Study on mechanism and threshold conditions for fuel fragmentation during loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 宇田川 豊

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

To clarify the mechanism and temperature threshold for fuel fragmentation during loss-of-coolant accidents (LOCAs), out-of-pile heating tests on bare fuel pellet pieces taken from a high-burnup PWR UO fuel rod (segment average burnup: 81 GWd/tU) were performed. The fuel pellet pieces taken from various regions in the radial direction of the fuel pellet were inductively heated with no cladding restraint in vacuum up to 1473 K at a rate of 5 K/s. During the heating tests, the fission gases released from the fuel pellet pieces were continuously analyzed in-situ using a quadrupole mass spectrometer. Following the heating tests, microstructural observation of the fuel pellet fragments was carried out. Based on the relationship between the extent of fuel fragmentation and the terminal temperature, and the time history of fission gas release, temperature thresholds for minor fuel fragmentation and slightly more fuel fragmentation were estimated to be 973 - 1073 K and 1173 - 1273 K, respectively. The extent of fuel fragmentation and the amount of fission gas release became more pronounced with increasing temperature. Further, the microstructural observations after the heating tests revealed that most of the fuel fragments smaller than approximately 500 - 750 m have microstructures consisting of many micropores and subgrains, which are characteristic of the dark zone or high-burnup structure. On the basis of these results, the mechanism of fuel fragmentation during LOCAs was discussed.

JASMINE Version 3による溶融燃料-冷却材相互作用SERENA2実験解析

堀田 亮年*; 森田 彰伸*; 梶本 光廣*; 丸山 結

日本原子力学会和文論文誌, 16(3), p.139 - 152, 2017/09

https://doi.org/10.3327/taesj.J16.028

Among twelve FCI cases conducted in the OECD/NEA/CSNI/SERENA2 test series using two facilities, six steam explosion cases, five from TROI and one from KROTOS, were analyzed by JASMINE V.3. Major model parameters were categorized into "focused zone", a core part of interest, and "peripheral zone", the initial and boundary conditions given intentionally for each test case. For the former, base values established through past validation studies of JASMINE V.3 were applied. The code was modified to implement the measured distribution of entrained droplet size acquired in TROI-VISU. For the latter, melt release histories were given as a combination of time tables of jet diameter and release velocity that were estimated based on image data and transit timing data of the melt leading edge. The base values were shown to predict impulse responses of SERENA2 systematically with a reasonable error band. A statistical analysis based on the LHS method was performed. Uncertainty ranges were given based on measurement errors and past validation studies in the JASMINE development. Underlying mechanisms causing apparent differences in the mechanical energy conversion ratio between two facilities were studied from the view point of breakup length and trigger timing.

Distance for fragmentation of a simulated molten-core material discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.707 - 712, 2016/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1113897

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度:約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。

Distance for fragmentation of a simulated molten-core material discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/12

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度: 約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 粒子法を用いた蒸気爆発素過程の数値シミュレーション, 原子力基礎研究 H10-027-5 (委託研究)

越塚 誠一*; 池田 博和*; Liu, J.*; 岡 芳明*

JAERI-Tech 2002-013, 60 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-013.pdf:3.16MB

原子炉のシビアアクシデントにおいて、高温の溶融炉心が低温の冷却水と接触すると蒸気爆発を生じる可能性がある。そこで、蒸気爆発素過程の解明のため、溶融液滴を包む蒸気膜の崩壊時を模擬し、溶融すずの単一液滴に周囲から水ジェットが衝突する体系で粒子法による3次元シミュレーションを行った。シミュレーション結果では、溶融物がフィラメント状に液滴から飛び出してくる様子が捉えられた。これはCiccarelli-FrostのX線高速写真と非常によく一致している。ただし、X線写真に見られるような急激な細粒化が生じるためには、液滴接触時に自発核生成による高速沸騰が必要である。溶融炉心液滴の場合には、水ジェットが溶融液滴に接触する際に界面温度は溶融物の凝固点以下になるので、急激な細粒化は生じにくく、従って大規模な蒸気爆発も発生しにくいと考えられる。次に、蒸気爆発の圧力波伝播過程の1次元解析コードを開発した。熱的細粒化には液液接触時の自発核生成のモデルを採用した。本コードを用いて蒸気爆発における圧力波伝播の1次元テスト計算を行い、従来のコードによる計算結果とよく一致した。

RIA時挙動

更田 豊志

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.141 - 147, 2001/06

原研の燃料挙動研究における最新の成果を中心に、高燃焼度燃料の反応度事故(RIA)時挙動について論じる。近年の軽水炉燃料の高燃焼度化に対応するため、実験データや安全評価手法の範囲拡大が急がれているが、原研ではこれまでに60回を越える照射済燃料のパルス照射実験をNSRRにおいて実施しており、高燃焼度領域特有の現象の存在を示す実験結果が得られている。被覆管水素吸収の影響を強く受けたPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損が見られた一連の高燃焼度PWR燃料実験、BWR燃料としては世界初の破損例を与える結果となった最近の高燃焼度燃料実験などの成果を紹介するとともに、燃料破損発生に及ぼす機械的負荷と被覆管温度上昇との関係、燃料破損時の機械的エネルギー発生機構、RIA時燃料挙動に及ぼすFPガスの役割などについて論じる。

Mechanical energy generation during high burnup fuel failure under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(10), p.877 - 886, 2000/10

https://doi.org/10.3327/jnst.37.877

反応度事故条件下における高燃焼度燃料破損時の機械的エネルギー発生について、その支配的要因を、NSRR実験結果に基づいて論じている。過去の高燃焼度燃料実験より、比較的低い発熱量条件で燃料が破損し、その際燃料が溶融に至ることなく微粒化することが知られていた。今回、機械的エネルギー発生要因として「燃料棒からの高温・高圧ガス放出」及び「被覆管開口部から放出された燃料微粒子と冷却材との熱的相互作用による蒸気発生」を定量的に評価した結果、前者の寄与は機械的エネルギー計測値に及ばないのに対し、燃料/冷却材相互作用は十分な量を発生し得ることが明らかになった。また、高燃焼度燃料微粒子を模擬した未照射粉末燃料を用いた分離効果実験により、溶融しない場合でも十分に大きな機械的エネルギーが発生すること、及び機械的エネルギー転換率が燃料微粒子の比表面積すなわち平均粒径に依存することを明らかにした。

High brunup BWR fuel response to reactivity transients and a comparison with PWR fuel response

更田 豊志; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 笹島 栄夫; 上塚 寛

NUREG/CP-0172, p.191 - 203, 2000/00

NSRRにおける高燃焼度BWR燃料実験の最近の成果を報告するとともに、PWR燃料実験との比較を通じて、反応度事故条件下における高燃焼度燃料の破損機構について論じる。燃焼度56GWd/t以下のBWR燃料では、被覆管/燃焼ペレットの間隙がPWR燃料に比べて大きいこと、被覆管の水素吸収量が比較的小さいことなどから、破損に至るまでの裕度がPWR燃料に比べて大きいことを確認していたが、より燃焼度の高い燃料(61GWd/t)を対象とした2回の実験において、BWR燃料としては世界初の破損例を得た。両実験では燃料エンタルピが260J/g及び293J/g上昇した時点で燃料破損に至っており、燃料棒の分断、ペレットの微粒子化などが観察されている。この燃焼度範囲に至ると、被覆管内面と燃料ペレット表面との固着(ボンディング)が生じており、燃料ペレットの変形が直接的に被覆管に加わったことなどが、破損を生じた一因となっているものと推察される。

The Premixing and propagation phases of fuel-coolant interactions; A Review of recent experimental studies and code developments

A.R.Antariksawan*; 森山 清史; H.Park*; 丸山 結; Y.Yang*; 杉本 純

JAERI-Review 98-012, 66 Pages, 1998/09

JAERI-Review-98-012.pdf:3.36MB

蒸気爆発とは、高温液体(燃料)が低温の揮発性液体(冷却材)にその内部エネルギーを与え、低温液が急速に蒸発して高圧を発生し、周囲に仕事を与える過程である。蒸気爆発は従来から4段階の過程、すなわち初期粗混合、トリガリング、伝播及び膨張の過程から成ると考えられており、20年以上の間研究が行われて来たが、基礎的物理の未解明な部分が残されており、研究が継続されている。本報告は、初期粗混合及び伝播過程に関する最近の研究についての情報を収集したものである。実験では実燃料を用いた大規模なもの(~150kg)に重点が置かれている。解析コードの検証のため、固体粒子を用い境界条件を明解にした単純な体系の実験も行われている。解析コードは一般に多相・多次元のより洗練されたものになっているが、物理モデルの不十分な部分があり、更に改良を要する。

Fuel failure and fission gas release in high burnup PWR fuels under RIA conditions

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 石島 清見

Journal of Nuclear Materials, 248, p.249 - 256, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00173-6

NSRRで実施している高燃焼度PWR燃料(燃料度50MWd/kgU)のパルス照射実験では、水素吸収の影響による被覆管外面側の脆化が起因となった、低い燃料エンタルピレベルでのPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損や、極めて大量のFPガス放出、燃料ペレットの微粒子化など、燃焼度42MWd/kgUまでの照射済PWR燃料実験では見られなかった数多くの現象が観測されている。本論文では、被覆管外周部近傍での水素化物の偏析が亀裂発生に及ぼす影響、結晶粒界に蓄積されたFPガスの急速膨張に基づくFPガスの放出並びに燃料ペレットの微粒子化モデルなどについて論ずる。