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論文

Improvements to the simmer code model for steel wall failure based on EAGLE-1 test results

豊岡 淳一; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

In this paper, for the purpose establishing more generalized models for the SIMMER code to reproduce the effect of steel component on mixture-to-wall heat transfer in the EAGLE-1 program, the authors performed a model improvement for the SIMMER code to treat the direct contact of the molten steel in a more mechanistic manner. By this model improvement, evaluations with unifying agreement on a result of the EAGLE-1 program using the SIMMER code could be possible.

報告書

核変換実験施設の概念検討,4; 核変換物理実験施設の安全性検討

辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之; 佐々 敏信; 高野 秀機

JAERI-Tech 2003-085, 158 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-085.pdf:7.79MB

加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の炉物理に関する研究開発を目的とした「核変換物理実験施設」の安全性の検討を行った。まず、実験施設の設計に反映させるために、以前に作成した「核変換物理実験施設の安全設計方針」及び重要度分類を見直し、安全設計方針の各項目に対する適合のための設計方針を検討した。この結果に基づき、陽子ビーム導入にかかわる機器・系統及び安全上重要な機器・系統について具体的な設計方針と主要設備の検討を行った。また、安全上重要な機器・系統に関する設計方針の検討結果を反映して、以前に実施した安全評価の判断基準,主要な解析条件及び予備解析結果の再評価を行った。この際に、公衆被ばく評価事象については、ICRP1990年勧告を取り入れて改訂された安全評価指針類に基づく線量評価を行った。さらに、核変換物理実験施設における設計基準外事象として、再臨界事象に伴う炉心崩壊事故を最新の知見及び計算機コードを用いて解析した。解析の結果、再臨界事象時においても原子炉建家の閉じ込め性能は十分確保される見込みであることがわかった。

報告書

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。

報告書

安全設計方針に関する検討 ‐ 安全性の目標と再臨界問題の排除について ‐

丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子

JNC-TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-043.pdf:1.1MB

軽水炉と同等かそれ以上の安全性を確保し、受動安全等の活用によって、安心感の持てる高速増殖炉概念を構築することが実用化戦略調査研究における安全性の目標である。上記目標を達成するため、IAEAの国際原子力安全諮問グループが作成した原子力発電所のための基本安全原則の意味を考察し、安心感の獲得を考慮に入れて、炉心損傷の発生を防止する観点から具体的目標を設定した。さらに、炉心安全性については軽水炉との比較において高速炉の特徴を考慮することにより炉心損傷時の再臨界排除を具体的目標として設定した。再臨界排除方策の検討のために、多様な炉心における炉心損傷時の再臨界特性についてのマップを作成することによって、炉心損傷時の再臨界の可能性を簡易評価する手法を整備した。そして、ナトリウム冷却式、混合酸化物燃料型高速増殖炉について、有望な再臨界排除方策を提案した。それらを対象として燃料流出挙動の予備解析を行い、内部ダクト付き集合体の流出機能の有効性を確認するとともに炉心性能への影響の小さい方策として提案した軸ブランケット一部削除概念も有望であるとの結論を得た。

報告書

高速増殖炉大型炉の安全性に関する検討

森山 正敏; 中井 良大; 丹羽 元; 三宅 収

PNC-TN9410 92-068, 73 Pages, 1992/03

PNC-TN9410-92-068.pdf:2.12MB

「もんじゅ」以降の大型高速増殖炉の安全性に関する仕様の選定に役立てるため、平成3年度に以下の項目を検討した。・格納施設の設計条件の検討・炉心損傷評価のシナリオの検討・PSA手法の適用性検討本報告書は、これらの検討に際して用意された資料をまとめたものである。

報告書

一次元輸送コードXSDRNによるUO$$_{2}$$燃料の臨界量に関する検討

北野 照明*; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 石島 清見; 吉村 富雄*; 石川 迪夫; 村主 進

JAERI-M 7085, 19 Pages, 1977/05

JAERI-M-7085.pdf:0.7MB

UO$$_{2}$$燃料の臨界質量に関して、濃縮度および水素/ウラン235の密度比をパラメータにとって、一次元輸送コードXSDRNで計算し、これらのパラメータとUO$$_{2}$$燃料の臨界質量の関係を求めた。さらに、この計算結果を基に、軽水炉のUO$$_{2}$$燃料が溶融し、一箇所に集った場合の再臨界の可能性について検討した。その結果、UO$$_{2}$$燃料のみが一箇所に集った場合、いかなる条件を仮定しても再臨界になる可能性はないという結論を得た。

口頭

JSFR炉心設計における出力分布に対する内部ダクト方向性効果の取扱い

森脇 裕之*; 菅 太郎*; 大木 繁夫

no journal, , 

JSFR炉心では、再臨界回避のため、六角ラッパ管の一角に内部ダクトを持つ燃料集合体を採用している。この内部ダクトの向きに応じた局所的な出力分布歪み「内部ダクト方向性効果」の発生が報告されている。この効果について、現実的な内部ダクトの向きを想定した場合の評価に基づき、炉心設計での取扱いを検討した結果を報告する。

口頭

凸型炉心形状による再臨界防止固有安全高速炉に関する研究開発,3; 軸芯燃料用中性子吸収材の検討

舘 義昭; 高木 直行*; 若林 利男*; 高橋 信*

no journal, , 

高速炉炉心の損傷事故時の再臨界防止のため、通常運転時にはMOX燃料の軸芯部($$phi$$1$$sim$$2mm)に留まりMOX燃料の燃焼を妨げず、燃料溶融時に溶融燃料中に分散する中性子吸収材を包含した軸芯燃料の開発を進めている。今回、中性子捕獲断面積の大きいホウ素(B), サマリウム(Sm), ユーロピウム(Eu), ガドリニウム(Gd), ジスプロシウム(Dy)について、融点、沸点などの物性調査とともに燃料溶融時の分散性を模擬物質で検討し、軸芯燃料用中性子吸収材としての適用性を検討した。物性調査からいずれの元素の単体及び酸化物においても融点がMOX燃料の通常運転時の中心温度よりも低く固相が維持できないため、単一構造で適用することが困難なことが判明した。また、Sm, Eu, Dyの単体及びB$$_{2}$$O$$_{3}$$は沸点がMOX燃料融点よりも低いため適用自体が困難であることが判明した。分散性の評価結果も含めて検討すると、中性子吸収材としては、B, B$$_{4}$$C, Gd, Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$, Sm$$_{2}$$O$$_{3}$$, Dy$$_{2}$$O$$_{3}$$をWやReなどの高融点金属で被覆したものとすることが必要となることが明らかとなった。

口頭

Geometry survey on the convex shaped core for recriticality prevention against CDA in sodium-cooled fast reactor

千歳 敬子*; 舘 義昭; 若林 利男*; 高木 直行*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、炉心は最も反応性の高い構成に配置されていない。この場合、燃料が溶融して溶融プールを形成すると、核圧縮による正反応性挿入によって再臨界が生じることがある。このような再臨界を防止するために、炉心領域から溶融燃料を排出するための燃料集合体構造の特別な装置が、日本原子力研究開発機構(JAEA)によって検討されている。一方、炉心の幾何学的に固有の特徴および中性子特性は、このような再臨界を防止するために同様の効果を提供し得る。本研究の目的は、CDAの変形が燃料排出装置なしで負のフィードバックを未臨界状態にするという炉心仕様を設計することである。凸型の炉心は、内側炉心領域においてより長い燃料長さを有し、外側炉心領域においてより短い燃料を有する。したがって、完全な状態の炉心形状は中性子漏れ効果がより低い。燃料がCDA中で溶融すると、炉心の高さが圧縮され、溶融プール形成中に負の反応性挿入が予想される。凸型炉心は、大規模な円筒状の均質炉心(3,600MWth、炉心直径4.95m、炉心高さ0.75m)に基づいている。この計算は、円筒形炉心の圧密化が反応性利得につながるが、凸型炉心は負の反応性効果をもたらすことを示した。この形状では、内側炉心と外側炉心の両方が2つの領域に分割されている。さらに、内側炉心用の細径ピンを導入し、すべての領域で均一なPu濃縮度を維持した。重要度の高い領域の細径のピンは、フラット分布に有効である。ピン径調査により、炉心冷却材の圧力損失を低減し溶融プールの高さを低下させるなど、より細径のピンの利点を確認した。

口頭

凸型炉心形状による再臨界防止固有安全高速炉の研究開発,6; 軸芯燃料の材料的成立性

舘 義昭; 高木 直行*; 矢野 眞理*; 若林 利男*

no journal, , 

高速炉の燃料損傷時の再臨界防止のため、軸芯部に中性子吸収体を包含する軸芯燃料の開発を進めている。溶融時に軸芯部の中性子吸収体を均質に分散させるため、代替物質による評価試験を通して適切な軸芯燃料構造を検討し、軸芯燃料の材料的な成立性を評価した。

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