Numerical study of initiating phase of core disruptive accident in small sodium-cooled fast reactors with negative void reactivity

石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2243949

To improve the safety of future SFRs, the development of SFRs with low void reactivity has been promoted. Small SFRs can have a negative void coefficient of reactivity, so the analysis of the CDA event sequence in small SFRs is valuable for the investigation of the reactor characteristics for the future research and development of SFRs. In this study, the typical initiating events of a CDA in small SFRs were evaluated with the computational code, SAS4A. The event progression of ULOF and UTOP in the low void reactivity reactor is found to be slow due to the effective operation of the negative reactivity feedback and the absence of significant positive reactivity insertion. No power excursion occurs in the initiating phase. In ULOF, the cladding melt and relocation behavior becomes more important for the evaluation of the event progression due to its positive reactivity.

A 3D particle-based simulation of heat and mass transfer behavior in the EAGLE ID1 in-pile test

Zhang, T.*; 守田 幸路*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司

Annals of Nuclear Energy, 179, p.109389_1 - 109389_10, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109389

The ID1 test was the final target test of the EAGLE experimental framework program. It was used to verify that during a core disruptive accident, the molten fuel could be discharged via wall failure of an inner duct in FAIDUS, a design concept for the sodium-cooled fast reactor. The ID1 results revealed that the wall failure behavior owed to the large heat flow from the surrounding fuel/steel mixture. The present study numerically investigated the heat transfer mechanisms in the test using the finite volume particle method in the three-dimensional domain. The thermal hydraulic behaviors during wall failure were reproduced reasonably. The present three-dimensional simulation mitigated inherent defects of our previous two-dimensional calculation and clarified that the solid fuel and liquid steel close to the outer surface of the duct can expose the duct to high thermal loads, resulting in the wall failure.

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷初期過程の研究(過出力時炉停止失敗事象に対するSAS4Aコードの妥当性確認)

石田 真也; 深野 義隆

日本機械学会論文集(インターネット), 88(911), p.21-00304_1 - 21-00304_11, 2022/07

https://doi.org/10.1299/transjsme.21-00304

炉心損傷事故(CDA)の初期の段階である起因過程の評価に係る解析コードSAS4Aに関しては、これまでにCDAの代表的な事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF)に対してPIRT手法を適用し、評価手法の信頼性向上が図られている。本研究では、PIRT手法を用いてUTOPの分析を行って物理現象を抽出するとともに、それらの物理現象にランク付けを行って8つの重要現象を抽出し、ULOFとの違いを明らかにした。さらに、抽出した重要現象に対して評価マトリクスを作成し、評価マトリクスに沿って妥当性確認を行った。評価マトリクスの作成においては、UTOPの重要現象に対してULOFの評価マトリクスで網羅されていない部分に対して妥当性確認を行った。本研究によって、SAS4Aをより広範な事故事象へ適用することが可能となり、当該コードの信頼性を大きく向上させることができた。

高速炉用統合炉定数ADJ2017Rの作成

横山 賢治; 丸山 修平; 谷中 裕; 大木 繁夫

JAEA-Data/Code 2021-019, 115 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-019.pdf:6.21MB
JAEA-Data-Code-2021-019-appendix(CD-ROM).zip:435.94MB

原子力機構ではこれまでにも高速炉用統合炉定数を作成してきているが、高速炉用統合炉定数ADJ2017の改訂版となるADJ2017Rを作成した。統合炉定数は、高速炉の核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報を統合して炉定数を調整する。ADJ2017Rは、基本的にはADJ2017と同等の性能を持つ統合炉定数であるが、ADJ2017に対して追加検討を行い、以下の二つの点について見直しを行った。一つ目は実験起因不確かさの相関係数(以下、実験相関係数)の評価方法の統一化である。実験相関係数の評価で用いる共通不確かさの評価方法に二つの方法が混在していたことが分かったため、すべての実験データについて実験相関係数を見直し、評価方法を統一した。二つ目は炉定数調整計算に用いる積分実験データについてである。Am-243サンプルの燃焼後組成比の実験データの一つに、実験不確かさが他に比べて極端に小さく不確かさ評価に課題がある可能性が高いことが分かったため、当該実験データを除外して炉定数調整を行った。なお、ADJ2017の作成では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用していたが、ADJ2017Rの作成では一つ除外したので、最終的に採用した積分実験データは619個となる。どちらの見直しについても炉定数調整計算結果に与える影響は小さいが、不確かさ評価方法の説明性や積分実験データとの整合性が向上したと考えられる。

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

Validation of analysis models on relocation behavior of molten core materials in sodium-cooled fast reactors based on the melt discharge experiment

五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16440

In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs. CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.

Particle-based simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test

守田 幸路*; 小川 竜聖*; 時岡 大海*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

EAGLE炉内ID1試験は日本原子力研究開発機構によって実施され、FAIDUSと称される内部ダクト付き燃料集合体からの早期燃料流出を模擬したものである。試験で生じた早期ダクト破損は、燃料とスティールから構成される溶融プールからの高い熱流束によるものと解釈されている。試験後の分析からは、壁面に燃料クラストが形成されない状況において、高い熱伝導度を有するプール中の溶融スティールによって溶融プールからダクトへの伝熱が効果的に促進されたことが示唆されている。本研究では、多成分多相流の粒子法に基づいた完全ラグランジェ法を用いて溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を分析した。プール中の溶融スティールと燃料の混合と分離挙動およびこれらの挙動がプールからダクトへの伝熱に与える影響を調べるため、燃料ピンの崩壊、溶融プールの形成およびダクト壁の破損に至る一連の挙動を模擬した。現在の2次元粒子法シミュレーションでは、10MW/mを超える壁面への大きな熱負荷は、核発熱を伴う液体燃料が壁面へ直接接触することによるものであることが示された。

Fast reactor core seismic experiment and analysis under strong excitation

山本 智彦; 岩崎 晃久*; 川村 一輝*; 松原 慎一郎*; 原田 英典*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

高速炉の炉心支持構造、炉心構成要素を適切に設計するためには、地震時における炉心群振動挙動を把握する必要がある。高速炉の地震時における炉心群振動挙動を把握するため、炉心の流体構造連成、鉛直方向変位(跳び上がり)を含めた地震時炉心の3次元群振動挙動を評価するための炉心耐震解析手法の開発を進めている。炉心構成要素を模擬した37体の1/1.5縮尺集合体を用いて六角配列の群体系振動試験を実施した。振動試験で得られたデータを基に、強加振条件に対応するために新たに組み込んだ解析評価モデルの比較検証を実施した。

Validation and applicability of reactor core modeling in a plant dynamics code during station blackout

森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。

An Empirical correlation to predict the distance for fragmentation of simulated Molten-Core materials 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 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離の評価を目的として、溶融炉心模擬物質を冷却材中へ放出させる試験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を実験相関式として整理した。実験相関式による予測は実験結果とよく一致した。本研究により、冷却材の沸騰・膨張によるデブリ化促進効果を考慮することで、ナトリウム中におけるデブリ化距離を適切に評価可能であることがわかった。