Effect of fuel particle size on consequences of criticality accidents in water-moderated solid fuel particle dispersion system

福田 航大; 山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1514 - 1525, 2023/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2224327

粒子状の固体燃料デブリが水中に分散した場合のデブリ粒子径に着目し、粒子径が核分裂数や出力推移といった臨界挙動に与える影響を明らかにすることを目的とした動特性解析を行った。その結果、燃料から水への熱伝達量が大きい条件下で、燃料粒子径を1桁小さくすると核分裂の回数が10倍になること等が明らかとなった。この結果より、燃料粒子径を適切に設定しなければ、核分裂数が過大又は過少評価される可能性が示唆された。

The OECD/NEA Working Group on the Analysis and Management of Accidents (WGAMA); Advances in codes and analyses to support safety demonstration of nuclear technology innovations

中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.

A Linear Equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1736682

中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力を新しい変数(出力の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点()はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点()はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

原子力安全性研究の現状; 平成12年度

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2000-028, 106 Pages, 2000/11

JAERI-Review-2000-028.pdf:14.37MB

原研における安全性研究は、国の定める原子力研究、開発及び利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで実施している。11年に東海村で生じた臨界事故は、わが国最大レベルの原子力事故となり、原子力全体の安全確保が厳しく問われている。このような事故原因を技術面のみならず組織面からも明らかにし、再発防止に努めるとともに、防災計画の充実を図ること、燃料サイクル全体の安全性を向上させることが、国民の原子力への信頼を取り戻すうえでも重要である。安全性研究の実施分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究で、放射性廃棄物処理処分に関する研究及び安全性向上のための将来技術の研究開発等を含んでいる。さらに、国際研究機関を中心とした多国間協力や2国間協力により、世界各国共通の原子力安全の課題に対する認識の国際的な共有を図るとともに、研究の効率的推進と研究開発資源の有効利用を図っている。

Design and evaluation methods for a water cooling panel system for decay heat removal from a high-temperature gas-cooled reactor

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00

https://doi.org/10.1002/(SICI)1520-6556(1997)26:3<159::AID-HTJ2>3.0.CO;2-V

高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210Cの条件で、圧力容器温度は-29C,+37Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。

原子力発電プラント・データベースの構造及びファイル様式; 国内軽水炉プラントの設計情報データベース

山本 信夫; 泉 文男*

JAERI-Data/Code 95-018, 634 Pages, 1995/12

JAERI-Data-Code-95-018.pdf:27.21MB

日本原子力研究所では、原子力安全性研究などで必要となる国内の原子力発電プラントの設計情報を、迅速かつ的確に提供する目的で、「原子力発電プラント・データベース(PPD)」を構築している。PPDは、国内の軽水炉原子力発電プラントの原子炉設計許可申請書を情報源として、各プラントの設計方針、機器の台数や容量、材料、構造、型式などをデータベース化したものである。本報告書は、PPDを利用者がより有効に活用できるように、データベース構造、データ格納ファイルのファイル様式などを中心に、これまでにデータベース化した設計情報の項目をまとめたものである。

Reactor physics activities in Japan; July, 1992 July, 1993

炉物理研究委員会

JAERI-M 93-254, 36 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-254.pdf:1.27MB

本報告は、1992年7月1993年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・雑音解析と制御・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌及びレポートに記載された論文である。

Implementation of reactor safety analysis code RELAP5/MOD3 and its vectorization on supercomputer FACOM VP2600

石黒 美佐子; 根本 俊行*; 平塚 篤*

JAERI-M 91-051, 70 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-051.pdf:1.48MB

RELAP5/MOD3はアイダホ国立研究所(INEL)で開発された最新の軽水炉安全性解析コードで、加圧水型原子炉の熱流動をシミュレートするために使用されている。コードは、原研と米国原子力規則委員会との間のROSA-IV協定における技術情報交換の一環として原研に導入された。まず、INELから提供された元版からIBMバージョンを抽出し、それを原研のFACOM M-780用に交換し、その後、FACOM VP2600で効率的に処理するためにベクトル化した。ヘクトル化版コードは、スカラー計算に比較して約3倍速くなっている。現在のベクトル化率は78%である。本報告書では、FACOM計算機への変換方法とベクトル化方法について述べる。

Post-dryout heat transfer of high-pressure steam-water two-phase flow in single rod channel and multi rod bundle

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 99, p.157 - 165, 1987/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(87)90117-8

単一ロッド及びロッドバンドルの熱伝達実験装置を用いて高圧水-蒸気二相流のドライアウト後熱伝達実験を行った。実験では、原子炉のLOCA時に特に重要となる低流量域を対象としている。単一ロッドの熱伝達実験は、圧力3MPaの条件下で、液量100~310kg/mS、入口クオリティ0.15~1.0の範囲内で行われた。測定した熱伝達率を用いて原子炉LOCA解析コードに使われている相関式を評価した。その結果、Groeneveldの式とのよい一致を見たが、一致度は壁温と流動条件に依存し、矛盾なく全実験範囲に適用できる相関式を作成した。この相関式をロッドバンドル(55)の熱伝達実験装置(TPTF)で行った3MPa~12MPa,15~600kg/mS,クオリティ0.0~1.0の範囲の実験データを用いて検証した。この領域の研究は従来あまりなされていないものであった。