Quench of molten aluminum oxide associated with in-vessel debris retention by RPV internal water

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純

NEA/CSNI/R(98)18, p.243 - 250, 1999/02

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施した。本実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムをシビアアクシデント時に生成される溶融炉心模擬物として用い、水で満たした圧力容器下部ヘッド試験容器に投入した。実験後に実施した種々の試験及び試験容器壁の熱応答から、固化した酸化アルミニウムと試験容器壁との境界にギャップが形成されたことが明らかになった。原研で開発を進めている圧力容器内溶融炉心冷却性解析コードCAMPを用いて実験後解析を実施した。酸化アルミニウム及び試験容器の熱的挙動に及ぼす境界ギャップの影響を調べ、境界ギャップの存在を仮定することにより、試験容器壁の初期温度上昇を定性的に再現可能であることを確認した。

Experiment and analysis on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純

JAERI-Conf 98-009, p.100 - 106, 1998/00

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-98-009.pdf

テルミット反応により生成したアルミナを溶融炉心として用いた圧力容器内溶融炉心冷却性実験を事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において実施した。実験では、アルミナ30kgまたは50kgを下部ヘッド試験体に投下した。試験体温度履歴は、固化したアルミナと試験体壁との間にギャップが形成され、冷却水が浸入したことを示唆した。実験後の超音波を利用した測定においても、ギャップの存在を確認した。原研で開発しているCAMPコードを実験後解析に適用し、試験体壁、アルミナの温度履歴等に及ぼすギャップの影響を検討した。今後、溶融炉心の崩壊熱及び下部ヘッドのクリープ変形を考慮した実験を実施する計画である。

Studies on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純

NUREG/CP-0157, 2, p.161 - 172, 1996/00

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。これまでに、テルミット反応により生成される酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として用いたスコーピング実験を2回実施した。実験後観察において、固化した酸化アルミニウムの表面が粗く、クラックが形成されたことを確認した。また、超音波技術を用いた測定から、実験容器と酸化アルミニウム固化物との間に1mm程度のギャップが存在することが明らかとなった。実験容器外壁で急峻な温度低下が観測された。このことは、実験容器と固化物との間に形成されたギャップ内に冷却水が浸入したことを示唆しているものと思われる。実験容器外壁の温度履歴から容器内面における熱流束を評価し、ギャップ内限界熱流束に関する既存の相関式と比較した。

Accident management measures on steam explosion and debris coolability for light water reactors

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

NEA/CSNI/R(95)3, 0, p.223 - 240, 1995/07

軽水炉の溶融炉心冷却材相互作用を明らかにするために、ALPHA計画では溶融物落下水蒸気爆発実験、溶融物冷却性実験を実施している。これらの実験の主目的の1つは、格納容器内における水蒸気爆発及びデブリ冷却性に関するアクシデントマネジメント手法の有効性を検討することである。両実験から、溶融物が冷却水プール中に落下する体系では、溶融物の分散により水蒸気爆発発生の確率が減少すること、溶融物分散がより大規模な水蒸気爆発を引き起こし得ることをあきらかにするとともに、水蒸気爆発の抑制に対する雰囲気圧力及び冷却水温度の効果を確認した。また、冷却水を溶融物に供給する体系における溶融物と冷却水との熱伝達特性を評価した。この体系で発生する水蒸気爆発は、溶融物落下体系のものより規模が小さかったことから、溶融物上への冷却水の供給は有効なアクシデントマネジメント手法であると考えられる。

Present status of research related to in-vessel debris coolability and experimental plan in ALPHA program at JAERI

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.54 - 69, 1995/00

1979年米国ペンシルベニア州で発生したTMI-2事故では、炉心の約45%が溶融し、その内の約19トンが下部プレナム領域に移行したと推定されている。本講演では、TMI-2下部ヘッドの損傷状態、下部ヘッド鋼材の安全裕度、溶融炉心の移行シナリオ等と評価することを目的に実施されたTMI-VIP計画から得られた知見と併せて、原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画で予定されている実験の概要を報告する。ALPHA計画の炉内デブリ冷却性実験(スコーピング実験)ではAlOを溶融炉心模擬物として用いる。スケーリング解析から下部ヘッド試験体の直径を50~70cm、AlOの重量を~100kgと定めた。この実験では溶融物の温度等を計測するとともに、固化した溶融炉心模擬物の性状を計測する。

Experimental study of aerosol reentrainment from flashing pool in ALPHA program

工藤 保; 山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; 杉本 純

3rd Int. Conf. on Containment Design and Operation,Conf. Proc., Vol. 1, 0, 10 Pages, 1994/00

ALPHA計画では、格納容器が加圧破損した場合に水プールの減圧沸騰により再浮遊するエアロゾルの挙動を把握し、定量化するためにエアロゾル再浮遊実験を実施している。最初の実験ARE001では模擬格納容器内に硫酸ナトリウム50kgを水750kgに溶かした水プールを設置し、圧力1.5MPaから大気圧までの減圧に45分要した。ARE002では、硫酸ナトリウム25kgを375kgの水に溶かし、1.3MPaから40分で大気圧まで減圧された。格納容器内熱水力挙動を測定するとともに水プールから再浮遊した液滴の空間分布、粒径分布を評価した。減圧の間に水プールは約20%減少したが、フラッシングによって飛散した硫酸ナトリウムは0.03%以下であった。Kataoka-Ishiiのモデルを用いて予測した飛散量は実験値のおよそ1/10であった。

線スペクトル解析プログラムALPS -プログラムの解析と使用法-

馬場 宏

JAERI-M 7721, 33 Pages, 1978/06

JAERI-M-7721.pdf:0.89MB

線スペクトル解析用の電子計算機プログラムALPSを作成した。プログラムの構成は、先に開発した線スペクトル解析用プログラムBOB73Sと本質的に同じであり、ただ、ピーク・フィッティングの部分だけが異なっている。線の波形関数として、高エネルギー側のスロープをガウス関数で、低エネルギー側の緩やかなテーリングの部分を指数関数で近似して、両者をなめらかに接続する方法を採っている。波形関数を与えるためのパラメーターの値は、スペクトル中の個々のピーク群毎に別個に定められる。プログラムの大きさは114K語であり、処理速度は、極端に複雑なスペクトルでなけれは、FACOM230-75で10秒以内である。プログラムの構成、機能ならびに詳細な使用法の説明を付したほか、プログラムの信頼性をチェックする目的で行ったプルトニウム同位体混合試料の線スペクトルと、Poの単一線スペクトルから合成したスペクトルとを用いた2通りのテストの結果を示した。