Steam Explosion Simulation Code JASMINE v.3 User's Guide; Revised for code version 3.3c

岩澤 譲; 松本 俊慶; 森山 清史*

JAEA-Data/Code 2025-001, 199 Pages, 2025/06

JAEA-Data-Code-2025-001.pdf:9.71MB

水蒸気爆発では、揮発性を有する低温の液体に高温の液体が接触した場合に高温の液体から低温の液体への急激な熱伝達により、高温の液体の細粒化と低温の液体の爆発的な相変化が連鎖的に発生する。爆発的な相変化により発生する衝撃波は低温の液体の内部を伝播する。衝撃波の伝播に伴い高温の液体と低温の液体の混合物が膨張することにより、周囲に存在する構造体に機械的な負荷を与える可能性がある。軽水炉のシビアアクシデントでは、原子炉格納容器へ移行した溶融炉心(溶融物)と冷却水との相互作用に起因して発生する水蒸気爆発が原子炉格納容器の健全性に対する脅威となることが想定される。このことから、水蒸気爆発の発生が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することが安全評価の観点から重要となる。原子力機構では、実際の原子炉にて発生した水蒸気爆発が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することを目的としてJASMINEコードを開発した。機構論的な手法を取り入れることにより、JASMINEコードは水蒸気爆発を数値解析上で取り扱うことができる。本書はJASMINEコードに採用されている基礎方程式、数値解法及び数値解析例を記載した取扱説明書である。本書に記載した数値解析例を参照することにより、JASMINEコードによる数値解析で得られた結果を検証できるように配慮した。入力条件の作成方法、コードの実行手順及び補助ツールの使用方法を記載することにより、JASMINEコードを用いた数値解析を実践できるよう配慮した。本書は「水蒸気爆発解析コードJASMINE v.3ユーザーズガイド(JAEA-Data/Code 2008-014)」の改訂版である。公開されているJASMINE 3.3bの軽微な不具合の修正に加えて、UNIX 系システムで広く使用されているGNU コンパイラー等に適合するための修正を施した最新版を JASMINE 3.3cとした。改訂版は、新規に公開される JASMINE 3.3cによる数値解析の結果に基づき作成されているために、掲載されている数値解析の結果を再現できる。数値解析の実施に際しては、既存研究により提案されている調整係数の決定方法を採用した。

福島第一原子力発電所廃炉作業効率化とソースターム予測精度向上への貢献に向けたFP挙動に関する技術調査; 本専門委員会の2年間の活動報告

勝村 庸介*; 高木 純一*; 細見 憲治*; 宮原 直哉*; 駒 義和; 井元 純平; 唐澤 英年; 三輪 周平; 塩津 弘之; 日高 昭秀*; et al.

日本原子力学会誌ATOMO, 65(11), p.674 - 679, 2023/11

https://doi.org/10.3327/jaesjb.65.11_674

本委員会では、東京電力ホールディングス株式会社(東電)福島第一原子力発電所(1F)事故後の 核分裂生成物(FP)挙動を予測可能な技術に高めて廃炉作業に貢献することと、1F事故進展事象の把握で得られた情報をソースターム(ST)の予測技術の向上に反映させ、原子炉安全の一層の向上に繋げることを目標とした活動を実施している。この2年間では、これまでの12年間の1F実機調査や1F関連研究で得られた情報を調査し、1F廃炉における燃料デブリやFP挙動の予測、及びST予測精度向上に必要な課題として「FPの量・物質収支と化学形態」「サンプリング目的とデータ活用」「環境への移行経路」を摘出した。今後、これらの課題の解決に向けた道筋の議論を進める。

軽水炉開発における混相流技術

秋本 肇

混相流, 10(4), p.360 - 363, 1996/00

https://doi.org/10.3811/jjmf.10.360

本報告は、軽水炉プラントに関する研究開発のなかで、この10年間における混相流技術に関連した分野の動向を概観したものである。安全性研究、熱水力解析コードの改良、原子炉機器の改良、新型軽水炉の設計などのさまざまな分野で混相流技術に関連した研究が行われた。今後の軽水炉開発にとり、安全性と経済性の更なる向上が最重要課題であろう。シビアアクシデント時の現象の把握と解析手法の開発、受動的安全設備の設計の最適化及び信頼性の検証など多くの分野で混相流技術にかかわる課題の解説が要請されている。また、機器開発や設計の効率化のために、詳細な二相流解析を実験に先だって実施して解析的に設計の最適化を進める傾向が強くなると思われる。複雑な混相流挙動を解析的に評価するための詳細解析技術の構築と検証データを取得するための測定技術開発の重要性が一層増している。

A Concept of a passive safety light water reactor system requiring reduced maintenance efforts

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 渡辺 博典

Transactions of the American Nuclear Society, 69, p.539 - 540, 1993/00

環境問題から原子力エネルギーへのなお一層の依存が予想される将来の世界に対して、原研では、保守を容易にし安全性を向上させた受動的安全炉の概念検討を進めている。先ず、炉心出力の炉物理的固有除熱追従性を持たせるには、減速材密度反応度係数を負の大なる値にするとともに、ドップラー反応度係数を負の小さい値にする必要がある。そのため、ケミカルシムを廃止するとともに、炉心線出力密度を低くすることにした。ケミカルシム廃止により制御棒数を増加する必要があり、圧力容器内蔵型制御棒駆動機構を採用した。一方、タービン入口蒸気温度の許容変動は小であるので、炉心核特性との熱水力的整合性をとるために、過熱蒸気領域を長くした貫流型蒸気発生器を採用した。その他、工学的安全設備の受動化とシステム簡素化を行い、保守が簡単であり、かつ、安全性を向上させた受動的安全炉の概念をまとめた。

軽水炉安全性に関する伝熱数値シミュレーション

村尾 良夫

伝熱研究, 26(101), p.101 - 119, 1987/00

軽水炉安全解析においては、初期に既存の知識と保守的な仮定を組合せた解析手法から、徐々に実験的な裏付けのある解析手法が用いられるようになってきた。このため、多くの実験、複雑な伝熱数値シミュレーション手法の開発が行われてきた。その結果、軽水炉の安全性に関する高精度の伝熱数値シミュレーションの実現も期待されるようになってきた。本稿では、その間の経過と再冠水現象の最適予測モデルの開発の実際ならびに最適予測コードの本命の1つであるTRAC-PF1の問題点について述べ、最後に、今後の課題を述べている。

軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集,3

石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 広田 徳造; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*

JAERI-M 9792, 27 Pages, 1981/11

JAERI-M-9792.pdf:2.18MB

この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第3報である。報告書には、第8回FP放出実験の結果の1部分および第9回FP放出実験の結果が記載され、その内容は、第9回実験の照射用燃料棒および吊り下げ棒付き照射用燃料棒の外観、JMTRとOWL-1の運転条件、実験期間中のループ1次冷却水中のI-131とCs-137のレベル変動、そして第8回と第9回の両実験に用いた各燃料棒の照射後試験の記録写真から構成されている。

NSRRのパルス中性子照射によるUOペレットからのXe-137とI-137の放出

石渡 名澄; 永井 斉

日本原子力学会誌, 23(11), p.843 - 850, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.23.843

反応度送入事故条件下の酸化物燃料よりのFP(主にゼノン,よう素)の放出挙動を明らかにするため、種々の軽水炉燃料をNSRRにおいて照射した後、照射燃料試料系中のCs-137を測定した。NSRR照射に依ってUOペレット中に生成したFP(主にゼノン-137,よう素-137)は、UOの蒸発と相関しつつペレット外に放出された。ここでUOの蒸発は、固体UOから昇華した部分および飛散した溶融UOから蒸発した部分を含めている。350cal/g・UO以上の発熱量において、蒸発は相当量に達した。

再冠水シリーズ5実験報告

村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 平野 見明

JAERI-M 7383, 81 Pages, 1977/12

JAERI-M-7383.pdf:2.06MB

この実験報告書は、1977年3月から4月にかけて行われたシリーズ5実験の結果をまとめたものである。シリーズ5実験の目的は、(1)ステップ状流量可変方式による低冠水速度でのクエンチ特性の測定、(2)定常状態での炉心内差圧の測定、(3)炉心入口抵抗が小なる時のシステム振動特性の測定にある。 実験の結果次のことが明らかとなった。 (1)低冠水速度のクエンチ特性は、シリーズ4実験のシステム効果実験におけるクエンチ特性と類似している。 (2)炉心内のポイド率は、既存の二相流相関式による予測値よりも小であり、実験より得られた中央部での関係により全区間の定常状態のポイド率が予測できること。 (3)システムの振動は、入口流量変化による蒸気発生量の変化により生ずることがわかったが、定量的な予測はできなかった。

A Study on Quench Phenomena During Reflood Phase, 1; Quench Models for Bottom Flooding

村尾 良夫; 須藤 高史

JAERI-M 6984, 39 Pages, 1977/03

JAERI-M-6984.pdf:1.09MB

外側加速の石英管を用いた再冠水実験の観察結果にもとづいて、次の炉底冠水時三種のクエンチ様式を提案した。1)液柱型、2)ドライアウト型、3)液滴再付着型、Blairのクエンチ速度の式、液体の過熱限界の近似式、クエンチ点上流の熱伝達は局所サブクール度の関数であるという仮定ならびにPWR-FLECHT実験データを用いて、液柱型、ドライアウト型のクエンチ速度式が導かれた。又、液滴再付着型クエンチ温度が導かれた。これらの関係は、PWR-FLECHTグループ1実験、Piggott and Porthouseの実験と比較され、かなり良い一致が見い出された。

再冠水シリーズ4実験報告

村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明

JAERI-M 6982, 44 Pages, 1977/03

JAERI-M-6982.pdf:1.1MB

この報告書は、1976年6月から7月にかけて行われたシリーズ4実験の結果をまとめたものである。シリーズ4実験の目的は、(1)系圧力の影響、(2)1000Cまでの実炉に近い熱容量の発熱体による実炉に近い一次ループ系流動抵抗でのシステム効果を調べることである。実験の結果、次のことが明らかとなった。1)系圧力が高いと、炉心冠水速度が大で、クエンチが早く起る。2)炉心冷却が可能である領域を示す炉心差圧(炉心蓄水量)と炉心出力密度との関係が系圧力をパラメータとして、マップ上で表わされた。3)炉心出力密度一定の時、熱的な定常状態が存在することがわかった。

Fuel safety research at JAEA

天谷 政樹

no journal, , 

原子力機構における燃料安全研究の目的は、発電用軽水炉燃料に関する現在の規制基準の妥当性評価、新しい燃料材料で構成される改良型燃料に関する規制のための技術的知見の取得拡充、及び規制に活用可能な燃料挙動解析技術の開発等である。本発表では、原子力機構における反応度事故模擬実験、冷却材喪失事故模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良等の現状について報告する。