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松本 俊慶; 岩澤 譲; 安島 航平*; 杉山 智之
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/11
本研究では、事前注水した格納容器内デブリの冷却確率を評価した。まず、落下溶融物条件を求めるため、シビアアクシデント解析コードMELCORによる不確かさ解析を行った。この解析では炉心の溶融・移行過程に関連する5つの不確かさパラメータを選択し、仮定された確率分布を用いて、ラテン超方格法(LHS)により入力パラメータセットを生成した。これを用いたMELCORによる多ケース解析の結果から落下溶融物条件を抽出した。次に、MELCOR解析結果をもとに、パラメータの確率分布を決定し、LHSにより生成した59個のパラメータセットを用いてJASMINEコードによる水中の溶融物挙動の解析を行った。水位の条件は0.5m, 1.0m及び2.0mとした。広がり半径とデブリ質量の解析結果からデブリの堆積高さを求め、判定基準と比較することで冷却の成否判定を行った。以上の一連の解析の結果、デブリ冷却の成功確率を求めた。また、MELCOR及びJASMINEを組み合わせた冷却性解析の課題について論じた。
堀田 亮年*; 秋葉 美幸*; 森田 彰伸*; Konovalenko, A.*; Vilanueva, W.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; Thakre, S.*; Hoseyni, S. M.*; Sk
ld, P.*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.353 - 369, 2020/04
被引用回数：19 パーセンタイル：71.08(Nuclear Science & Technology)Key phenomena in the cooling states of debris beds under wet cavity conditions were classified into several groups based on the complicated geometry, nonhomogeneous porosity and volumetric heat of debris beds. These configurations may change due to the molten jet breakup, droplet agglomeration, anisotropic melt spreading, two-phase flow in a debris bed, particle self-leveling and penetration of molten metals into a particle bed. The modular code system THERMOS was designed for evaluating the cooling states of underwater debris beds. Three additional tests, DEFOR-A, PULiMS and REMCOD were employed to validate implemented models. This paper summarizes the entire test plan and representative data trends prior to starting individual data analyses and validations of specific models that are planned to be performed in the later phases. It also tries to report research questions to be answered in future works, such as various scales of melt-coolant interactions observed in the PULiMS tests.
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07
JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB
LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07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。
宇田川 豊; 永瀬 文久; 更田 豊志
JAERI-Research 2005-020, 40 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-020.pdf:4.63MB
急冷開始温度及び急冷前の冷却速度がLOCA時の被覆管延性低下に及ぼす影響を調べることを目的とし、未照射PWR用17
17型ジルカロイ-4被覆管から切り出した試料を水蒸気中、1373及び1473Kで酸化し、ゆっくりと冷却(徐冷)してから急冷した。試験条件のうち、徐冷の速度を2
7K/s、急冷開始温度を10731373Kの範囲で変化させて複数の試験を行い、冷却条件の異なる試料を得た。酸化,急冷した試料に対しリング圧縮試験,ミクロ組織観察,ビッカース硬さ試験を実施した。急冷開始温度低下に伴い、金属層中に析出する
相の面積割合が大幅に増加し、被覆管の延性が明確に低下した。徐冷速度の減少に伴い、析出した相の単位大きさ及び硬さの増大が生じたが、面積割合及び被覆管の延性はほとんど変化しなかった。析出相は周りの金属層より硬く、また酸素濃度が高いことから、その延性は非常に低いと考えられる。したがって、析出相の面積割合増大が、急冷開始温度低下に伴う延性低下促進の近因である。
田中 利幸; 大久保 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦; 竹田 武司; 坂場 成昭; 齋藤 賢司
日本原子力学会誌, 41(6), p.686 - 698, 1999/00
被引用回数：4 パーセンタイル：34.15(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTR(高温工学試験研究炉)の建設が進められている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850
C、高温試験運転時950Cの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉で、燃料・材料等の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。HTTRでは、プラントを構成する全設備が燃料を装荷できる状態に仕上がっていることを確認するため系統別・総合機能試験を実施した。試験項目の選定に当たっては、本試験が計測制御系統施設を本格的に使用し、正規の操作手順で実施する最初の起動・運転であること、将来高温ガス炉開発のためのデータ取得を行うこと等を考慮した。試験は、1996年10月から1998年4月に渡り、この期間に4回に分けて実施した。試験期間は延べ8ヶ月である。本報では、系統別・総合機能試験における主な試験項目とその結果について述べる。
及川 弘秀*; 新井 健司*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデント時に溶融炉心が原子炉容器を貫通して格納容器へ流出した後の格納容器の健全性確保に係る方策について説明する。特に、注水や床面でのコアキャッチャなど溶融炉心冷却や格納容器の保護について、さらに、高温になる雰囲気や構造を冷却して過圧, 過温による破損を防止する方策の2点について、技術の到達点や課題、望まれるデータ拡充のポイントをまとめる。
