Development of dispersed phase tracking method for time-series 3-dimensional interface shape data

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.

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.

First analysis of local fuel-coolant interactions in a molten pool by SIMMER-III using reactor materials

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).

Analytical tool development for coarse break-up of a molten jet in a deep water pool

森山 清史; 中村 秀夫; 丸山 結*

Nuclear Engineering and Design, 236(19-21), p.2010 - 2025, 2006/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.03.027

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。

NSRR燃料破損実験における機械的エネルギ転換率

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。

出力暴走条件下におけるアルミニウム被覆ウランシリサイド板状燃料の溶融及び機械的エネルギの発生

更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

JAERI-Research 95-077, 28 Pages, 1995/10

JAERI-Research-95-077.pdf:2.49MB

燃料全体に及ぶ溶融、更には微粒子化に伴って機械的エネルギの発生に至る苛酷な出力暴走条件下で、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料のパルス照射実験を実施した。即発発熱量1.68kJ/g・USiで、発熱部に貫通口を生じ、下部に溶融物の塊を生ずるなど著しい変形が見られたが、この条件ではUSi燃料粒子は外周部にアルミニウム母材との反応相を形成するものの完全な溶融には至っておらず、即発発熱量が1.99kJ/g・USi以上に達すると完全に溶融し、凝固後広い範囲に亘って樹状晶を形成する。燃料の微粒子化及び機械的エネルギ発生しきい値は約3.4kJ/g・USiで、即発発熱量の上昇に伴って機械的エネルギ転換率は増大し、最大4.3%に達した。

NSRRウラン水素化ジルコニウム燃料実験における発熱量の解析及び実験用カプセル最大負荷の評価

更田 豊志; 石島 清見; 丹澤 貞光; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 加島 洋一; 豊川 俊次; 小林 晋昇

JAERI-Research 95-005, 53 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-005.pdf:1.96MB

現在NSRRでは、TRIGA炉用燃料として世界的に使用されている、ウラン水素化ジルコニウム燃料のパルス照射実験を計画している。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の特性についてまとめるとともに、NSRRにおけるパルス照射時の発熱量及び燃料温度の解析結果、実験用カプセル設計に必要となる燃料破損時の衝撃圧力及び水撃力の予測最大値の評価結果を示したものである。NSRRにおいて燃料溶融に至る範囲までの実験が可能であることを示すとともに、被覆管の低温破裂、放出水素の膨張仕事及び燃料/冷却材相互作用などを考慮した検討を行い、衝撃圧力及び水撃力の予測最大値を定めた。NSRR実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発・安全評価に大きく資するものと期待される。

Studies on fuel-coolant interactions during a reactivity initiated accident of nuclear power plant

更田 豊志; 山野 憲洋; 井上 晃*

Proc. of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions: NUREG/CP-0127,NEA/CSNI/R (93)8, p.282 - 295, 1993/00

苛酷な原子炉反応度事故条件下では、溶融した燃料が被覆管の破損口から冷却材中に噴出して、水蒸気爆発などの燃料/冷却材相互作用を生じ、圧力波の発生並びに冷却材の吹き上げによる水塊の衝突などの破壊力が発生する。本論文は、反応度事故時の燃料/冷却材相互作用によって生ずる破壊力の程度に及ぼす発熱量、冷却材サブクール、燃料/水比、燃料棒初期内圧の影響について、これまでに得られたNSRR実験の結果を紹介するとともに、溶融物周りの膜沸騰蒸気膜厚さの低下と伝熱面積の増加に関するSurface Stretchモデルに基づく解析の結果及びステンレス鋼管の通電加熱を利用した炉外実験結果を示した。更に、実験結果と解析結果との比較を通じて、発生圧力波並びに機械的エネルギに及ぼす冷却材サブクール、微粒子化特性時間などの効果について検討を加えた。

反応度事故条件下における高発熱量負荷時の機械的エネルギーと燃料の微粒子化

鶴田 隆治; 斎藤 伸三; 落合 政昭

JAERI-M 84-235, 44 Pages, 1985/01

JAERI-M-84-235.pdf:1.67MB

燃料微粒子化は溶解燃料-冷却材相互作用の素過程を構成する重要な課題であり、その解明は未だ十分ではない。そのため、反応度事故を模擬したNSRR実験によってUO燃料を微粒子化し、粒度分布を求め、かつ、燃料微粒子化の機構を検討した。すなわち、粒度分布は対数表示のRosin-Rammler分布側によって良く記述できること、また、機械的エネルギーへの転換率は粒子の全体積と全表面積の比として定義した体面積平均径に反比例し、微粒子化の程度を示す代表寸法として適当であることを示した。さらに、燃料微粒子化機構に対するWeber型流体力学的不安定モデルによって実験結果を説明できることを明らかにした。このモデルによれば燃料は球形粒子になる筈である。実験では多くの球形粒子が観察されたが、その大部分は中空で破裂口を有しており、固化過程において球形粒子の内圧破裂が生じているものと思われる。

直接通電法による溶融燃料冷却材反応実験; ZrO-HO系

武田 常夫; 平野 見明

JAERI-M 8035, 94 Pages, 1979/01

JAERI-M-8035.pdf:12.75MB

PCM関連実験の中で、FCI(溶融燃料-冷却材反応)試験は炉内PCM実験の際に生ずる諸現象の一部を予測するために必要とされ、また興味をもたれている。FCI実験に用いられる加熱法は直接通電加熱法であるが、この方法はペレット温度約1000C以上で有効である。したがって、1000Cまで予熱が必要である。また、ペレットを含む燃料体は典型的な軽水炉燃料体であり、周囲を冷却水で囲まれている。予熱に際して、冷却水を加熱することは望ましくない。本実験では、ペレットとしてUO2と物性の良く似たZrOペレットを用いることにし、独自の方法で予熱し、直接通電加熱を達成した。溶融した燃料は、冷却材と反応し、一部は微細化した。そのときに発生した圧力波は最大35気圧程度であった。本報には、計測された冷却水の温度ぷよび圧力の変化、解体後の試験体内部の様子・微細化した溶融燃料粒子などの様子を示した。