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永瀬 文久
Annals of Nuclear Energy, 171, p.109052_1 - 109052_8, 2022/06
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故において、酸化されたZr合金被覆管がスペーサーグリッドにより急冷時に強く拘束されると燃料の破損限界が低下する。したがって、軸方向拘束の現実的なレベルを推定することが、燃料の安全性に関するひとつの課題である。本研究では、PWR型模擬燃料セグメントと3
3グリッド片からなる試験体を、水蒸気中で加熱,冷却、および急冷し、燃料セグメントにかかる軸方向拘束力を測定した。ジルカロイ製グリッドの拘束力は温度とともに徐々に低下した。1060K以上に加熱されると、拘束力の低下は回復しにくく、冷却および急冷時の最大拘束力は以下10Nであった。インコネル製グリッドについては、拘束力が以上1070Kで明らかに減少したが、冷却により部分的に回復した。インコネル製グリッドによる最大拘束力は20から50Nであった。従来研究で予測されたような非常に強い拘束は、グリッド位置での酸化,膨れ,破裂、または共晶形成によって起こる可能性は一般的には低い。
小澤 正明*; 天谷 政樹
日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.185 - 200, 2020/12
発電用軽水炉(LWR)では、冷却材喪失事故時に炉心の冷却可能形状を維持するとともに放射性核分裂生成物の公衆及び環境への放出を最低限にするために設計された非常用炉心冷却系(ECCS)が設けられている。LWR用ECCSに関する規制基準は、設計上の安全機能及び性能の評価並びに安全評価結果の安全裕度を確保するために定められている。日本における現在の基準は1981年に定められ、これは旧基準に対し当時の知見を加えたものである。この基準制定以降、燃料被覆管の材質、設計等を変えることで燃料燃焼度が進展し、これに伴い高燃焼度燃料のLOCA時の安全性を評価する研究を通して更に知見が蓄積されてきた。本論文では、日本の現行のECCS基準の高燃焼度燃料への適用性に関する最近の研究成果と今後の課題をまとめた。現在までに得られている研究成果によれば、燃焼度進展がLOCA時の被覆管酸化や急冷時破断限界に及ぼす影響は小さく、現行基準が高燃焼度燃料にも適用可能であることが分かった。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*
Nuclear Fusion, 55(12), p.123008_1 - 123008_7, 2015/12
被引用回数：15 パーセンタイル：60.5(Physics, Fluids & Plasmas)水冷却方式のトカマク核融合原型炉について、真空容器の内外における大規模な冷却材喪失事故を解析した。解析により、そのような事故事象に対する原型炉システムの熱水力応答と、さらに放射性物質の閉じ込め障壁への圧力荷重を明らかにした。この解析結果は、真空容器の内と外における冷却材喪失事故は、それぞれ第1の閉じ込め障壁と最終閉じ込め障壁の健全性を深刻に脅かすことを示唆している。真空容器内冷却材喪失事故については、第1壁トロイダル方向全周破断時において、圧力抑制システムが作動しても、真空容器内圧は設計値まで到達することが分かった。真空容器外冷却材喪失事故については、1次冷却系ギロチン破断に起因するトカマクホールへの圧力荷重は極めて大きく、トカマクホールの健全性を深刻に脅かすことが分かった。論文では閉じ込め障壁への荷重の低減方法について議論した。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 杉山 智之
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2015), Part.2 (Internet), p.10 - 18, 2015/09
高燃焼度領域での燃料性能を向上させるとともに既設の原子炉の安全性を向上させるため、高耐食性被覆管や核分裂生成ガス放出を抑えたペレットで構成された改良型燃料が事業者や燃料メーカによって開発されてきた。このような改良型燃料の現行の規制基準や安全裕度の妥当性を評価するため、またこれらに係る将来の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構はALPS-IIと呼ばれる新しい研究プロクラムを開始した。このプログラムは、欧州から輸送された高燃焼度改良型燃料を対象とした反応度事故(RIA)模擬試験及び冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験から主に構成されている。本論文では、このプログラムの概要及び現在までに得られているRIA及びLOCA模擬試験結果について述べる。
高松 邦吉; Hu, R.*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。
中村 誠; 伊庭野 健造*; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 小川 雄一*
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
近年我が国において、加圧水冷却材と固体ペブル増殖ブランケットに基づくトカマク核融合原型炉の設計研究が進んでいる。しかしながら、このタイプの核融合原型炉の安全上の特徴はまだ十分に明らかにされていない。本論文は真空容器内・真空容器外における冷却材喪失事象の熱水力解析について報告するものである。水冷却原型炉の安全上(とりわけ閉じ込め障壁への荷重)について、熱水力解析の結果に基づいて議論する。そのような荷重を低減するための方策についても提案する。
杉山 智之; 永瀬 文久; 中村 仁一; 更田 豊志
HPR-362, Vol.2, 12 Pages, 2004/05
軽水炉の安全規制に活用されるデータベースを提供するため、原研では、異常時及び冷却材喪失事故(LOCA)や反応度事故(RIA)等の想定された事故条件下における燃料挙動を明らかにするための研究を行っている。LOCA研究では急冷破断試験及び被覆管の酸化速度や機械特性に関する分離効果実験を行っており、照射被覆管を用いた試験に先立ち、運転中の腐食や水素吸収が及ぼす影響を調べる試験を非照射被覆管により実施してきたが、最近、照射被覆管を用いた試験を開始し、結果を得た。RIA研究では、高燃焼度燃料を対象とした一連のNSRRパルス照射実験を行っている。本論文は、原研のLOCA及びRIA研究で最近得られた結果を報告するものである。
ホット試験室
JAERI-Review 2003-038, 106 Pages, 2003/12
JAERI-Review-2003-038.pdf:9.36MB
本報告書は、平成14年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発について、まとめたものである。燃料試験施設としては前年度に引き続きBWR燃料集合体の破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の破壊試験等を実施した。所内利用としては、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験を継続実施した。WASTEFは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,岩石型燃料の侵出試験,原子炉構造材料の高温水中複合環境下低歪速度試験等を実施した。ホットラボでは所外利用として、前年度に引き続き、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用材料の破壊試験試験等を実施した。所内利用では大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験施設の総力を挙げて、国からの要請による東北電力女川原発1号機の再循環配管ひび割れの検査を実施した。
井口 正
JAERI-Research 98-054, 216 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-054.pdf:7.94MB
PWR大破断冷却水喪失事故時の再冠水期における炉心内の熱水力挙動は、流路が管群であることや水流速が極めて小さく停滞水条件に近いことなどのために、従来広い研究対象とされてきた2相流挙動と異質な面がある。このため、上記の熱水力挙動を構成する素現象のうちには、原子炉安全評価の観点から重要であるにもかかわらず、現象の理解が不十分で、かつ予測精度が充分ではないかまたは適切な予測モデルがないものがあり、事故時の状況を高精度に予測するのに対し障害となっている。そこで、著者は定量的予測を達成する上で重要な素現象として、管群流路内のボイド率、再冠水現象に及ぼす炉心水平出力分布の影響、再冠水現象に及ぼす非常用炉心冷却水の複合注入の影響、複合注入型PWRの再冠水挙動に見られる炉心内循環流及び炉心2領域化現象を抽出し、これらの現象の解明と計算モデルの構築を行った。最終的には、代表的なPWR形式であるコールドレグ注入型PWR及び複合注入型PWRにおける再冠水挙動を充分な精度で予測する手法を確立した。以上の成果を原研で開発された再冠水現象解析コードREFLAに取り込み、予測精度の向上と適用性の拡大を実現した。
秋江 拓志; 安濃田 良成; 高野 秀機; 山口 兆一*; 菅生 幸博*
JAERI-Research 98-009, 44 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-009.pdf:2.49MB
余剰プルトニウムの処分を目的として、ジルコニア(ZrO
)あるいはトリア(ThO)をベースとする、岩石型酸化物(ROX)燃料が検討されている。ROX燃料を装荷したPWRの安全解析の結果、ジルコニア型ROX(Zr-ROX)燃料炉心のドップラー反応度係数を大きくし、出力ピーキング係数を小さくする必要があることがわかった。これらの改善のため、Zr-ROX燃料にThO,UOあるいはErO
等を添加し、さらにGdOの添加量を減らす等の、組成の調整を試みた。その結果、UO-ErO添加Zr-ROX燃料によりプルトニウム燃焼性能への影響を抑えて、UO燃料PWR並みの過渡特性が達成できた。
本多 琢郎*; 岡崎 隆司*; 真木 紘一*; 宇田 達彦*; 関 泰; 青木 功; 功刀 資彰
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(4), p.265 - 274, 1995/04
被引用回数：8 パーセンタイル：63.11(Nuclear Science & Technology)ダイバータ冷却系での真空容器外冷却材喪失事故時における核融合実験炉の受動的安全性を検討した。この目的のためプラズマ動特性と炉構造体の伝熱特性を同時に計算できるコードを開発し、拡散モデルを用いてエッジプラズマでの不純物輸送を扱えるように改良した。このコードで受動的安全性の解析を行い、次の結果を得た。ダイバータ冷却系のコールドレグでギロチン破断が生じた場合、黒鉛のプラズマ対向壁から照射誘起昇華により不純物がプラズマ中に混入し、不純物密度が2秒以内で2倍になる。このプラズマ対向壁からの不純物により、約4秒後には受動的にプラズマ停止する。一方、ダイバータ受熱部の銅冷却管は約3秒後に溶融温度に至る。このように事象の進展が早い事故の場合、受動的なプラズマ停止だけでは炉の健全性を保てず、更に能動的な停止システムが求められる。
大久保 努; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.839 - 849, 1994/08
被引用回数：1 パーセンタイル：26.96(Nuclear Science & Technology)PWRの再冠水時の状況として想定される条件下で実施されたCCTF試験の炉心熱伝達率が、安全評価において用いられてきたFLECHT相関式では適切に予測できないとの報告がこれまでになされている。この理由を検討するため、典型的なFLECHT-SET試験の条件の下でCCTF試験を実施した。両試験の結果を検討し、以下のことを明らかにした。FLECHT相関式はPWRで想定されている再冠水初期に蓄圧注水系から冷却水が供給される場合の炉心熱伝達率を適切に表現できず、実測値より遙かに小さな値を与える。FLECHT-SET試験での炉心熱伝達率は、CCTF試験でのものと類似で、両者ともこれまで使用してきた相関式で予測できる。更に、半径方向出力分布が存在する場合には、熱伝達に対するその効果が顕著に現れる大規模な炉心を有するCCTFでは、その効果を考慮することで熱伝達率を適切に予測できる。
数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 60(576), p.2888 - 2894, 1994/08
垂直環状流路での対向二相流下での落下水制限即ちフラッディングの特性評価に関し、著者が先に円管、矩形流路に適用したと同じ「流路全体について気液の運動量の釣り合い式を考え、落下液膜厚さに関し落下水量が最大となる条件」を落下水制限メカニズムを与えるとしたモデルを適用し検討した結果、既存の実験結果を非常に高い精度で予測できることがわかった。解析の対象とした既存の実験は、流路長0.46~1.22m、周長0.91~1.85m、流路ギャップ12.7~50.8mmの環状流路及びこれを模擬した平板状流路であり、試験流体は空気-水系と蒸気-水系の2種類である。
数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 60(575), p.2566 - 2572, 1994/07
本論文は、垂直円管の対向二相流落下水制限の発生機構の解明と定量的評価とを行ったものであり、大気圧の空気-水二相流で流路径が19~140mm、流路長が12.7~1520mmの広い流路条件の実験結果に対し、これまで得られなかった非常に高精度での予測を可能にしたもので、併せて次の事柄が明らかになった。(i)「流路全体の気液の運動量の釣合式で、ボイド率に関し、落下水速度が最大となる」解析モデルが実験結果と良い一致を与える。(ii)落下水制限の主要な要因は、相対速度に基づく気液界面の摩擦、層流・遷移域・乱流各領域に対応した壁面摩擦の考慮及び流路形状(長さと径)であることがわかった。
数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 60(574), p.2176 - 2182, 1994/06
垂直矩形流路の対向二相流における落下水制限現象に関し、先に著者らが得た実験結果に対し「流路全体の気液の運動量の釣合式で、落下水量が落下液膜の厚さに関し最大値をとる」新しい解析モデルを適用し、その制限メカニズムの解明と落下水量の定量的評価を行った。その結果、解析モデルは流路長362,782mm、流路幅33,66mm、流路ギャップ2.3~12.3mmの幅広い流路条件での大気圧の空気-水二相流の実験結果と非常に良い一致を示した。また、現象の支配的要因が、矩形流路のどの辺が濡れているかという流動パターン、気液相対速度に基づく気液界面の摩擦損失係数、気液の壁面摩擦の層流,遷移域、乱流域の考慮及び流路断面の縦横長さ比であることを明らかにした。
藤城 俊夫
シミュレーション, 6(1), p.2 - 9, 1987/01
原子力プラントの設計においては、プラントに何らかの異常や事故が発生しても一般公衆への影響を与えないように安全上の配慮が払われている。本論文は、原子炉の安全設計の妥当性を確認するために行われている各種の原子炉事故のシミュレーションの概要を解説したものであり、冷却材喪失事故や反応度事故に関する実験及び解析コード両面からのシミュレーションにつき述べたものである。さらに、設計基準事故を上まわる炉心損傷事故の解析や事故対応のために開発が進められているオンライン事故シミュレーションについても言及した。
大貫 晃; 安達 公道
日本機械学会論文集,B, 53(490), p.1685 - 1690, 1987/00
加圧水型軽水炉事故時の圧力容器と蒸気発生器とを結ぶホットレグ内の流動を予測する上で重要な問題である傾斜管付き水平管内気液対向二相流制限のうち、水平管から下部容器へ落水を開始する直前の気相流速(落水開始気相流速)の予測に包絡線モデルを適用し、次の結論を得た。 (1)落水制限がベンド部(水平管と傾斜管との結合部)側水平管内で起こる場合、水平管内の平均的な気液相関摩擦係数fiとしてKimらの値0.021を採用すると、同モデルにより落水制限部でのボイド率および落水開始気相流速が予測できた。 (2)落水制限がベンド部側傾斜管内で起こる場合、落水制限部でのfiとして0.5を仮定すると、同モデルにより落水制限部でのボイド率および落水開始気相流速が予測できた。
井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(6), p.453 - 466, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.52(Nuclear Science & Technology)PWRのLOCA時再冠水過程の上部プレナム内蓄水現象を、円筒炉心試験装置(CCTF)による試験結果を用いて検討した。再冠水開始初期の上部プレナム内蓄水量が少ない時は上部プレナムからの流出水量は流入水量に支配される。上部炉心板上に蓄水層が形成されると、流出水量は蒸気速度および蓄水量に支配されるようになり、蒸気速度が大きい程また蓄水量が多い程流出水流量は大きくなる。この関係は、小規模モデル試験結果にみられた傾向と同様である。円筒炉心試験結果を用いて、流出水流量を記述する実験式を得た。
数土 幸夫; 大貫 晃
日本機械学会論文集,B, 49(444), p.1685 - 1694, 1983/00
軽水炉の冷却材喪失事故時の安全評価に重要な、垂直流路での対向二相流の落下水制限機構を明らかにするため、単一孔垂直流路での空気・水二相流を対象に実験と理論の両面から調べた。実験で系統的に主要パラメータ、流路長および流路径の影響を明らかにすると同時に、特に流路長の効果に関して落下水の制限機構として、短流路と長流路とでは異なることを実験および理論から明らかにした。また、本理論の多孔板流路への適用性をも示した。
平野 雅司; 志水 孝司; 朝日 義郎
JAERI-M 82-008, 71 Pages, 1982/02
L3-1実験はLOFTで行われた最初の小破断実験で、初期出力48.9MW(98%定格熱出力)で行われた。破断口は商用原子炉の4インチパイプ破断(2.5%破断)を模擬している。この実験はOECD-CSNIの国際標準問題9番となっている。THYDE-Pコードは冷却材喪失事故のブローダウン及び再冠水過程をモデル及び手法の変更なしに一貫して解析する計算コードであり、現在、検討計算及び修正が行われている。本解析は、小破断LOCAに最初に適用した検証計算で、サンプル計算Run50として行われた。計算は、2000秒まで行い、Moodyの臨界流相関式に対する放出係数は0.8とした。実験の全体的挙動はTHYDE-Pによって良く模擬された。
