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福田 貴斉
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 10 Pages, 2024/11
溶融炉心-コンクリート相互作用(MCCI)の理解を深めることは、過酷事故対策や燃料デブリ取り出しの観点等で重要である。高温のコリウムを用いた実験的研究は困難であるため、数値流体力学(CFD)を用いることでコリウム中で起こる熱流動に関する物理的知見を得ることが期待される。粒子法はCFDの一つであり、MCCI下のコリウムで典型的に想定される多相多成分流を容易に追跡できる利点がある。しかしながら、界面張力に対するモデリング手法の妥当性については、特に三相以上の混相流については、まだ十分に検討されていない。そこで本研究では、単純な気-液-液の三相流を、界面張力モデルとしてContinuum Surface Force (CSF)モデルとポテンシャルモデルの二種類を用いて解析を行った。比較の結果、CSFモデルは十分な解像度ではより正確な結果を与えるが、安定性はバルク流体の解像度に大きく依存することが示唆された。一方、ポテンシャルモデルは、幾何学的な情報を数値的に推定する必要がないため安定性の点で優れているが、粒子間ポテンシャル力が局所的に非物理的な圧力分布を引き起こすことがあり、特に多相界面上での界面張力の再現に課題があることがわかった。
日高 昭秀; 氷見 正司*; Addad, Y.*
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
福島第一原子力発電所事故で炉心溶融を起こした原子炉燃料のほとんどは原子炉圧力容器外に落下した。その溶融過程や放射性物質の放出挙動は、現在でも十分に解明されていない。主な不確実性として、溶融炉心が最初に冷却された後も、数時間以上の冷却停止が何回か起きたことが挙げられる。注水再開前のデブリは高温になっていたと考えられ、ドイツのQUENCH実験では、水蒸気枯渇状態において酸化した金属が還元され、注水再開時に発生する水蒸気によって酸化が促進し、温度上昇と水素発生量の増加が観測された。1号機でも同様の事象が起きた可能性があり、3/14 21時30分頃に正門付近で観測された
線線量の増加は、3/14 20時に再開した注水と温度上昇に伴うFPの放出促進で、同日21時に観測された中性子は、冷却水が溶融プールに接触した際に溶融物・冷却材相互作用により放出された
Cmの自発核分裂で説明可能である。また、3/15 2時30分に注水が再開した3号機でも水素発生は増加し、発生した水蒸気とともに4号機の原子炉建屋に運ばれた結果、3/15早朝の4号機水素爆発の主な誘因となった可能性がある。
松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/09
ナトリウム中に流出した液柱状の溶融炉心物質の微粒化及びそれに伴う冷却挙動を解明するため、溶融炉心模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験の結果を分析した。本分析の結果、溶融アルミナの液柱はナトリウム中を数十センチメートル程度の距離まで浸入すると微粒化によって崩壊するが、スティール構造物に与える熱的負荷を無視できる程度まで冷却されるためには、液柱崩壊までの距離(微粒化距離)に加え、有意な冷却距離を要することを把握した。すなわち、原子炉容器内下部構造への熱負荷低減の観点からは、微粒化距離のみならず冷却距離の評価が必要である。
飛田 吉春; 神山 健司; 田上 浩孝; 松場 賢一; 鈴木 徹; 磯崎 三喜男; 山野 秀将; 守田 幸路*; Guo, L.*; Zhang, B.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.698 - 706, 2016/05
被引用回数：32 パーセンタイル：93.52(Nuclear Science & Technology)炉心損傷事故(CDA)の炉内格納(IVR)はナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全特性向上において極めて重要である。SFRのCDAにおいては、溶融炉心物質が炉容器の下部プレナムへ再配置し、構造物へ重大な熱的影響を及ぼし、炉容器の溶融貫通に至る可能性がある。この再配置過程の評価を可能とし、SFRのCDAではIVRで終息することが最も確からしいことを示すため、SFRのCDAにおける物質再配置挙動の評価手法を開発する研究計画が実施された。この計画では、炉心領域からの溶融物質流出挙動の解析手法、溶融炉心物質のナトリウムプール中への侵入挙動、デブリベッド挙動のシミュレーション手法を開発した。
山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 杉本 純
NEA/CSNI/R(96)24, 0, p.1 - 49, 1996/00
シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器内で冷却されずに原子炉キャビティ等に落下すると、溶融炉心がコンクリートを分解侵食する恐れがある。この溶融炉心コンクリート相互作用を防止するために冷却水を注入することが考えられるが、その有効性は明らかではなく、逆に、大規模な水蒸気爆発に至る恐れもある。そこで、水の注入による溶融炉心の冷却可能性や水蒸気爆発について、知見の現状、不確実性、今後必要とされる研究をまとめるとともに、現時点での知見に基づいて最善と思われるアクシデントマネジメント手法についての提案を行った。
山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 工藤 保; H.S.Park*; 杉本 純
Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.827 - 838, 1996/00
原研のALPHA計画では溶融炉心冷却材相互作用試験において、原子炉のシビアアクシデント時に溶融炉心と冷却材が接触した場合に起こる種々の相互作用について広範な研究を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心が冷却材中に落下した場合の水蒸気爆発の特性や種々のパラメータが水蒸気爆発の発生に与える影響について調べている。溶融物冷却性実験では、アクシデントマネジメントとして溶融炉心に冷却材を注入した場合を想定し、注水モードによる相互作用の違いを調べた。これらの研究から得られた成果は国のアクシデントマネジメントの検討等にも用いられている。新たにTMI-2号炉事故でみられたような圧力容器内底部に溜まった水中に溶融炉心が流れ込んだ場合の溶融炉心の冷却機構を調べる研究を開始した。これらの実験研究とともに、水蒸気爆発解析コードJASMINE等、計算モデルの開発も実施している。
杉本 純
Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.1 - 15, 1995/00
原子力安全における蒸気爆発について、歴史的背景、蒸気爆発現象の概要と特徴、原子炉事故との関連、主要な研究課題、研究の現状、国内外の関連する動向などを概括した。特に、原研で実施しているALPHA計画における蒸気爆発実験とJASMINEコード開発について内容の一端を紹介している。
杉本 純; 橋本 和一郎; 山野 憲洋; 丸山 結
日本原子力学会「原子炉格納容器信頼性実証試験に関する調査報告書,平成5年度」, 0, p.3 - 192, 1994/00
原子力学会では、平成3年度から3年間にわたり格納容器内熱流動挙動調査研究特別専門委員会を設置し、主としてシビアアクシデント時の格納容器内現象や新型格納容器に関する熱流動現象について調査研究を実施してきた。最終年度にあたる今年度に3年間の活動をまとめた報告書を作成することになり、著者らに原研で実施している研究を踏まえて関連分野について執筆するように要請があった。そこで、シビアアクシデント時の格納容器内熱流動挙動の概要、原研における水蒸気爆発実験、原研におけるデブリベッド冷却に関する実験と解析、原研における溶融炉心とコンクリート相互作用に関する実験と解析、格納容器フィルターベント、プールスクラビングの各項につき、ALPHA計画やソースターム評価試験(EPSI)、損傷炉心冷却性等の実験や解析で得られた知見をまとめた。
Fink, J. K.*; Corradini, M.*; 日高 昭秀; Honta
n, E.*; Mignanelli, M. A.*; Schr
dl, E.*; Strizhov, V.*
KfK-5108; NEA/CSNI/R(92)10, p.533 - 546, 1992/00
米国EPRIが主催する先進格納容器実験ACE計画では、シビアアクシデントの影響評価とアクシデントマネジメント対策の検討に資するため、その一環として溶融炉心/コンクリート反応に関する実験と計算コードの比較を行った。計算コードの比較は、制御棒材を含むコリウム溶融物とケイ土系コンクリートとの相互作用を調べたL6実験に対するブラインド計算として行われ、英国,ドイツ,スペイン,日本,ロシア,米国がSOLGASMIX, VANESA1.01, CORCON2.04/VANESA1.01, CORCON.UW等の各コードを用いて参加した。日本からは、JAERIがVANESA1.01コードを用いて参加した。その結果、高揮発性のAg, In, Teについては、計算結果と実験結果の差が1桁以内でほぼ一致した。しかしながら、中揮発性のBa, Srでは1桁から3桁の差が生じ、低揮発性のMoでは約5桁の差が見られた。FP以外では、特にSiの放出において、Zr-Si間の化学反応を適切に考慮しているSOLGASMIXコードの方が、その一部しか考慮していないVANESAコードよりも実験結果との差が小さかった。
江村 優軌; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 今泉 悠也; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質と冷却材の熱的相互作用及び炉内構造物への炉心物質の堆積挙動を解明するため、炉心入口プレナムを想定した低水深の水プール中に溶融した低融点合金を落下させる模擬試験を実施している。本件では、溶融物質の初期温度及び冷却材領域の容積等が試験結果に及ぼす影響について報告する。
江村 優軌; 磯崎 三喜男; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故では、原子炉容器下部において溶融炉心物質とナトリウムの混合が生じる。本研究では、溶融ステンレス鋼をナトリウム中に落下させ、エックス線を用いた可視化によりその挙動を観察した。
五十嵐 魁*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における炉心溶融物質の堆積挙動を解明するため、SIMMERコードを用いて、低水深の水プール中に溶融した低融点合金を落下させる模擬試験を対象とした解析を実施した。本発表では実験値と解析値の比較によって解析体系モデルの妥当性を検証した結果について報告する。
川部 隆平; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
シビアアクシデント時に溶融炉心が格納容器の水プール中に落下する際の格納容器床面上における溶融炉心の拡がりと冷却挙動を評価するため、機構論的溶融炉心/冷却材相互作用解析コードJASMINEのモデルを改良し、スウェーデン王立工科大学において実施された高温溶融炉心模擬物の拡がりに係わるPULiMS実験を解析した。実験の観察結果及び測定結果との比較から、解析結果は拡がり面積を過大に評価する傾向が示されたが、水の冷却によって形成される上面クラスト、床面への放熱により形成される底面クラスト及び両クラストの間を移動する溶融物から成る三層構造で床面上を拡がる溶融炉心をモデル化した改良が妥当であることを確認した。
神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 今泉 悠也; 鈴木 徹; 江村 優軌
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時には、溶融炉心物質は制御棒案内管を通じて冷却材プレナムへ再配置される。本研究は、この再配置過程で複合的に生じる溶融炉心物質と冷却材および炉内構造物との相互作用を評価する手法構築を目的とする。本件では研究計画の概要を報告する。
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 豊岡 淳一; 神山 健司; Zuev, V.*; Kolodeshnikov, A.*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に原子炉容器下部プレナムへ流出する溶融炉心物質の微粒化挙動を評価するため、溶融炉心模擬物質(溶融アルミナ)をナトリウム中に流出させた試験の結果に対し、微粒化距離に関する実験相関式を適用し、その妥当性を検討した。
松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時にナトリウムプール中の水平構造物に衝突する炉心溶融物質の微細化・冷却挙動を解明することを目的として、ナトリウム試験を対象に解析を実施した。試験との比較の結果、容積が制限された条件においても模擬物質は平板衝突後に微粒化し、冷却が促進され、固化することが確認された。
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離(デブリ化距離)の予測評価手法を開発するため、溶融炉心模擬物質を冷却材中へ放出させる試験(融体デブリ化試験)の結果に対する考察を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を実験相関式として整理した。
荻野 英樹; 矢野 公彦; 高野 公秀; 鷲谷 忠博; 宮本 泰明; 川野 昌平*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉作業に向けて燃料デブリの性状を推定する燃料デブリの性状把握プロジェクトについて、全体概要を報告する。
川部 隆平; 松本 俊慶; 安島 航平; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
MCCI防止対策の有効性評価において重要なパラメータである溶融炉心とコンクリートの界面面積を適切に評価するため、JASMINEコードの溶融炉心床上拡がりモデルを改良し、PULiMS実験及びBWR実機条件での解析に適用した。PULiMS実験結果との比較より、今回のモデルは径方向の拡がり速度を概ね再現できたが、水への伝熱を過小評価し、最終的な溶融物拡がり面積を過大評価する傾向があることが分かった。
城戸 健太朗
no journal, ,
シビアアクシデント(SA)時のソースターム(放射性物質の種類や放出量など)評価には不確かさが伴う。この不確かさの定量化及び低減を目的とし、SA時の重要現象に係るデータの取得、重要現象解析コードの開発、これらの成果を集約したSA総合解析コードTHALES2の改良を行うとともに、同コードを活用したソースターム評価技術の開発を進めている。個別トピックとして、代替統計モデルを用いたFP化学計算機能の導入、溶融炉心/冷却材相互作用解析コードJASMINEによる溶融炉心冷却性評価、福島第一原子力発電所(1F)原子炉建屋・格納容器内情報分析(OECD/ARC-F計画)を取り上げ、概要を紹介する。
