A Status of experimental program to achieve in-vessel retention during core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04

To achieve in-vessel retention for mitigating the consequences of core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors, controlled material relocation (CMR) has been proposed as an effective safety concept. CMR is not only aiming at eliminating the potential for exceeding prompt criticality events that affect the integrity of the reactor vessel, but also enhancing the potential for the in-vessel cooling of degraded core materials during CDAs. Based on this concept several design measures have been studied, and, to evaluate their effectiveness, experimental evidences to show relocation of molten-core material were required. With this background, a series of experimental program called EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities) has been carried out collaboratively over 20 years between Japan Atomic Energy Agency and National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNC/RK) using an out-of-pile and in-pile test facilities of NNC/RK. The EAGLE program is divided into three phases, they are called EAGLE-1, EAGLE-2 and EAGLE-3, to cover whole phase after core-melting begins. The subject for EAGLE-1 and the first half of EAGLE-2 is CMR in the early phase of CDA in which the core melting progresses rapidly driven by positive reactivity insertions. The subject for the latter half of EAGLE-2 and whole EAGLE-3 is CMR in the later phase of CDA in which the gradual core melting by decay heat and relocation and cooling of degraded core materials occurs. In the paper, the major achievement of the EAGLE program and future plans are presented.

Evaluation of core material energy change during the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Unit 3 based on observed pressure data utilizing GOTHIC code analysis

佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1862718

The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.

Chemical forms of uranium evaluated by thermodynamic calculation associated with distribution of core materials in the damaged reactor pressure vessel

池内 宏知; 矢野 公彦; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.704 - 718, 2020/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1720844

福島第一原子力発電所から取り出された燃料デブリへの効果的な処置方策を提案する上では、燃料デブリ中でUがとりうる化学形についての詳細な調査が不可欠である。特に、アクセス性に乏しい圧力容器内に残留する燃料デブリに関する情報が重要である。本研究では、圧力容器内燃料デブリ中、特にマイナー相におけるUの化学形を評価することを目的とし、1F-2号機の事故進展での材料のリロケーション及び環境変化を考慮した熱力学計算を実施した。組成,温度,酸素量といった計算条件は、既存の事故進展解析の結果から設定した。計算の結果、Uの化学形はFeとOの量によって変化し、Feの少ない領域で-(Zr,U)(O)、Feの多い領域でFe(Zr,U) (Laves相)の生成が顕著であった。還元性条件で生成するこれらの金属相中には数パーセントのUが移行しており、燃料デブリの処置において核物質の化学分離を考慮する場合はこれらの相の生成に留意すべきと考えられる。

Estimation of the lifetime of resin insulators against baking temperature for JT-60SA in-vessel coils

助川 篤彦; 村上 陽之; 松永 剛; 櫻井 真治; 武智 学; 吉田 清; 池田 佳隆

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2076 - 2079, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.018

JT-60SA計画は、ITER計画の幅広いアプローチ計画の日欧協力で進められている。JT-60SA容器内コイルは日本で設計・製作を行う。容器内コイル用の樹脂絶縁材には、真空容器のベーキング温度条件(200C, 40000時間)に沿った耐熱性能が要求される。今回、容器内コイル設計に向け、耐熱耐久性の調査を実施し、220C環境で、エポキシ樹脂、シアネートエステル樹脂を母材とする7種類の候補樹脂絶縁材の寿命評価を実施した。高温環境下における化学反応速度はアレニウス法で評価する。耐熱耐久試験では、180C, 200C, 220Cの恒温槽で一定期間保持し、その後、絶縁材の重量減少を測定する。樹脂絶縁材の重量減少率の結果を入力にワイブル解析を実施し、その後、アレニウスプロットにより候補樹脂絶縁材の寿命評価を初めて実施した。この結果、容器内コイルの適用温度は169Cであることが分かった。

Safety requirements expected for the prototype fast breeder reactor "Monju"

齋藤 伸三; 岡本 孝司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.

A Preliminary evaluation of unprotected loss-of-flow accident for a prototype fast-breeder reactor

鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04

https://doi.org/10.1016/j.net.2015.03.001

In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.

よくわかる核融合炉のしくみ,10; 炉内機器を修理する遠隔保守ロボット,大型重量物を高精度で操作する最先端ロボット技術

柴沼 清

日本原子力学会誌, 47(11), p.761 - 767, 2005/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/10016513937

核融合炉のブランケットやダイバータなどの炉内構造物は、核融合反応時に発生する中性子により放射化され、核融合反応を停止した後でも線の線量率が最大500Gy/hに達する。このため、これらの炉内構造物が損傷したり故障した場合には、人が炉内に近づくことができないために、これらの保守はロボットにより行う必要がある。ここでは、国際熱核融合実験炉ITERを例に取り、核融合炉の炉内構造物の保守を行う代表的なロボットについて、求められる機能や研究開発の現状を紹介する。

回転式摩擦試験機の試作と金属の摩擦力測定

阿部 哲也; 金成 守康; 丹澤 貞光; 廣木 成治

JAERI-Tech 2002-093, 17 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-093.pdf:3.04MB

核融合炉内機器の結合部においては、プラズマ異常崩壊時に炉内機器内部に生ずる電磁力によって機器同士が相互に摺動し摩擦熱を発生する。このため、炉内機器の構造材料選定等のデータとして用いるために、各種金属やセラミックス膜などの真空雰囲気下における動摩擦特性を把握しておく必要がある。そのため、本研究では、回転式摩擦試験機を試作して、その性能を調べるとともに、この試験機を用いて各種金属の大気中における動摩擦係数を調べた。

遠隔着脱対応ボールベアリング付き耐放射線性電気コネクタの開発,2

伊藤 彰*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 森田 洋右; 八木 敏明; 佐藤 大*

JAERI-Tech 99-029, 36 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-029.pdf:3.25MB

核融合実験炉(ITER)の炉内遠隔保守装置に使用される電気コネクタには、10KGy/hの線環境下で、積算線量100MGy以上の耐放射線性が要求される。また、遠隔保守装置の保守時には遠隔操作による着脱性も伴わせて要求される。そのため、本コネクタは絶縁材にセラミックスを使用し、プラグにはボールベアリングを取り付け、ロボットによる着脱が容易となるよう配慮した。汎用ロボット及び6軸力センサを組合せた着脱試験の結果、円滑な着脱性が確認できた。また、線による絶縁抵抗劣化の原因は、試料表面洗浄後の絶縁抵抗測定及びEPMA法による表面元素定性分析結果から、(1)セラミックス中不純物の拡散もしくは価数測定、(2)セラミックス表面での炭素の付着のいずれかと推測された。今後、詳細に検討を実施する予定である。

核融合炉真空容器内に侵入した冷却水の飛散挙動に関する数値予測

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

日本機械学会第12回計算力学講演会講演論文集, p.395 - 396, 1999/00

核融合実験炉(ITER)の真空容器内に水が侵入すると減圧沸騰を起こして圧力が上昇し、容器破損を引き起こすことが考えられる。そこで、ITERで真空容器内水侵入事象(ICE)が起こった場合の2相流挙動を軽水炉の安全評価解析で実績のあるTRAC-PF1コードを用いて数値解析的に調べた。解析モデルはITERのトカマク型真空容器及びサプレッションタンクを模擬した3次元構造である。解析条件はITERで予測されている最大ICE事象を模擬するように設定した。解析パラメータはダイバータのスリット間隔である。本解析により、サプレッションタンクの圧力上昇抑制効果とリリーフパイプ径の関係並びに総侵入水量に占めるサプレッションタンクへの流入量の割合と時間の関係が明らかになった。これらの結果をもとにICE事象時の効率的なサプレッションシステムを検討する考えである。