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江村 優軌; 神山 健司; 山野 秀将
第26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, 2022/07
制御材である炭化ホウ素(B
C)はステンレス鋼との共晶反応により、双方の融点よりも低い温度で液相化する。そのため、ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時において、制御材の喪失や当該反応生成物の炉心領域内外への移行が炉心反応度に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、超高温域における反応挙動を把握することを目的として、BCペレットを溶融したステンレス鋼中に浸漬させる試験を行い、ペレットの減肉量に基づいた反応速度を検討した。
近藤 悟; 飛田 吉春
JAEA-Research 2019-009, 382 Pages, 2020/03
JAEA-Research-2019-009.pdf:22.82MB
日本原子力研究開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が開発したSIMMER-IIIは、2次元・多速度場・多成分流体力学を空間・時間依存の核動特性モデルと結合した計算コードであり、液体金属高速炉の炉心崩壊事故の解析に広く利用されている。コードの開発と並行して、包括的なコード検証プログラムを、第1期(流体力学個別モデルのverification)及び第2期(炉心崩壊事故における複雑かつ重要な現象についてのvalidation)の2段階に分けて実施してきた。SIMMER-III検証プログラムには欧州の研究開発機関が参加し、第1期の成果は1996年に総合的にとりまとめられた。本報告書は元の1996年の非公式の文書を再生・改訂することにより、第1期検証の研究成果を再編集したものである。第1期検証プログラムでは、流体対流、境界面積及び運動量交換、熱伝達、溶融・固化、蒸発・凝縮の分野で計34のテスト問題の解析が参加機関により分担して実施された。第1期プログラムで明らかとなった課題についてはその後のモデル開発・改良及び第2期プログラムに反映した。本報告書は新たに得られた研究知見に基づいて改訂しているが、参加者による元の解析結果と結論は、批判的な内容を含めて、そのまま記載している。
松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/09
ナトリウム中に流出した液柱状の溶融炉心物質の微粒化及びそれに伴う冷却挙動を解明するため、溶融炉心模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験の結果を分析した。本分析の結果、溶融アルミナの液柱はナトリウム中を数十センチメートル程度の距離まで浸入すると微粒化によって崩壊するが、スティール構造物に与える熱的負荷を無視できる程度まで冷却されるためには、液柱崩壊までの距離(微粒化距離)に加え、有意な冷却距離を要することを把握した。すなわち、原子炉容器内下部構造への熱負荷低減の観点からは、微粒化距離のみならず冷却距離の評価が必要である。
藤田 朋子
JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB
実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。
神山 健司; 松場 賢一; 飛田 吉春; 豊岡 淳一; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Kukushkin, I.*; Vurim, A. D.*; Baklanov, V. V.*; Kolodeshnikov, A. A.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時を対象とした燃料集合体の溶融流出試験に対する試験後検査を行い、取得された炉心物質の固化状態を基に試験で生じた溶融炉心物質の流出挙動を検討した。
神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 今泉 悠也; 鈴木 徹; 江村 優軌
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時には、溶融炉心物質は制御棒案内管を通じて冷却材プレナムへ再配置される。本研究は、この再配置過程で複合的に生じる溶融炉心物質と冷却材および炉内構造物との相互作用を評価する手法構築を目的とする。本件では研究計画の概要を報告する。
江村 優軌; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 今泉 悠也; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質と冷却材の熱的相互作用及び炉内構造物への炉心物質の堆積挙動を解明するため、炉心入口プレナムを想定した低水深の水プール中に溶融した低融点合金を落下させる模擬試験を実施している。本件では、溶融物質の初期温度及び冷却材領域の容積等が試験結果に及ぼす影響について報告する。
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 豊岡 淳一; 神山 健司; Zuev, V.*; Kolodeshnikov, A.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に原子炉容器下部プレナムへ流出する溶融炉心物質の微粒化挙動を評価するため、溶融炉心模擬物質(溶融アルミナ)をナトリウム中に流出させた試験の結果に対し、微粒化距離に関する実験相関式を適用し、その妥当性を検討した。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における現象把握及び影響因子の抽出を目的として、カザフスタン共和国国立原子力センターの協力の下、EAGLE(Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities)-3プロジェクトに取り組んでいる。EAGLE-3プロジェクトの着目課題のうち、制御棒案内管からの炉心溶融物質流出プロセスに着目して実施した炉外試験の結果を紹介する。
江村 優軌; 磯崎 三喜男; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故では、原子炉容器下部において溶融炉心物質とナトリウムの混合が生じる。本研究では、溶融ステンレス鋼をナトリウム中に落下させ、エックス線を用いた可視化によりその挙動を観察した。
江村 優軌; 磯崎 三喜男; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故では、溶融炉心物質が流下して原子炉容器下部のナトリウム中に浸入する。本研究では、溶融炉心物質の構成要素の一つである溶融ステンレス鋼をナトリウムプール中に落下させ、X線装置を用いてナトリウム中への浸入挙動を観察した。
五十嵐 魁*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における炉心溶融物質の堆積挙動を解明するため、SIMMERコードを用いて、低水深の水プール中に溶融した低融点合金を落下させる模擬試験を対象とした解析を実施した。本発表では実験値と解析値の比較によって解析体系モデルの妥当性を検証した結果について報告する。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Mikisha, A.*; Akayev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に想定されるナトリウム流路を通じた溶融炉心物質の流出挙動に関わる知見を拡充するため、溶融炉心物質の模擬物質として溶融アルミナを用い、縮流部を有するナトリウム流路へ浸入させる試験を実施した。本報では、試験結果を基に流路内部構造が流出挙動に与える影響を考察し報告する。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に想定される内部構造を有するナトリウム流路を通じた溶融炉心物質の流出挙動に関する試験に対して高速炉安全解析コードSIMMERを用いた解析を実施した。試験での主要挙動を概ね再現でき、当該流路を通じた流出挙動に対するSIMMERの適用性を確認した。
松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時にナトリウムプール中の水平構造物に衝突する炉心溶融物質の微細化・冷却挙動を解明することを目的として、ナトリウム試験を対象に解析を実施した。試験との比較の結果、容積が制限された条件においても模擬物質は平板衝突後に微粒化し、冷却が促進され、固化することが確認された。
衛藤 将生*; 横井 忍*; 山下 雅人*; 三浦 一浩*; 岡藤 孝史*; 小野田 雄一; 山本 智彦; 内田 昌人*
no journal, ,
日仏協力を活用してナトリウム冷却高速炉(SFR)の技術基盤の確立を効率的に進める観点から、日仏技術仕様を共通化した600MW[e]級出力のタンク型SFR概念である仕様共通化タンク型炉を検討している。仕様共通化タンク型炉では炉心崩壊事故(CDA)時の機械的エネルギー放出を想定しており、本報告では炉心からホットプール(HP)への気泡放出を模擬した体系にて、HPナトリウム及びカバーガスの挙動、主容器及び中間熱交換器(IHX)等の構造物の変形を応答解析するとともに、主容器、IHX等の耐衝撃性を評価した結果の概要を紹介する。
