行研究で用いられた既存のモデルを修正して用いた。
山野 秀将; 守田 幸路*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4295 - 4308, 2023/08
本研究は、新規に開発したモデルを組み込んだSIMMER-IVをナトリウム冷却高速炉(SFR)のシビアアクシデント(SA)の予備解析に適用した。解析結果は、隣接燃料集合体から来る液体スティールと燃料粒子の混合物によって溶融された被覆管の破損後に、冷却材流路に放出された破損B
Cペレットと液体スティール間の接触によって共晶反応が引き起こされることを示した。反応によって生成された液体共晶物は制御棒集合体から隣接燃料集合体に移行することを示した。スティールより低密度の共晶反応物は溶融プール中に上方向移動を駆動した。この解析によって、共晶反応を用いたSIMMER-IVコードが共晶反応及び共晶物の再配置をよく模擬できた。また、溶融炉心物質の再配置によって引き起こされる反応度過渡挙動を適切に解析できることを示した。
Alzahrani, H.*; 堺 公明*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.1262 - 1275, 2023/08
ナトリウム冷却高速炉の炉上部プレナム部自由液面において発生する渦によるカバーガス巻込み現象の評価手法の開発が求められており、CFD解析によって得られた流速分布から渦を予測する評価手法の開発が進められている。本研究は、渦の予測のためのCFD解析の効率化の観点からAdaptive Mesh Refinement(AMR)法の適用性について検討した。解析メッシュを詳細化する基準指標として、速度勾配テンソルの第二不変量Qが負となる指標(Index-1)およびIndex-1に圧力勾配の条件を追加した指標(Index-2)を選択した。垂直平板のある非定常渦体系にAMR法を適用し、得られた詳細化メッシュを用いて解析を行った結果、Index-2によって詳細化された解析メッシュにおける圧力分布や垂直平板周りの流速分布が、リファレンスとなる一様詳細メッシュのものと同等となり、Index-2によってはく離点近傍のメッシュが詳細化されることで渦の発生や成長をより正確に予測できることが確認された。
江連 俊樹; 秋元 雄太; 小野島 貴光; 栗原 成計; 田中 正暁
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.3652 - 3662, 2023/08
浸漬直接熱交換器による炉心崩壊熱除去中の熱流動挙動を把握するため、ナトリウム試験装置PLANDTL-2を用いた試験研究を実施した。PLANDTL-2の模擬炉心は55体の六角流路管で構成され、複数列の燃料集合体を有する炉心領域の冷却挙動を炉心径方向の熱流動挙動を含めて把握することが可能である。本研究では、浸漬直接熱交換器を用いた炉心崩壊熱除去について、炉心スクラム後を対象とする試験を実施し、模擬炉心領域を含む系統全体の温度の時間変化を計測した。その結果、模擬炉心領域において過度に歪んだ径方向温度分布が生じないことを確認した。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 柳沢 秀樹*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.1150 - 1163, 2023/08
ナトリウム冷却型高速炉における蒸気発生器(SG)の安全性評価及び設計について、SG内伝熱管からの加圧水のリーク及びその後の事象進展の評価は重要である。解析コードLEAP-IIIは半経験式や1次元保存式などの低計算コストなモデルで構成されるために短い計算時間で水リーク率等を評価でき、革新炉開発における多様なSG設計の探求を加速させることが期待される。しかし、現在の温度分布評価モデルには、過度な保守性を示す場合があること、及びチューニングのために予備的な実験又は詳細な数値解析が必要とされて準備に時間がかかることに課題がある。これらを改善するため、より単純な計算原理に従い、機構論的な側面を持ちつつも高速計算可能なラグランジュ粒子法コードの開発に取り組んでいる。今回は、本粒子法コードに実装されている粒子ペア探索手法の効率化、及び粒子ペア探索を用いずに同等の結果を得るためのモデルの開発を行った。テスト解析を通して、これらのモデル改良による計算時間短縮効果を確認し、また、伝熱管破損判定に重要な伝熱管周囲の代表温度について、詳細な機構論的解析コード(SERAPHIM)による評価結果とよい一致を示すことを確認した。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08
安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。
丸山 結; 杉山 智之*; 島田 亜佐子; Lind, T.*; Bentaib, A.*; Sogalla, M.*; Pellegrini, M.*; Albright, L.*; Clayton, D.*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4782 - 4795, 2023/08
The Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) (ARC-F) project was initiated in January 2019 for three years with 22 signatories from 12 countries. Three main tasks were implemented in the ARC-F project, which were relevant to 1) refinement of analysis for accident scenarios and associated fission product (FP) transport and dispersion, 2) compilation and management of data and information, and 3) discussion for the next-phase project. Various activities were performed in Task 1, covering improvement of analysis for accident scenarios, and in-depth analyses for specific phenomena such as in-vessel melt progression, molten core/concrete interaction, FP transport and source term, hydrogen combustion and atmospheric dispersion of FPs. Through these studies, analyses for accident scenarios with severe accident codes were refined and important phenomena with large uncertainties were clarified. In order to share well selected and organized information from the FDNPS with the project partners, two databases, information source database and sample database, were built under Task 2. The analysis techniques including the separation of iodine species were developed also in Task 2 and applied to the analysis of FPs in several samples taken from the FDNPS. The next-phase project was discussed in Task 3, resulting in launching the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Information Collection and Evaluation (FACE) project. The FACE project officially started in July 2022 with the participation of 23 organizations from 12 countries and the European Commission.
中村 秀夫; Bentaib, A.*; Adorni, M.*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.5668 - 5678, 2023/08
The OECD NEA Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA) is responsible for activities related to potential accidental situations in nuclear power plants address the safety aspects of existing reactors and emerging safety challenges to enable safety design and operation of advanced nuclear technologies, including those for SMRs. The WGAMA objective is to assess and, where necessary, strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPPs, and to facilitate international convergence on safety issues and accident management analyses and strategies. The achievements of WGAMA have been outstanding in preparing technical reports, becoming reference materials, and in organizing workshops and conferences to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics (T/Hs), CFD and severe accidents. This paper aims to review and summarize the recent WGAMA activities and outcomes, as well as future perspectives, focusing on nuclear reactor T/Hs safety analysis in water cooled reactors and possible applications to advanced designs.
有吉 玄; 猿田 晃一; 粉川 広行; 二川 正敏; 前野 航希*; Li, Y.*; 筒井 喜平*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.1407 - 1420, 2023/08
水銀を核破砕標的とするパルス中性子源では、陽子線励起圧力波による標的容器のキャビテーション損傷が問題視されている。このような損傷の抑制手法として、旋回流式気泡注入器で水銀中に微小He気泡を混合し、その圧縮性効果を用いる手法や、標的容器内側に流路壁を追加した二重壁流路構造を設ける手法が採用されている。本研究では、二重壁流路体系において内壁部に生じ得るキャビテーション由来の貫通損傷を標的容器外部から検出する異常診断技術の確立を目指す。本論文では、貫通損傷が生じた場合の水銀流れを有限要素法に基づく流動解析で明らかにし、流体励起・音響振動の観点から、損傷の影響を評価した結果を報告する。
