Comparison on safety features among HTGR's Reactor Cavity Cooling Systems (RCCSs)

高松 邦吉; 舩谷 俊平*

Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 17 Pages, 2023/04

受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。そのため、大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、原子炉からの発熱を常に除去できるのかについて安全評価を実施する必要がある。そこで本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の余裕(裕度)について同一条件で比較した。その結果、提案した大気輻射を利用したRCCSは、外気(大気)の擾乱に対して原子炉圧力容器(RPV)の温度を安定的に維持できる利点を明らかにすることができた。さらに、RPV表面から放出される廃熱をすべて利用できる方法も提案した。

Estimation of the core degradation and relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 based on RELAP/SCDAPSIM analysis

間所 寛; 佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111123_1 - 111123_15, 2021/05

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111123

Estimation of the final debris distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) is inevitable for a safe and effective decommissioning. It is necessary to clarify possible failure modes of the reactor pressure vessel (RPV), which is influenced by the thermal status of slumped debris that highly depends on the in-vessel accident progression. The accident analysis of 1F Unit 2 (1F2) was conducted using the RELAP/SCDAPSIM code. One of the unsolved issues of 1F2 is the mechanism of three pressure peaks measured through late Mar. 14 to early March 15, 2011. Comparing the results of previous boiling water reactor (BWR) core degradation experiments and that of 1F2 numerical analysis, it can be estimated that most relocated metallic materials had solidified at the core bottom at the onset of first pressure peak. It is likely that the pressure increase occurred due to the evaporation of injected water reaching the heated core plate structures. Between the first and second pressure peaks, the water is assumed to have been injected continuously and the water level was likely to have recovered to BAF at the initiation of the second pressure peak. Probable slumping of a certain amount of molten materials initiated the second pressure peak and the subsequent gradual pressure increase continued possibly due to massive reaction between coolant and remaining Zircaloy in the core. Assuming the closure of the safety relief valve (SRV) at 0:00 on Mar. 15, the third pressure peak was well reproduced in the analysis.

Comparative methodology between actual RCCS and downscaled heat-removal test facility

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 133, p.830 - 836, 2019/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.07.025

輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、崩壊熱除去を行う際、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、それらを失う可能性が大幅に低減される。そこで、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、実験を開始した。本研究では、実機のRCCSと等倍縮小した除熱試験装置を比較する方法を提案する。

Experimental study on heat removal performance of a new Reactor Cavity Cooling System (RCCS)

細見 成祐*; 明石 知泰*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 高松 邦吉

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

受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの性能を理解するためにスケールモデルを使用して実験を開始した。ヒーター壁と冷却壁に異なる放射率を設定し、3つの実験を実施した。ヒーターから放出された総熱出力および壁面温度分布に関するデータが得られた。モンテカルロ法を使ってヒーターから放出された総熱出力に対する放射の寄与を評価した。ヒーター壁を黒く塗った場合、総熱出力に対する放射の寄与は約60%まで増加できた。つまり、実機においてRPVの壁面の放射率を高くすることは有効である。同時に、冷却領域の壁面の放射率も高くすれば、大気への放射を増加できるだけでなく、RCCS内の対流熱伝達も促進できることがわかった。

ナトリウム冷却MOX燃料大型炉心の再臨界回避方策の評価

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。

高密度比気液二相流に関する研究 -先行基礎工学分野に関する平成7年度報告書-

三島 嘉一郎*; 日引 俊*; 西浦 英晃*; 飛田 吉春

PNC TY9604 96-003, 10 Pages, 1996/05

PNC-TY9604-96-003.pdf:0.34MB

本研究は,高速炉の炉心損傷事故時に炉心に形成される燃料とスティールの混合プールの沸騰挙動の解明に関する基礎研究であり,動燃と京都大学原子炉実験所との共同研究である。内容は溶融低融点金属に気泡注入を行う模擬試験に対して,中性子ラジオグラフィー手法を用いた可視化計測を行って,高密度比気液二相流の気泡径状,動態及びボイド率などの基礎データを取得すると共に,このデータを用いて動燃のSIMMER-IIIコードのモデル検証・改良などを行うものである。本年度は,共同研究の初年度として,低融点合金の予熱と吹き込みを可能とする実験装置一式の製作と気泡模擬形状の空間を有する固体資料を置いた状態でのラジオグラフィー可視化測定性確認試験を実施した。本報告書ではこの可視化測定性試験結果について報告する。

Comparative study of source terms of a BWR severe accident by THALES-2, STCP and MELCOR

日高 昭秀; 梶本 光廣*; 早田 邦久; 村松 健; 坂本 亨*

ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.408 - 416, 1993/00

シビアアクシデントに関する解析モデルのうち、その不確かさがソースターム評価に大きな影響を及ぼす現象の解析モデルを同定するため、原研が開発したTHALES-2及び米国NRCが開発したSTCP,MELCORを用いて、BWRシビアアクシデント時のソースタームについて比較研究を行った。対象とした事故シーケンスはECCSの不作動を伴う小破断LOCAである。本研究では、主要事象の発生時刻及びソースタームに関して比較し、解析モデルの違い及びその違いがソースタームに及ぼす影響について検討を行った。その結果、炉心溶融進展モデルの差が事故進展に大きな影響を与え、沈着したCsIの再蒸発現象をモデル化しているか否かがソースタームに大きく影響することが明らかになった。ソースタームに影響を与える解析モデルとして、燃料棒の溶融進展モデル、炉心支持板損壊及び全炉心崩壊モデル、再蒸発モデル、溶融物中のクラスト形成モデルが同定された。

動燃における安全研究の成果(昭和61年度平成2年度)(動力炉分野)

not registered

PNC TN1410 92-026, 113 Pages, 1992/01

PNC-TN1410-92-026.pdf:11.01MB

本報告書は、平成2年度までの新型転換炉及び高速増殖炉にかかわる安全研究の3年間の成果について、とりまとめを行ったものである。新型転換炉の安全研究は、(1)通常時及び異常な過渡変化時にかかわる研究、(2)事故時にかかわる研究、(3)シビアアクシデントにかかわる研究の3分野で構成され、また高速増殖炉の安全研究は、(1)安全設計・評価方針の策定にかかわる研究、(2)事故防止及び影響緩和にかかわる研究、(3)事故評価にかかわる研究、(4)シビアアクシデントにかかわる研究の4分野で構成されている。さらに、本報告書では、「原子力施設の耐震安全性に関する研究」並びに「確率論的安全評価に関する研究」に含まれる高速増殖炉及び新型転換炉に関する研究課題も合わせることで、「動燃における安全研究の成果(昭和61年度平成2年度)(動力炉分野)」として、とりまとめを行った。

もんじゅPRA-プラント応答定量評価; PLOHSとLORL時のメンテナンス冷却系の利用

山口 彰*; 長谷川 俊行*

PNC TN9410 88-055, 111 Pages, 1988/06

PNC-TN9410-88-055.pdf:5.87MB

原子炉スクラムを伴う荷酷事故には、除熱失敗(PLOHS)と液位確保失敗(LORL)がある。これらの事故の進展は緩慢であるため、メンテナンス冷却系(MCS)を利用すれば炉心溶融を回避できる。本研究では、MCSによる除熱の成立性を検討し、もんじゅPRAに適用できる除熱の成功基準を求めた。そのためにMCSを起動する時のプラント応答解析を、除熱喪失場所、健全なループ数、除熱喪失時刻、MCS起動時刻をパメラータとして、SSC-Lによって実施した。解析の結果、1)崩壊熱除去系で除熱喪失する場合には、2ループ以上健全ならば炉停止直後からMCSによって崩壊熱除去が可能であること、2)2時間以上崩壊熱を除去していれば、その後に主冷却系から冷却材が全く供給されなくなったとしてもMCSのみによって除熱可能であること、3)オーバーフロー汲み上げ失敗によるLORLは、MCSによって炉心溶融を回避できること等が示された。MCS荷酷事故時に使用する場合の熱荷重による配管破損についても検討した結果、MCS配管の構造設計の安全裕度が十分にあるため、構造健全性は維持されることが示された。以上の解析結果に基づき、MCSの利用によりPLOHSとLORL時に炉心溶融を回避する成功基準と、MCSの活用を考慮した崩壊熱除去成功と原子炉容器液位確保成功のイベントツリーを提案した。

Sensitivity study on PWR source terms with THALES/ART code package and effects of in-vessel thermal-hydraulic models

阿部 清治; 渡邉 憲夫; 井田 三男; 坂本 亨; 石神 努; 原見 太幹

Proc.on Probabilistic Safety Assessment and Risk Management PSA87, Vol.3, p.945 - 950, 1987/00

PWRの過酷事故時ソースタームについて、原研が開発したTHALES/ARTコード・パッケージによる感度解析計算を実施した。対象プラントは、米国のIndian Point3号機とした。まず、標準ケースとして、小破断LOCA、大破断LOCA、全給水喪失時に蓄圧器以外のECCS不作動という、3つの事故シーケンスを解析した。次いで、それぞれ標準ケースと、入力パラメータを1回もしくは1組変えた計算を次々行い、それが事故進展やFPの放出・移行挙動に及ぼす影響を評価した。米国NRCやIDCORプログラムのソースターム評価の結論同様、ソースタームが想定する事故シーケンスとプラントの設計詳細に依存するとの結論が得られた。