Scaling-up capabilities of TRACE integral reactor nodalization against natural circulation phenomena in small modular reactors

Mascari, F.*; Bersano, A.*; Woods, B. G.*; Reyes, J. N.*; Welter, K.*; 中村 秀夫; D'Auria, F.*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

Safety analyses have a key role for designing the mitigation strategies and for a safety review process, which are carried-out with best-estimate thermal-hydraulic system codes. Small Modular Reactors (SMRs) adopting passive mitigation strategies under development are characterized by some common features with the current reactors and by other features typical of their designs. While many of Natural Circulation (NC) have been studied, further analyses are necessary to confirm the code capability against experimental data representative of SMR phenomenology. Though different scaling methods have been developed, distortions are unavoidable in the experimental facility design. Then, scaled-down facilities are limited in scaling-up capabilities, which may affect the capability of the code to predict full-scale behavior. Therefore, in a V&V process, uncertainty related to the code scaling-up capability is still an open issue. Since the OSU-MASLWR is scaled in volume and height, this paper aims to assess the scaling-up capability of the OSU-MASLWR Reactor Pressure Vessel nodalization against NC phenomenology typical of SMR, having the OSU-MASLWR-002 single phase NC data as a base. This may give some first insights about the TRACE scaling-up capability against single-phase NC in integral type configuration.

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SL-01; Main steam line break accident

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2020-019, 58 Pages, 2021/01

JAEA-Data-Code-2020-019.pdf:3.85MB

ROSA-IV計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-SL-01)が1990年3月27日に行われた。ROSA/LSTFSB-SL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の主蒸気管破断(MSLB)事故を模擬した。このとき、両ループの蒸気発生器(SG)二次側への補助給水(AFW)とともに、非常用炉心冷却系である高圧注入(HPI)系から両ループの低温側配管内への冷却材注入を仮定した。MSLBにより、破断ループのSGは急減圧し、破断ループのSG二次側広域水位は低下した。しかし、破断ループのSG二次側へのAFWにより、破断ループのSG二次側広域水位は回復した。一次系圧力は、MSLB直後一時的に若干低下したが、SG主蒸気隔離弁の閉止に従い16.1MPaまで上昇した。一次系圧力が10MPa以下に低下した数分後、HPI系から両ループの低温側配管内へ冷却材を手動注入した。一次系圧力は、HPI系からの冷却材注入により上昇したが、加圧器逃し弁の開放により16.2MPa以下に維持された。実験中、炉心はサブクール水で満たされた。健全ループでは、流れが停滞し、HPI系からの冷却材注入時に低温側配管での温度成層が観察された。一方、破断ループでは、顕著な自然循環が継続した。HPI系からの冷却材の連続注入による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。取得した実験データは、PWRのMSLBを伴う多重故障事故時の回復操作および手順の検討に役立てることができる。本報告書は、ROSA/LSTFSB-SL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

Effects of temperature fluctuation on PIV measurement of natural circulation flow field

辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*

Proceedings of 14th International Symposium on Advanced Science and Technology in Experimental Mechanics (14th ISEM'19) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2019/11

ナトリウム冷却高速炉の炉容器内の自然循環流動場を模擬した縮尺水試験装置を用いて粒子画像流速計測(PIV)を実施している。自然循環流動場の温度変動は屈折率の変化を引き起こし、粒子画像に歪みを生じさせる。このため温度変動はPIV計測の不確かさに影響する。本研究では自然循環流動場でのPIV計測に対する温度変動の影響を評価する。

Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031013_1 - 031013_11, 2018/07

https://doi.org/10.1115/1.4039066

近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉の不確実さ伝搬評価の入力値となる影響因子の系統的な選定手順を提案するとともに本手法の適用性確認を目的とし試評価を実施した。試評価は、高温ガス炉の代表的な過渡事象である減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した場合を対象とし、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度を不確実さ因子に設定し核熱流動の観点から実施し、結果として、提案した手法により16の影響因子を選定した。今後は選定した影響因子を入力値とし不確実さ伝搬解析を実施予定である。

Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07

近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。

Validation and applicability of reactor core modeling in a plant dynamics code during station blackout

森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。

A Study on the thermal-hydraulics in the damaged subassemblies under the operation of decay heat removal system

小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04

ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。

Analysis of natural circulation tests in the experimental fast reactor JOYO

鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08

安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。

Numerical simulations of short-term migration processes of dissolved Cesium-137 due to a hypothetical accident of a nuclear submarine in the Japan Sea

小林 卓也; 茅野 政道; 外川 織彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(5), p.569 - 575, 2006/05

https://doi.org/10.3327/jnst.43.569

海水循環モデル(Princeton Ocean Model)とランダムウォークモデル(SEA-GEARN)から構成される溶存状放射性物質移行コードシステムを開発した。モデルの応用として、原子力潜水艦の仮想事故により対馬海峡から放出されたCsの海洋中における移行を日本海南西海域において計算した。溶存状放射性物質の移行過程の季節変動を調べるために、10日ごとの瞬時放出計算を1年間に渡り実施した。溶存状放射性物質の移行傾向は2つのパターンに分類された。1月から9月に放出を開始したケースでは、全ての高濃度域が本州に沿って北東に移行した。10月から12月に放出を開始したケースでは、多くの高濃度域が西へ移行し、本州に沿って分布するCs 濃度は比較的低かった。東経134度線を通過する粒子数と対馬海峡の流入量の相関係数を求めたところ、R=0.718を得た。

Experiments on mercury circulation system for spallation neutron target

木下 秀孝; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), p.376 - 384, 2004/03

https://doi.org/10.3327/jnst.41.376

J-PARC計画の下で建設を進めている核破砕中性子源において、核破砕水銀ターゲットに水銀を安定供給する循環システムの設計開発は不可欠である。このため、循環ポンプの性能試験が必要であり、また、配管のエロージョン量や配管内に残る水銀量を明らかにすることは配管の寿命評価やシステムのメンテナンスシナリオを確立するうえで重要事項となる。そこで、水銀流動基礎実験装置を用いてポンプ試験,エロージョン試験及び水銀残留量評価を、実機と同形式のギアポンプを使用して行った。その結果、実験用ギアポンプの吐出量等については実機を実現するうえで十分な性能を示しており、また、回転数と流量の関係は比例的な関係を示した。エロージョンについては非常にその量も小さく、実機配管で30年間の運転に対して安全側に評価した場合に、減肉量として660mという値を得た。残留水銀量については50.7g/mという結果を得た。