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論文

Quench of molten aluminum oxide associated with in-vessel debris retention by RPV internal water

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純

NEA/CSNI/R(98)18, p.243 - 250, 1999/02

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施した。本実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムをシビアアクシデント時に生成される溶融炉心模擬物として用い、水で満たした圧力容器下部ヘッド試験容器に投入した。実験後に実施した種々の試験及び試験容器壁の熱応答から、固化した酸化アルミニウムと試験容器壁との境界にギャップが形成されたことが明らかになった。原研で開発を進めている圧力容器内溶融炉心冷却性解析コードCAMPを用いて実験後解析を実施した。酸化アルミニウム及び試験容器の熱的挙動に及ぼす境界ギャップの影響を調べ、境界ギャップの存在を仮定することにより、試験容器壁の初期温度上昇を定性的に再現可能であることを確認した。

論文

Experimental study on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純

Nucl. Eng. Des., 187(2), p.241 - 254, 1999/00

 被引用回数:19 パーセンタイル:79.78(Nuclear Science & Technology)

事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施した。シビアアクシデント時に形成される溶融炉心を模擬したアルミナ溶融物を、冷却水を張った下部ヘッド実験容器に投下した。実験後観察及び超音波を用いた計測から、固化したアルミナの表面近傍に薄い多孔質層が形成されたこと、固化アルミナと下部ヘッド実験容器壁との境界にギャップが存在することがわかった。実験中に観測された下部ヘッド実験容器壁の温度履歴から、初期には多孔質層及びギャップが熱抵抗層として作用し、下部ヘッド実験容器壁の温度上昇を抑制するとともに、後に冷却水がギャップ内に浸入し実験容器を効果的に冷却したと推定した。

論文

Experiment and analysis on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純

JAERI-Conf 98-009, p.100 - 106, 1998/00

テルミット反応により生成したアルミナを溶融炉心として用いた圧力容器内溶融炉心冷却性実験を事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において実施した。実験では、アルミナ30kgまたは50kgを下部ヘッド試験体に投下した。試験体温度履歴は、固化したアルミナと試験体壁との間にギャップが形成され、冷却水が浸入したことを示唆した。実験後の超音波を利用した測定においても、ギャップの存在を確認した。原研で開発しているCAMPコードを実験後解析に適用し、試験体壁、アルミナの温度履歴等に及ぼすギャップの影響を検討した。今後、溶融炉心の崩壊熱及び下部ヘッドのクリープ変形を考慮した実験を実施する計画である。

論文

Research plan on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

JAERI-memo 08-127, p.269 - 275, 1996/06

TMI-2事故では、大量の溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに移行したが、そこで溶融炉心が冷却され、事故が圧力容器内で終息した。残念ながら下部ヘッドにおける、溶融炉心の冷却メカニズムは未だ解明されていない。原研で進めている事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画では、平成8年度より圧力容器内溶融炉心冷却性実験を開始すべく準備を進めている。この実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する計画である。熱損失、溶融炉心上部に形成されるフラストの成長速度に関する検討を行い、酸化アルミニウムの適用性、試験体の規模等を定めた。本検討から酸化アルミニウムの適用性を確認するとともに、溶融物の重量を50kg、試験体の直径を0.5mとすることとした。

論文

Studies on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純

NUREG/CP-0157, 2, p.161 - 172, 1996/00

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。これまでに、テルミット反応により生成される酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として用いたスコーピング実験を2回実施した。実験後観察において、固化した酸化アルミニウムの表面が粗く、クラックが形成されたことを確認した。また、超音波技術を用いた測定から、実験容器と酸化アルミニウム固化物との間に1mm程度のギャップが存在することが明らかとなった。実験容器外壁で急峻な温度低下が観測された。このことは、実験容器と固化物との間に形成されたギャップ内に冷却水が浸入したことを示唆しているものと思われる。実験容器外壁の温度履歴から容器内面における熱流束を評価し、ギャップ内限界熱流束に関する既存の相関式と比較した。

論文

In-vessel debris coolability experiments in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純

Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA96), 3, p.1367 - 1374, 1996/00

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。この実験ではテルミット反応により生成した高温の溶融酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する。これまでに実施した2回の実験においては、30kgあるいは50kgの溶融酸化アルミニウムを、圧力容器下部ヘッドを模擬している実験容器に流し込んだ。実験容器内の初期水位は30cmである。実験後に冷却固化した酸化アルミニウムを観察し、表面が非常に粗いこと、クラックが形成されていること、等を確認した。また、溶融物及び実験容器壁の温度履歴測定結果は、実験容器内で固化した酸化アルミニウムと容器壁との間に水が浸入した可能性を示唆した。実験容器壁の温度減少速度から、容器内壁における熱流速は概ね300~400kW/m$$^{2}$$と評価された。

論文

Accident management measures on steam explosion and debris coolability for light water reactors

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

NEA/CSNI/R(95)3, 0, p.223 - 240, 1995/07

軽水炉の溶融炉心冷却材相互作用を明らかにするために、ALPHA計画では溶融物落下水蒸気爆発実験、溶融物冷却性実験を実施している。これらの実験の主目的の1つは、格納容器内における水蒸気爆発及びデブリ冷却性に関するアクシデントマネジメント手法の有効性を検討することである。両実験から、溶融物が冷却水プール中に落下する体系では、溶融物の分散により水蒸気爆発発生の確率が減少すること、溶融物分散がより大規模な水蒸気爆発を引き起こし得ることをあきらかにするとともに、水蒸気爆発の抑制に対する雰囲気圧力及び冷却水温度の効果を確認した。また、冷却水を溶融物に供給する体系における溶融物と冷却水との熱伝達特性を評価した。この体系で発生する水蒸気爆発は、溶融物落下体系のものより規模が小さかったことから、溶融物上への冷却水の供給は有効なアクシデントマネジメント手法であると考えられる。

論文

Phenomenological studies on melt-coolant interactions in the ALPHA program

山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

Nuclear Engineering and Design, 155(1-2), p.369 - 389, 1995/04

 被引用回数:43 パーセンタイル:95.91(Nuclear Science & Technology)

ALPHA計画では、溶融物冷却材相互作用を明らかにするために2シリーズの実験を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心を模擬した溶融物を冷却水プール中に落とし、粗混合領域中の溶融物、水、水蒸気の体積割合、溶融物沈降速度、伝播速度、膨張速度、エネルギー変換効率及びデブリ特性を評価した。また、水中侵入前の溶融物分散の影響を調べ、溶融物分散により水蒸気発生が増大すること、水蒸気爆発発生確率が減少すること、より規模の大きい水蒸気爆発を引き起こし得ることを明らかにした。溶融物冷却性実験では、溶融物上に冷却水を供給し、層状における水蒸気爆発を調べた。この実験で溶融物噴出直後の水蒸気爆発が発生したが、その規模は溶融物落下体系で観測されたものよりも小さかった。溶融物噴出現象は、冷却水とスプレイノズルを介して供給すること、冷却水と飽和温度程度まで加熱することにより抑制された。

論文

Present status of research related to in-vessel debris coolability and experimental plan in ALPHA program at JAERI

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.54 - 69, 1995/00

1979年米国ペンシルベニア州で発生したTMI-2事故では、炉心の約45%が溶融し、その内の約19トンが下部プレナム領域に移行したと推定されている。本講演では、TMI-2下部ヘッドの損傷状態、下部ヘッド鋼材の安全裕度、溶融炉心の移行シナリオ等と評価することを目的に実施されたTMI-VIP計画から得られた知見と併せて、原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画で予定されている実験の概要を報告する。ALPHA計画の炉内デブリ冷却性実験(スコーピング実験)ではAl$$_{2}$$O$$_{3}$$を溶融炉心模擬物として用いる。スケーリング解析から下部ヘッド試験体の直径を50~70cm、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$の重量を~100kgと定めた。この実験では溶融物の温度等を計測するとともに、固化した溶融炉心模擬物の性状を計測する。

論文

Dynamic response of a containment surrounding extreme pressure source due to steam explosion

吉江 伸二*; 福田 博徳*; 丸山 結; 山野 憲洋; 杉本 純

Transactions of 13th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-13), 4, p.359 - 370, 1995/00

水蒸気爆発は、シビアアクシデント時に格納容器の健全性を脅かし得る現象の1つと考えられている。原研では水蒸気爆発現象を明らかにするために、事故時格納容器挙動試験計画(ALPHA)において、溶融物落下水蒸気爆発実験を実施している。この実験シリーズの中で最大規模の水蒸気爆発が生じたと推定された実験について、流体-構造相互作用解析コードAUTODYN-2Dを用いて、水蒸気爆発によって発生した圧力波の模擬格納容器内伝播解析を実施した。水蒸気爆発に関与した溶融物の割合、圧力源の拘束条件をパラメータにした解析を行い、圧力波伝播特性を把握するとともに、実験で観測された模擬格納容器内圧力履歴と比較した。

論文

Experimental study of aerosol reentrainment from flashing pool in ALPHA program

工藤 保; 山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; 杉本 純

3rd Int. Conf. on Containment Design and Operation,Conf. Proc., Vol. 1, 0, 10 Pages, 1994/00

ALPHA計画では、格納容器が加圧破損した場合に水プールの減圧沸騰により再浮遊するエアロゾルの挙動を把握し、定量化するためにエアロゾル再浮遊実験を実施している。最初の実験ARE001では模擬格納容器内に硫酸ナトリウム50kgを水750kgに溶かした水プールを設置し、圧力1.5MPaから大気圧までの減圧に45分要した。ARE002では、硫酸ナトリウム25kgを375kgの水に溶かし、1.3MPaから40分で大気圧まで減圧された。格納容器内熱水力挙動を測定するとともに水プールから再浮遊した液滴の空間分布、粒径分布を評価した。減圧の間に水プールは約20%減少したが、フラッシングによって飛散した硫酸ナトリウムは0.03%以下であった。Kataoka-Ishiiのモデルを用いて予測した飛散量は実験値のおよそ1/10であった。

論文

Coolability of molten core in containment

丸山 結; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 工藤 保; 早田 邦久

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.23.5-1 - 23.5-6, 1992/00

格納容器内における溶融炉心の冷却性を評価するために、原研では事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の中で溶融炉心冷却性実験を実施している。本実験では、模擬溶融炉心として、アルミニウムと酸化鉄のテルミット反応を利用した高温溶融物を用い、その上に冷却水を供給した。主な実験パラメータは溶融物質量、溶融物と冷却水の接触面積、冷却水温度、冷却水供給形態であった。この実験から、高温溶融物とその上に供給した冷却水との熱伝達に関する定性的な知見を得た。また、溶融物と冷却水との厳しい相互作用が観測された。

報告書

$$alpha$$線スペクトル解析プログラムALPS -プログラムの解析と使用法-

馬場 宏

JAERI-M 7721, 33 Pages, 1978/06

JAERI-M-7721.pdf:0.89MB

$$alpha$$線スペクトル解析用の電子計算機プログラムALPSを作成した。プログラムの構成は、先に開発した$$gamma$$線スペクトル解析用プログラムBOB73Sと本質的に同じであり、ただ、ピーク・フィッティングの部分だけが異なっている。$$alpha$$線の波形関数として、高エネルギー側のスロープをガウス関数で、低エネルギー側の緩やかなテーリングの部分を指数関数で近似して、両者をなめらかに接続する方法を採っている。波形関数を与えるためのパラメーターの値は、スペクトル中の個々のピーク群毎に別個に定められる。プログラムの大きさは114K語であり、処理速度は、極端に複雑なスペクトルでなけれは、FACOM230-75で10秒以内である。プログラムの構成、機能ならびに詳細な使用法の説明を付したほか、プログラムの信頼性をチェックする目的で行ったプルトニウム同位体混合試料の$$alpha$$線スペクトルと、$$^{2}$$$$^{1}$$$$^{0}$$Poの単一$$alpha$$線スペクトルから合成したスペクトルとを用いた2通りのテストの結果を示した。

論文

A Computer program for spectrum analysis

馬場 宏

Nuclear Instruments and Methods, 148(1), p.173 - 178, 1978/01

$$alpha$$線スペクトルの解析のための電算機プログラムを開発した。プログラムの構成は、ピーク・フィットの部分を除いて、$$gamma$$線スペクトル解析プログラムBOB73Sと本質的に同じである。$$alpha$$波形関数は高エネルギー側をガウス関数、低エネルギー側の穏やかなテール部分を指数関数で与え、両者を滑らかにつないだ関数で近似した。波形関数を表示するためのパラメータはスペクトル中の個々の複合ピークごとに別個に定められる。プログラムの大きさは114k語であり、解析の速さはFACOM230-75を用いて適当な鋭敏さを有するスペクトルを処理した場合で10秒以内である。プログラムの信頼性は、プルトニウム同位体を試料としたときに得られる$$alpha$$スペクトルを用いて検討された。

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