消防自動車を用いたHTTRのBDBA拡大防止対策

島崎 洋祐; 地代所 達也; 石井 俊晃; 猪井 宏幸; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2024-005, 23 Pages, 2024/06

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HTTRでは、新規制基準への対応の一環として新たに多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故(BDBA)の想定を行うとともに、BDBAの拡大防止対策を定めた。このうち、使用済燃料貯蔵プールに係る冷却水漏洩によって発生するBDBAの拡大防止対策においては、大洗研究所の消防自動車をBDBAの拡大防止対策機器として選定し、揚水性能等の要求性能を定めて検査で確認した。これにより、消防自動車は使用前事業者検査に合格し、HTTRの運転再開に貢献した。

Atomization mechanisms of a wall-impinging jet in a shallow pool

堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Physics of Fluids, 35(7), p.073309_1 - 073309_17, 2023/07

https://doi.org/10.1063/5.0157032

非混和液液系における液体ジェットの微粒化は、原子力産業分野の安全上重要である。日本原子力研究開発機構は、数値シミュレーションを用いて非混和性液液系における液体ジェットとして振る舞う溶融燃料の挙動を評価する手法を開発し、数値シミュレーションと実験により浅水プール中の液体ジェット挙動を調査してきた。本論文は、壁面衝突液体噴流における微粒化の機構を明らかにする。ここでは、非混和液液系の浅水プール中壁面衝突液体噴流における微粒化挙動について、数値シミュレーションと分散相追跡法を用いて、液滴形成とその流れ場の観点から研究した。その結果、壁面衝突液体噴流に見られる液膜流における液滴形成は、三つのパターンがあることを明らかにし、液滴形成直後の液滴物理量を取得し、無次元数を用いた液滴形成の理論的基準領域を開発した。液滴形成パターンとこの領域との比較により、パターンの特徴と発生源に応じた液滴形成機構を解明した。

LIVE-J1 experiment on debris melting behavior toward understanding late in-vessel accident progression of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; Stngle, R.*; Wenz, T.*; Vervoortz, M.*; 溝上 伸也

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

Debris and molten pool behavior in the reactor pressure vessel (RPV) lower plenum is a key factor to determine its failure mode, which affects the initial condition of ex-vessel accident progression and the debris characteristics. These are necessary information to accomplish safe decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. After dryout of the solidified debris in the lower plenum, metallic debris is expected to melt prior to the oxide debris due to its lower melting temperature. The lower head failure is likely be originated by the local thermal load attack of a melting debris bed. Numerous experiments have been conducted in the past decades to investigate the homogeneous molten pool behavior with external cooling. However, few experiments address the transient heat transfer of solid-liquid mixture without external cooling. In order to enrich the experimental database of melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures, LIVE-J1 experiment was conducted using ceramic and nitrate particles as high melting and low melting temperature simulant materials, respectively. The test results showed that debris height decreased gradually as the nitrate particles melt, and molten zone and thermal load on vessel wall were shifted from bottom upwards. Both conductive and convective heat transfer could take place in a solid-liquid mixture pool. These results can support the information from the internal investigations of the primary containment vessel and deepen the understanding of the accident progression.

The Dependence of pool scrubbing decontamination factor on particle number density; Modeling based on bubble mass and energy balances

孫 昊旻; 柴本 泰照; 廣瀬 意育; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.1048 - 1057, 2021/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1907254

以前のわれわれのプールスクラビング実験において、入口粒子数密度の上昇に伴って除染係数(DF)が減少する結果が得られており、その理由については過去の研究を含めて明らかにされていなかった。本研究では、現象の要因を粒子表面での水蒸気の凝縮による粒子成長であると仮定し、上昇気泡内の質量とエネルギーのバランスに基づく簡易評価モデルを構築し、同モデルを用いて評価した。粒子表面での水蒸気凝縮は、凝縮による気泡内の水蒸気濃度を低下させると同時に、凝縮潜熱放出による温度上昇効果をもたらし、気泡内蒸気過飽和度を減少させ、凝縮を抑制する。本効果は粒子数濃度に依存する。評価モデルでは、気泡の上昇距離の関数として粒子の成長と慣性DFを計算し、その結果、実験で観察されたDFの傾向を再現した。

粒子状放射性物質のプールスクラビングに関する実験的研究

秋葉 美幸*; 堀田 亮年*; 阿部 豊*; 孫 昊旻

日本原子力学会和文論文誌, 19(1), p.1 - 15, 2020/02

https://doi.org/10.3327/taesj.J18.042

プールスクラビングの機構を理解するために、スケールが異なる3つの試験を実施した。小規模個別効果試験では、高速ビデオ, ワイヤメッシュセンサー, PIV等の高分解能二相流計測手法を用いて、単一気泡や二相流構造を把握した。大規模総合効果試験では、定圧と減圧両方の条件におけるエアロゾル除去効果に対する水深や水温の影響を計測した。これらの試験から得られた個別現象と総合現象の関係を明確にするために、中規模総合効果試験を行っている。

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 2; Fuel cladding oxidation

根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 5; Investigation of cooling effects of SFP spray and alternate water injection with MAAP code

西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)で冷却機能喪失事故あるいは冷却材喪失事故が発生した場合、使用済燃料の冷却性確保の観点から、SFPに注水してプール水位を維持する必要がある。本講演では、別途提案した空気中Zr酸化反応モデルを新たに組み込んだMAAPコード5.05ベータを使用してSFPを対象とした事故進展解析を実施し、SFPスプレイおよび代替注水実施時の燃料冷却効果を評価した結果について報告する。SFPスプレイの評価においては、崩壊熱、スプレイ水の燃料集合体にかかる割合、スプレイ水滴の直径、スプレイ開始時間を解析パラメータとして用いた。使用後4ヶ月冷却した燃料を格納したSFPに、12.5kg/s (200GPM)のスプレイをSFP冷却水喪失後4時間後から使用し、その際のスプレイ水の30%が燃料集合体にかかると想定した場合、燃料被覆管の最高温度は1000K以下に抑えることができ、被覆管の破損が防げることが示された。

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 7; Analysis on effectiveness of spray cooling by the SAMPSON code

鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 永武 拓; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)での事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだスプレイ冷却モデルの機能確認のため検証解析を実施した。また実機におけるスプレイ流量が燃料棒温度変化に及ぼす影響評価や、効率的なスプレイ冷却の手法に関する評価等を行なった。その結果、SFPの真上からスプレイを降らせることにより、冷却水損失で大気中に露出した燃料集合体の冷却を有効に行なうことができ、燃料の破損を防ぎ得ることが示された。

Validation of three-dimensional finite-volume-particle method for simulation of liquid-liquid mixing flow behavior

加藤 正嗣*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

Computational fluid dynamics based on particle-based simulations with a fully Lagrangian approach is a powerful tool to understand thermal-hydraulic behaviors of multi-component, multi-phase flows involved in disrupted nuclear core during severe accidents. In this study, a validation study of 3D particle-based simulation using the finite volume particle method was performed for mixing flow behavior of two liquid phases with different densities in a pool. Fundamental experiments using water and silicon oil were also carried out for the present validation. An enhanced multi-phase scheme was introduced to provide accurate and stable calculations of multi-phase flows characterized by high density ratios. The simulation results of the experiments were given to demonstrate validity of the present simulation method and enhanced performance for simulations of mixing and separation behaviors of liquid-liquid two-phase flows in the pool.

Study on oxidation model for Zircalloy-2 cladding in SFP accident condition

根本 義之; 加治 芳行; 鬼澤 崇*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of Annual Congress of the European Federation of Corrosion (EUROCORR 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/09

ジルカロイ2被覆管の短尺試験片を用いて乾燥空気及び空気と蒸気混合雰囲気での高温酸化試験データに基づく酸化モデルを提案している。使用済燃料プール事故時を模擬した長尺試験片の酸化挙動を解析するために、酸化モデルを計算熱流動解析コードに提供した。空気中での酸化皮膜成長挙動は酸化モデルを用いた計算結果により良く再現できるが、空気と蒸気混合雰囲気では過度に保守的な評価となっている。事故時の使用済燃料ラックにおける雰囲気成分の変化の影響について議論した結果について紹介する。