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Johnson, M.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*; Brayer, C.*; Clavier, R.*; Montazel, A.*; Pluyette, E.*; 松場 賢一; 江村 優軌; 神山 健司
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
シビアアクシデントに関する日仏共同実験の一環として、ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内下部プレナムへ溶融燃料が流出した時の燃料-冷却材相互作用について、その解明に向けた研究を実施している。MELT施設では、ナトリウム中へ流出したキログラム単位の模擬溶融炉心物質が急冷される様子をX線で可視化することができる。現在準備中のSERUA施設では、融体と冷却材の接触境界面温度が上昇した場合の沸騰熱伝達を評価するためのデータ取得を予定している。この論文では、これらの施設を活用した実験協力の現状について紹介する。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03
In severe accidents of nuclear reactors, molten fuel and structural materials leak out of the pressure vessel into the water pool on the pedestal floor. If the water pool is shallow, the molten material enters the shallow pool as a liquid jet, disperses as debris, spreads over the floor, and it cooled by fuel-coolant interaction (FCI). Numerical simulations and experiments with state-of-the-art visualization techniques are developed and used to consider the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet as a debris jet. By performing these simulations and experiments, we obtain detailed 3-dimensional shapes of the liquid jet interfaces. However, to evaluate the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet, we require not only 3-dimensional shapes but also the velocity and size of dispersed liquid. We have developed a dispersed phase tracking method by using time-series data of 3-dimensional shapes of the melt interface obtained by numerical simulations or experiments to obtain these data. Firstly, we verified the applicability of the developed method by applying a simple system. Next, we applied the method to the numerical results of a liquid jet entering a shallow pool by TPFIT. The results show that the liquid jet entering the shallow pool reproduces the dispersion behavior of the fragments. The generated fragments were quantitively confirmed to have curved and rotational trajectories with complex nonlinear motions. In the relationship between the volume equivalent diameter of the fragments and the magnitude of velocity, it was confirmed that the larger the equivalent diameter, the smaller the velocity fluctuation.
鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 山村 聡太*; 阿部 豊*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
In the severe accident (SA) of nuclear reactors, fuel and components melt, and melted materials fall to a lower part of a reactor vessel. In the lower part of a reactor vessel, in some sections of the SAs, it is considered that there is a water pool. Then, the melted core materials fall into a water pool in the lower plenum as a jet. The molten material jet is broken up, and heat transfer between molten material and coolant may occur. This process is called a fuel-coolant interaction (FCI). FCI is one of the important phenomena to consider the coolability and distribution of core materials. In this study, the numerical simulation of jet breakup phenomena with a shallow pool was performed by using the developed method (TPFIT). We try to understand the hydrodynamic interaction under various, such as penetration, reach to the bottom, spread, accumulation of the molten material jet. Also, we evaluated a detailed jet spread behavior and examined the influence of lattice resolution and the contact angle. Furthermore, the diameters of atomized droplets were evaluated by using numerical simulation data.
加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。
Ho, H. Q.; 石塚 悦男
Physical Sciences and Technology, 5(2), p.53 - 56, 2019/00
試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。JMTRとJRR-3Mの運転中に1次冷却材に放出されるトリチウム放出源を明らかにするために、ドラーバー燃料から放出されるトリチウム量をMCNP6とPHITSコードで計算した。計算の結果、JMTRとJRR-3Mのドラーバー燃料からの放出されるトリチウム量は、1サイクル運転あたり10
及び10
Bqであること、この値は測定データより約4桁低いことが明らかとなった。この結果は、両炉のドラーバー燃料から放出されるトリチウム量は無視できるレベルであることを示している。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10
Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.
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
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.
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.
Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Annals of Nuclear Energy, 85, p.740 - 752, 2015/11
被引用回数：26 パーセンタイル：90.46(Nuclear Science & Technology)Studies on local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool are crucial to the analyses of severe accidents that could occur for sodium-cooled fast reactors (SFRs). To clarify the characteristics of this interaction, in recent years a series of simulated experiments, which covers a variety of conditions including much difference in water volume, melt temperature, water subcooling and water release site (pool surface or bottom), was conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, motivated by acquiring further evidence for understanding its mechanisms, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency, are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is confirmed that, similar to experiments, the water volume, melt temperature and water release site are observable to have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to the limited pressurization and resultant mechanical energy release for a given melt and water temperature within the non-film boiling range, even under a condition of much larger volume of water entrapped within the pool, should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.
Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05
To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in this study, several latest calculations with reactor materials were performed using SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. The performed SIMMER-III analyses suggest that despite of a comparatively larger temperature range of molten-fuel and sodium possibly varied during reactor accidents, the isolation effect of vapor bubbles generated at the melt-sodium interface seems to be the unique dominant mechanism that leads to the limited pressurization. Knowledge and fundamental data from this work might be utilized for future empirical-approach studies (e.g. those investigating the characteristics of critical coolant volume required for achieving the saturated pressurization at varied melt and coolant temperatures).
Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Science and Technology of Nuclear Installations, 2015, p.964327_1 - 964327_14, 2015/00
被引用回数：6 パーセンタイル：45.66(Nuclear Science & Technology)To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in recent years several experimental tests, with comparatively larger difference in coolant volumes, were conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, to further understand this interaction, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is found that the SIMMER-III code not only reasonably simulates the transient pressure and temperature variations during local FCIs, but also supports the limited tendency of pressurization and resultant mechanical energy release as observed from experiments when the volume of water delivered into the pool increases. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to such limited tendency should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.
森山 清史; 中村 秀夫; 丸山 結*
Nuclear Engineering and Design, 236(19-21), p.2010 - 2025, 2006/10
被引用回数：23 パーセンタイル：81.96(Nuclear Science & Technology)軽水炉シビアアクシデント時における溶融炉心/冷却材相互作用(FCI)の粗混合過程及びデブリベッド形成過程を解析的に評価するため、FCI粗混合解析コードJASMINE-preを開発した。JASMINE-preは融体ジェット,融体粒子,融体プールの3成分からなる融体モデルを、二相流解析モデルと連成したものである。二相流モデルは原研で開発されたACE-3Dコードに基づくものである。融体ジェット及び融体プールモデルは各々水中を流下する溶融炉心と底部で塊状になった融体を一次元で表したものであり、融体粒子モデルではラグランジュ的なグループ粒子の概念を用いている。また、簡易的なモデルとして、静止水中における粒子の生成と沈降・冷却のみを考慮したコード「pmjet」を開発した。これらのモデルを用いて、コリウム融体の冷却実験であるFARO実験のうち、水プールが飽和温度の場合と高サブクール条件の場合のシミュレーションを行った。JASMINE-preによる計算結果は、圧力上昇及び融体分裂について実験とおおむね一致した。また、計算結果より、粗混合領域内の溶融状態のコリウム質量は、定常的な融体ジェット分裂のもとでほとんど一定に保たれることがわかった。さらに、この粗混合融体量の計算結果について、JASMINE-preとpmjetの間でよい一致が見られた。
森山 清史; 中村 秀夫; 丸山 結
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 18 Pages, 2004/10
軽水炉のシビアアクシデントにおいて水蒸気爆発が格納容器健全性に及ぼす影響を評価するため、原研では水蒸気爆発解析コードJASMINEを開発している。融体としてアルミナとコリウムを用いた水蒸気爆発実験,KROTOS-44, 42, 37及びFARO-L33について、JASMINEコードによる解析を行った。解析では、融体細粒化に関するモデルパラメータを変更せず、粗混合における両材料の挙動の違いに基づいて、アルミナとコリウムの水蒸気爆発の強度の違いを再現することができた。コリウムの場合、粗混合時の固化割合が高く、またボイド率が大きいことが解析で示され、これらが水蒸気爆発の挙動の違いの主たる要因であると考えられる。
植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘
JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11
JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10
Bq/cm以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm以下であった。
Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2
10
、定格30MW出力時において約710であった。事前解析によるKr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。
植田 祥平; 角田 淳弥; 江森 恒一; 高橋 昌史*; 沢 和弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.679 - 686, 2003/09
被引用回数：13 パーセンタイル：64.64(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所において、高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10MBq/m以下であり、Kr及びXe核種の濃度は、0.1MBq/m以下であった。Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約210,定格30MW出力時において約710であった。事前解析によるKr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。
中村 仁一; 杉山 智之; 中村 武彦; 金沢 徹; 笹島 栄夫
JAERI-Tech 2003-008, 32 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-008.pdf:1.49MB
原研・原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いた反応度事故の模擬実験において、将来のプルサーマル利用に対応するため、プルトニウム富化度12.8%までの混合酸化物(MOX)燃料の使用を計画している。この変更に伴うカプセルの安全設計への影響として試験燃料の破損時に発生する破壊力(衝撃圧力及び水撃力)に及ぼすMOX燃料の富化度の影響について検討した。試験燃料の破損時に発生する衝撃圧力は、燃料被覆管破損時に内部の高圧ガスが解放されて生じるものである。燃料棒内外差は初期圧,FPガス放出量に依存するが、MOX燃料のFPガス放出は富化度に依存しないため、衝撃圧力は富化度の影響を受けないと結論された。また、微粒子化した燃料と冷却水の熱的相互作用で発生する水撃力については、微粒化した燃料粒子から冷却水への熱流束を、高富化度化による熱物性値の変化を考慮して解析評価した。その結果、UO
燃料と同程度に微粒子化したMOX燃料粒子から破壊力が発生する極短時間において放出される熱流束は、MOX燃料はUO燃料に比べてわずかに小さく、水撃力を増加させないものと判断された。
線エネルギー分析装置の校正試験植田 祥平; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-055, 24 Pages, 2002/07
JAERI-Tech-2002-055.pdf:1.04MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の運転中の燃料及び気体状核分裂生成物挙動の評価及び1次冷却材中の短半減期希ガス濃度から被覆燃料粒子の破損率を推定するため原子炉保護設備の放射能計装,燃料破損検出装置による領域別の
線測定に加えて、1次ヘリウムサンプリング設備の試料採取装置により1次冷却材を採取し、線エネルギー分析装置により試料中の短半減期希ガスの定量分析を行い、核種ごとの希ガス濃度及び放出率(R/B)値を求めている。そのため、HTTRの運転に先立ち、133Xe線源及び固体線源を用いて希ガス濃度の絶対値を求めるための線エネルギー分析装置の校正試験を実施した。本報では、エネルギー分析装置の校正方法及び結果について述べる。
沢 和弘; 角田 淳弥; 渡部 隆*
JAERI-Data/Code 99-034, 115 Pages, 1999/06
JAERI-Data-Code-99-034.pdf:3.65MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では多少の燃料破損は許容しており、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値(0.2%)に制限する」こととしている。そのため、HTTRの運転に当たっては、破損率を定量的に推定し異常の有無を判断する必要がある。そのため、これまでに運転中の被覆燃料粒子の破損モデル、希ガス放出率評価モデル、1次冷却材中の希ガス濃度評価モデルを開発してきた。本報は、これらのモデルを併せてコード化した、FIGHT(Fuel Failure and Fission Gas Release Analysis Code in HTGR)について述べたものである。
21, 1997, Tokai-mura, Japan秋山 守*; 山野 憲洋; 杉本 純
JAERI-Conf 97-011, 829 Pages, 1998/01
1997年5月19日から21日にかけて、原研東海研において、OECD/CSNI主催の水蒸気爆発専門家会合が開催された。この専門家会合には13ヵ国1国際機関からの31名を含む80名の参加があった。会合では、原子炉への適用、粗混合、伝播/トリガー、実験、解析コード/モデルの6セッションにおいて36件の論文が発表され、活発な討論が行われた。最後に、(1)格納容器の
モード破損はリスクの観点からは無視可能、(2)前回のサンタバーバラ会合(1993年)以後顕著な進展、(3)今後明らかにすべき研究課題を同定、(4)問題解決促進のため研究グループ間の公開の情報交換を推奨、(5)次回専門家会合を今後3~5年の間に開催することを推奨、を骨子とする会合概要と推薦をとりまとめた。
更田 豊志
蒸気爆発のシナリオ (蒸気爆発の動力学研究グループ研究会報告書), 0, p.27 - 38, 1996/00
燃料の溶融に至るような高発熱量条件でのNSRR実験では、溶融した燃料と冷却材との接触により燃料/冷却材相互作用を生じ、破壊力として衝撃的な圧力波及び冷却材の急激な吹き上げによる機械的エネルギが発生する。本報告では、軽水炉燃料実験及び板状シリサイド燃料実験における燃料破損メカニズムを概説するとともに、機械的エネルギについて、測定及び評価方法、発熱量・燃料/冷却材比・冷却材サブクールなどの各種パラメータに対する依存性、燃料微粒子化との相関などについて述べる。また、米国、SNLのFITS実験を例にとり、ビデオ撮影による飛散物速度測定など、炉外実験における機械的エネルギ測定方法について論ずるとともに、最近のNSRR実験で観察された高燃焼度PWR燃料の微粒子化について、燃料結晶粒界に蓄積されたFPガスの急激な熱膨張に基づく微粒子化モデルを紹介する。
