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.

Design of micro-fission chambers for ITER low power operations

西谷 健夫; 山内 通則*; 泉 幹雄*; 草間 義紀

JAERI-Tech 2005-047, 34 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-047.pdf:6.75MB

ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を1gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。12mm径と6mm径の2種類のマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。熱輸送解析の結果、真空容器への熱伝達のみで検出器温度は250C以下にできることを明らかにした。

熱輸送解析

白井 浩

プラズマ・核融合学会誌, 79(7), p.691 - 705, 2003/07

http://ci.nii.ac.jp/naid/130000133823

エネルギーバランスの式に基づいたトロイダルプラズマにおける熱輸送解析及び熱輸送シミュレーションの手法をまとめた。ジュール加熱,NBI加熱,RF加熱,加熱の概要を説明した。エネルギー損失機構の中で、熱伝導損失と放射損失は、それぞれプラズマ中央部及び周辺部において支配的である。トカマクにおいてによって生じる異常輸送は新古典輸送よりもはるかに大きい。輸送を増加させるその他のメカニズムである鋸歯状振動及び磁気島形成についても示す。

ITER-FEATにおけるタングステン不純物の輸送解析

村上 好樹*; 天野 恒雄*; 清水 勝宏; 嶋田 道也; 小川 雄一*

JAERI-Research 2001-049, 58 Pages, 2001/11

JAERI-Research-2001-049.pdf:3.11MB

1.5次元輸送コードTOTALに任意アスペクト比及び衝突周波数での不純物の新古典粒子束を計算できるコードNCLASSを結合し、ITER-FEATプラズマ中での高Z不純物の挙動を解析した。種々の密度分布に対して、タングステン原子分布及び線輻射パワーを評価した。密度分布が平坦で温度勾配による遮蔽が効果的な場合には全線輻射パワーはコロナ・モデルの1/2程度になることがわかった。核融合出力が700MW(Q=10)の場合、プラズマ性能を大きく劣化させることなくプラズマ境界でのタングステン密度710/m(電子密度の0.01%,Zettの増加が0.39)程度まで許容可能で、このときの線輻射パワーは約90MWになる。この値は制動放射等を含めると全加熱パワーの半分以上になり、ダイバータ部流入パワーが大幅に低下でき、ITER-FEATにおける高出力運転の可能性を示している。

1995年米国物理学会プラズマ物理分科会報告

木村 晴行

プラズマ・核融合学会誌, 72(2), p.170 - 171, 1996/02

https://ci.nii.ac.jp/naid/110003826703

1995年11月6日-10日に開催された米国物理学会プラズマ物理分科会の報告を行う。米国の磁気核融合開発予算の削減があったものの、全体の発表件数は前回並みであった。磁場閉じ込め核融合関係ではトカマクにおける反転磁気シアが話題の中心であった。TFTR、DIII-D、JT-60U等から反転磁気シアによる閉込めの改善、輸送解析、MHD安定性解析、非誘導電流分布制御による維持等、多くの発表があり、トカマクの性能向上に新しい展開が見られた。(概要及び磁場閉じ込め核融合分野の執筆を分担)

Non-dimensional transport scaling and its correlation with local transport properties in JT-60U plasmas

白井 浩; 滝塚 知典; 菊池 満; 森 雅博; 西谷 健夫; 石田 真一; 鎌田 裕; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; 小出 芳彦; et al.

IAEA-CN-60/A2-17, 0, p.355 - 364, 1995/00

JT-60のジュール加熱及び中性粒子入射(NBI)加熱プラズマのデータを用い、無次元変数の関数形で蓄積エネルギーの熱化成分の比例則を確立した。その結果熱輸送比例則はボーム則とジャイロボーム則の中間になった。局所熱輸送解析の結果から、Lモードプラズマにおけるイオンの熱拡散係数はプラズマ電流、吸収パワーに強く依存し、電子の熱拡散係数はこれらにはほとんど依存しなかった。高モードプラズマにおけるエネルギー閉じ込め時間の改善はイオン熱拡散係数の軽減によるもので、電子の熱拡散係数はLモードプラズマと同程度だった。高モードプラズマにおいてNBI加熱中での蓄積エネルギーの熱化成分の改善(Lモードプラズマの蓄積エネルギー比例則との比較)は、最初はプラズマ中心部で、次にプラズマ周辺部で起こる。

Simple divertor model for transport analysis based on experimental data

清水 勝宏; 嶋田 道也; 滝塚 知典

JAERI-M 91-161, 23 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-161.pdf:0.66MB

実験データに基づいてダイバータ及びスクレイプ・オフ層の輸送解析を行なうために、簡易ダイバータプラズマを開発した。磁力線を横切る拡散は、磁力線方向の流れに対して、その効果は小さいので、磁力線方向1次元の流体方程式を数値的に解く。従来のダイバータコードと異なり、境界条件として、ダイバータプレートでのプラズマパラメータ(それは、ラングミュアー・プローブで測定される。)を固定する。中性粒子の輸送は、実平衡配位と壁の幾何形状を含むモンテカルロコードによって、2次元で扱う。プラズマと中性粒子との相互作用は、繰り返し計算によって、コンシステントに解く。従来のダイバータコードに比べて、著しく計算時間が短縮され、ダイバータ輸送を系統的に解析する事が可能となった。このモデルをJT-60Uの初期ジュール加熱プラズマに適用し、主プラズマの粒子閉じ込め時間、スクレイプ層での熱拡散係数を評価した。

大型計算機によるJFT-2M実験データ解析システムの開発

松田 俊明; 雨貝 彰*; 須田 修司*; 前村 克己*; 畑 健一郎*

JAERI-M 90-201, 24 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-201.pdf:0.76MB

JFT-2Mのデータ処理システムであるモニター信号処理システムの実験データを富士通大型計算機上で解析するためのソフトウェアシステムを開発した。この開発により、モニター信号処理システムの負荷を軽減し全体としての負荷分散を実現すると共に、実験データを利用しての大規模な平衡計算、輸送解析コードの利用が可能になり、又、統計解析パッケージSAS等によるデータ解析が可能となった。

堆積岩中のイオン交換反応の数値モデル化と天然への適用

阿部 健康; 石井 英一

no journal, , 

一般産業廃棄物・放射性廃棄物の処分、CO地下固定など、地下環境の工学的利用にあたり続成作用の理解が重要であり、われわれは堆積岩試料の反応輸送解析を進めている。ここでは北海道北部天北地域に産する幌延泥岩を対象とし、淡水による化石海水洗い出し過程における交換性陽イオン組成の順解析的定量化を目指してActive fraction modelによりイオン交換反応を数値モデル化した。イオン交換反応の平衡定数を土壌と同様の値として行った計算の結果、Na脱着とCa吸着が起こることが予想された。この結果は、先行研究で報告されているボーリングコアの化学組成において、浅部領域のデータに認められるNaO/AlOの相対的な低下とCaO/AlOの相対的な増加の傾向を定性的に支持するものである。今後モデルを改良して反応輸送解析を実施し、交換性陽イオン組成の変化に対するバルク化学組成の応答を定量的に調べ、観測結果に整合するイオン交換の平衡定数を見積もる。その結果から、幌延泥岩のイオン交換特性について定量的に議論すると共に、地下水質形成における堆積岩-水相互作用の役割を明らかにする。