Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

https://doi.org/10.1115/1.4045450

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ( 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm 10 cm 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発,1; 目的とH26年度の成果

佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 永江 勇二; 石見 明洋

no journal, , 

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けて、非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。非移行型プラズマ加熱は酸化物燃料が溶融するような高温条件の達成や連続的な加熱の実現性の観点で有望であるが、シビアアクシデントの実験研究分野への適用例はなく、その適用性を確認して試験技術を確立する必要があった。そこで機構では平成26年度に模擬燃料ロッドを主体とした小規模試験体(縦横約10cm高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験(Phase I)を行い、燃料の一部溶融を確認して本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。

模擬燃料集合体加熱試験を用いた材料分析の検討,2; LIBSを用いた評価手法の検討

川上 智彦*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 中桐 俊男

no journal, , 

本報では原子力機構で作製した、模擬燃料集合体加熱試験体溶融物をLIBSで計測し、元素の同定を行った。溶融物からは酸素を同定し金属元素と酸素比を算出した結果を報告する。

プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の確立,2; プラズマ基礎加熱試験体を用いた材料分析とLIBSの適用可能性

川上 智彦*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 中桐 俊男

no journal, , 

原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体(平成27年度加熱試験体)をLIBSで計測し、元素の同定を行い、溶融物から酸素-金属元素比等の解析を実施した。

模擬燃料集合体加熱試験における材料分析を用いた評価手法の確立,1; 非移行型プラズマ加熱を用いた模擬燃料集合体加熱試験の概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 山下 拓哉; 野呂 純二*; 松島 朋裕*; 川上 智彦*

no journal, , 

原子力機構では、BWRのシビアアクシデント(SA)事故時に制御ブレード及び燃料ロッドが溶融落下した際に生ずる炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動を調査するため、模擬燃料集合体のプラズマ加熱試験を実施している。本報では、模擬燃料加熱試験(CMMR-0)で得られた軸方向温度分布、X線CT撮像並びに材料分析を用いた評価手法を報告する。

元素分析方法

阿部 雄太

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特願 2018-200792  公開特許公報

【課題】測定対象元素の特性X線に対応するピークと干渉元素の特性X線に対応するピークとが干渉する場合に、測定対象元素の組成を高精度で算出する。 【解決手段】解析部は、ZR(干渉元素)の発する特性X線のうち、Bに起因する測定対象ピークと干渉しないものに対応する波長(参照用波長)を設定し、上記の測定点におけるこの参照用波長での強度(補正用強度)も測定する。測定対象ピーク(BのKα1線)に対応する波長λ1周囲においては、測定対象ピークP11がある。この測定対象ピークP11に近接して、ZRのMZ線のピーク(干渉ピーク)P21が存在する。補正用強度測定工程においては、参照用波長λ2として、ZRのLα線のピーク(参照用ピークP41)に対応する波長が設定される。測定点におけるB組成のみを反映するI11(補正後強度)は、実測強度I31から補正用強度I41に補正係数Cを乗じた値を減じた式で表すことができる。