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Li, C.-Y.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*
第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/07
溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。
丸山 結*; 森山 清史; 中村 秀夫; 平野 雅司; 中島 研吾*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.12 - 21, 2003/01
被引用回数：6 パーセンタイル：41.75(Nuclear Science & Technology)デブリと下部ヘッドとの境界におけるギャップを満たす水のデブリ冷却効果を、実炉規模の定常計算に基づいて概略的に評価した。本計算では、狭隘流路における限界熱流束及び内部発熱流体の自然対流熱伝達に関する相関式を用い、ギャップ幅に依存する下部プレナム内冷却可能最大デブリ堆積深さを算出した。計算結果は、TMI-2事故の条件下では1mmから2mmの幅を有するギャップによりデブリを冷却可能なこと、より多量のデブリを冷却するためにはギャップ幅の大幅な増大が必要であることを示唆した。定常計算と併せて、過渡挙動の重要性を明確にするため、ギャップの成長及びギャップ内浸水に関するモデルを構築し、低レイノルズ数型二方程式モデルに分類されるYinらの乱流自然対流モデルとともにCAMPコードに組み込んだ。乱流モデルはUCLAで実施された内部発熱流体自然対流実験の解析により検証し、容器壁面における局所熱伝達係数の分布を精度良く予測することを確認した。ギャップ冷却に関するモデルの検証は、原研で実施した、水で満たした半球容器に溶融アルミナを注いだ圧力容器内デブリ冷却性実験の解析を通して行った。構築したギャップ冷却モデルを用いることにより、CAMPコードが容器壁の温度履歴を再現可能であることを明らかにした。
丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純
Nucl. Eng. Des., 187(2), p.241 - 254, 1999/00
被引用回数：20 パーセンタイル：79.79(Nuclear Science & Technology)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。シビアアクシデント時に形成される溶融炉心を模擬したアルミナ溶融物を、冷却水を張った下部ヘッド実験容器に投下した。実験後観察及び超音波を用いた計測から、固化したアルミナの表面近傍に薄い多孔質層が形成されたこと、固化アルミナと下部ヘッド実験容器壁との境界にギャップが存在することがわかった。実験中に観測された下部ヘッド実験容器壁の温度履歴から、初期には多孔質層及びギャップが熱抵抗層として作用し、下部ヘッド実験容器壁の温度上昇を抑制するとともに、後に冷却水がギャップ内に浸入し実験容器を効果的に冷却したと推定した。
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
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。
丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純
JAERI-memo 08-127, p.269 - 275, 1996/06
TMI-2事故では、大量の溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに移行したが、そこで溶融炉心が冷却され、事故が圧力容器内で終息した。残念ながら下部ヘッドにおける、溶融炉心の冷却メカニズムは未だ解明されていない。原研で進めている事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画では、平成8年度より圧力容器内溶融炉心冷却性実験を開始すべく準備を進めている。この実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する計画である。熱損失、溶融炉心上部に形成されるフラストの成長速度に関する検討を行い、酸化アルミニウムの適用性、試験体の規模等を定めた。本検討から酸化アルミニウムの適用性を確認するとともに、溶融物の重量を50kg、試験体の直径を0.5mとすることとした。
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。
丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純
Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA96), 3, p.1367 - 1374, 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。この実験ではテルミット反応により生成した高温の溶融酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する。これまでに実施した2回の実験においては、30kgあるいは50kgの溶融酸化アルミニウムを、圧力容器下部ヘッドを模擬している実験容器に流し込んだ。実験容器内の初期水位は30cmである。実験後に冷却固化した酸化アルミニウムを観察し、表面が非常に粗いこと、クラックが形成されていること、等を確認した。また、溶融物及び実験容器壁の温度履歴測定結果は、実験容器内で固化した酸化アルミニウムと容器壁との間に水が浸入した可能性を示唆した。実験容器壁の温度減少速度から、容器内壁における熱流速は概ね300~400kW/m
と評価された。
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Al
O
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。
