Damage evaluations for BWR lower head in severe accident based on multi-physics simulations

勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 古田 琢哉; 加治 芳行

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07

To assess rupture behavior of the lower head of reactor pressure vessel in boiling-water-type nuclear power plants due to severe accident like Fukushima Daiichi, we have been developing an analysis method based on coupled analysis of three-dimensional multi-physics simulations composed of radiation transport, thermal-hydraulics (TH) and thermal-elastic-plastic-creep analyses. In this simulation, Monte Carlo radiation transport calculation is firstly performed by using PHITS code to compute proton dose distribution considering molten conditions of core materials. Then the deposit energies at each location is imported into TH analysis code ANSYS Fluent with the same geometry and temperature distribution is simulated by thermal-fluid dynamics. Finally, temperature distribution obtained from TH analysis is applied to thermal-elastic-plastic-creep analyses using FINAS-STAR and then damage evaluation is carried out based on several criterions such as Kachanov, Larson-Miller-parameter, melting point. To conduct such analyses, we also have continued to obtain experimental data on creep deformation in high temperature range. In this study, to predict time and location of reactor pressure vessel (RPV) lower head rupture of boiling water reactors (BWRs) considering creep damage mechanisms, we performed creep damage evaluations based on developing analysis method by using detailed three-dimensional model of RPV lower head with control rod guide tubes, stub tubes and welds. From the detailed analysis results, it was concluded that failure regions of BWR lower head are only the control rod guide tubes or stub tubes under simulated conditions.

Hydrothermal chloritization processes from biotite in the Toki granite, Central Japan; Temporal variations of the compositions of hydrothermal fluids associated with chloritization

湯口 貴史; 笹尾 英嗣; 石橋 正祐紀; 西山 忠男*

American Mineralogist, 100(5-6), p.1134 - 1152, 2015/05

https://doi.org/10.2138/am-2015-5126

花崗岩における地球化学的特徴の将来的な変遷を予測するためには、今日にいたるまでの花崗岩体で生じた現象(たとえば熱水変質や岩石-水反応)の長期的変遷を理解することが、重要な視点の1つとなる。そこで、本論文では中部日本に位置する土岐花崗岩体において黒雲母から緑泥石への熱水変質プロセスの解明を行った。花崗岩体の熱水変質の中で、黒雲母の緑泥石化は広い温度条件で生ずることが報告されており、かつ花崗岩体を通して普遍的に観察される。このため、変質に伴う鉱物と熱水流体間の物質移動に着目することで、花崗岩体内の熱水流体の化学的特徴の長期的な変遷を明らかにした。土岐花崗岩体中における緑泥石化に伴って生じる鉱物の組み合わせの違いは、熱水から流入する成分の相違に支配されることが明らかとなった。このことは、熱水に含有する化学成分の不均質性を示す。また、緑泥石化が進行するにつれ、熱水流体中のケイ素とカリウム,塩素が増大し、金属成分とカルシウムが減少する化学的特徴の経時的な変化を明らかにした。

THYDE-NEU; Nuclear reactor system analysis code

朝日 義郎

JAERI-Data/Code 2002-002, 332 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-002.pdf:10.6MB

THYDEコードに関して、前報告書刊行後に改良した諸項目を含めて、あらためて報告する。改良した点は(1)気液速度差による熱輸送モデル,(2)タービン・コンデンサーモデル,(3)低圧時の初期設定モデルである。これらの改良によって原子力発電プラントの全体解析が可能となった。今1つの改良点は3次元原子炉動特性解析機能の追加である。これによって、原子炉の安全性及び動特性のより精確な模擬が可能となった。

A Spatial kinetics method ensuring neutronic balance with thermal-hydraulic feedback and its application to a main steam line break

朝日 義郎; 奥村 啓介; 小瀬 裕男*

Nuclear Science and Engineering, 139(1), p.78 - 95, 2001/09

https://doi.org/10.13182/NSE01-A2223

THYDEコードの3次元炉動特性オプションとして直接陰解法(IDI法)を開発した。中性子拡散方程式に完全陰解法を適用した後に、保存型を保持するように空間差分化をする。得られた式を解く時に、関係する全変数の連続性が保障されているならば、反復法による解は複雑な加速法を用いなくとも早く収束する。中性子数の非保存に対する一般的な式が与えられている。この式によれば、IDI法における非保存は収束条件と直接に関係している。THYDEコードの熱水モデルについても簡単に述べてある。中性子拡散と熱水力とに対する反復解法が必要とする全変数の連続性は自動的時間幅制御を可能とする。過渡問題を正しく定義する観点のみならずコード検証の観点からも過渡解析コードは零過渡解析を行うことができなければならない。サンプル問題を解いて、IDI法が適切であることが確認されている。

熱水力解析用重水蒸気表作成プログラムの開発

佐藤 猛; 玉置 等史

JAERI-Data/Code 2000-009, p.120 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-009.pdf:5.06MB

重水の熱的物性値を、文献をもとにニュートン法による陰関数計算を用いて、重水の基本蒸気表作成プログラムとして作成した。このプログラムは、熱水力解析コードの中で、蒸気が圧力とエンタルピを独立変数とする表が必要とされるため、圧力とエンタルピで表が出力される。しかしながら、実用的には簡単な熱計算でも使用できるように温度と圧力を独立変数とする蒸気表を出力できるようにしている。

Experimental analysis of coherent neutron flux fluctuations observed in a pressurized water reactor

鈴土 知明; Tuerkcan, E.*; H.Verhoef*

Nuclear Science and Engineering, 129(2), p.203 - 208, 1998/06

https://doi.org/10.13182/NSE98-A1976

オランダボルセレ炉(PWR)の中性子束ゆらぎ解析を、ゆらぎの大きさに最も影響のある空間的にコヒーレントなゆらぎモードに注目して行った。解析の結果、0.03Hz付近に2次の方位角方向の振動モードの振動が観測された。また、0.1Hz付近にはコアワイドモードの振動が観測され、その強度は2次の方位角方向の振動モードに比べ非常に大きかった。冷却材温度等のほかの信号の解析もすることにより、2次の方位角方向の振動モードは熱水力ゆらぎから中性子束ゆらぎへの一方向的な影響によるもので、コアワイドモードは双方向、すなわち核熱カップリングによるものと示唆された。将来の大出力PWRでは冷却材温度ゆらぎの増大が懸念されるが、その研究結果は熱から核への一方向的な影響ではなく、双方向効果によるゆらぎモードを抑制することにより中性子束ゆらぎ量を抑えることができることを示唆している。

受動的安全炉JPSRにおける冷却材均圧注入系の熱水力挙動に関する実験的検討

佐藤 隆; 渡辺 博典; 新谷 文将; 中嶋 勝利; 岩村 公道; 村尾 良夫

JAERI-Research 98-006, 77 Pages, 1998/02

JAERI-Research-98-006.pdf:3.27MB

概念設計研究を進めてきた受動的安全炉JPSRで採用を検討してきた受動的冷却材注入系としての冷却材均圧注入系の熱水力特性を把握するために実施した冷却材均圧注入実験の計測データを収録すると共に実験結果をまとめたものである。本実験に先立って実施した予備試験についてもまとめた。実験の結果、均圧管内の冷却材サブクール度が大きくなると注入遅れの生じること、CMT内を小さな領域に分割することにより水面下に形成される高温層の拡散を抑制できること、冷却材喪失流量と作動開始までの時間の関係は線形ではなく均圧管内の気液対向流により影響を受けること、差圧作動弁を用いた場合注入は断続的になることが分かった。尚、今回試作した差圧作動弁は想定通りの作動特性が得られなかったが、この改善のための提案も行った。

釜石鉱山における粘土充填・熱負荷試験,2; 概要集

not registered

PNC TJ1412 97-002, 157 Pages, 1997/03

PNC-TJ1412-97-002.pdf:5.81MB

放射性廃棄物の地層処分においては緩衝材とその周辺岩盤に、廃棄体から発生する熱による力学・透水特性に変化、地下水の侵入による伝熱・力学特性の変化、緩衝材の膨潤、岩盤の変形による伝熱・透水特性の変化等が相互に複合して生じる。このため、人工バリア及びその周辺岩盤の伝熱特性、力学的挙動、水理特性等を評価するためには、これらの熱-水-応力連成現象を解析するモデル、コードの開発・確証が必要である。釜石鉱山においては、白亜紀初期の花崗岩中で原位置試験が進められてきた。本試験はその1つとして、熱-水-応力連成概念モデルを確立し、数学モデルとコンピューターコードを確証する目的で平成6年度に開始された。試験は、試験坑道掘削、岩の特性調査、試験ピット掘削、ベントナイトの埋設と連成試験の5段階に分かれている。昨年度までに、発破工法によって試験坑道掘削、14本の試錐と各種計測機器の埋設、大口径ボーリングによるピット掘削と岩盤挙動計測などが終了した。本年度は、試験ピット内に緩衝材を原位置締固め方式で施工し、同時に、緩衝材中に発熱体と熱-水-応力連成現象を観察する各種計測器を埋設したので報告する。

Recent activities on subchannel analysis at JAERI

大久保 努; 新谷 文将; 岩村 公道; 楠 剛

Fourth Int. Seminar on Subchannel Analysis (ISSCA-4), p.267 - 286, 1997/00

原研で行われているサブチャンネル解析に関する研究活動は2つの分野に分けることができる。1つは、新型炉の炉心熱水力設計へのサブチャンネル解析の適用であり、もう一方は、実験解析に基づくサブチャンネル解析コードの改良である。最近実施した適用は、受動的安全炉や一体型舶用炉等の新型炉に対するものの他、関連するDNB実験の解析に対してCOBRA-IV-Iコードを用いて実施した。コードの改良としては、COBRA-TFコードに対して、適切な実験を解析することにより、その予測性能の評価と改良の必要性を判断して実施してきた。最近実施したものは、流体混合及びCHF現象に関するもので、これらのうち、単相流の混合に対する結果の検討を行った。本発表では、以上の原研におけるサブチャンネル解析に関する最近の研究活動の内容を報告する。

天然事例によるスメクタイトのイライト化変換プロセスに関する研究,3

not registered

PNC TJ1626 95-001, 92 Pages, 1995/04

PNC-TJ1626-95-001.pdf:3.04MB

本研究報告ではつぎの二つのものを報告する。1.新潟第三系の緑泥石鉱物について2.合成実験によるスメクタイトのイライト化 1.は続成作用によるスメクタイトのイライト化がみられる新潟第三系に同時に出現する緑泥石鉱物(含コーレンサイト)の成因について考察した。その結果、つぎの3つのタイプの緑泥石鉱物があることを確認した。(1)局所的な熱水変質作用により生成されたと考えられる自生のコーレンサイト(2)砕屑性と考えられる緑泥石(3)砕屑性と考えられる1:1規則型緑泥石/スメクタイト混合層鉱物・したがってこれらの緑泥石鉱物は続成変質作用とは無関係であると結論された。2.については、K濃度を1000ppmと一定にし、Al濃度を1000ppm、100ppm、10ppm、0ppmと変化させた実験をおこない、スメクタイトにK固定層が時間経過にともない、どのように変化するかを調べた。この実験に加えて、K濃度を0.5N(約2000ppm)と一定にし、Ca濃度をかえ、CaのスメクタイトのK固定に与える影響について調べた。低い圧力ではスメクタイト中へのK層固定に与えるAl濃度の違いの影響は重要でない。1000ppmのK濃度溶液に比べ、1NのK濃度溶液中で合成した試料の方がスメクタイトへのK固定は多い。またCaを加えることによりスメクタイトへのK固定の割合が抑制された。