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。

Measurement of void fraction distribution at high pressure in 4 4 simulated fuel bundle for validation of thermal-hydraulics simulation codes

小野 綾子; 永武 拓; 上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of Specialist Workshop on Advanced Instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics and Severe Accidents (SWINTH-2024) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2024/06

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、軽水炉における核熱連成解析コードの開発を行っている。核熱連成コードに適用される熱流動解析コードには、中性子輸送計算に必要なボイド率分布を運転条件下で計算することが期待されているため、計算結果については高温高圧条件下でのボイド率分布データを用いて妥当性確認をする必要がある。そこで、原子力機構の高圧二相流実験ループに設置した44模擬燃料集合体内のボイド率分布について開発したワイヤメッシュセンサを用いて計測し、コード検証のためのデータを取得した。

Effects of spacer on entrainment and deposition behavior of droplets in simplified subchannel of light water cooled fast reactor RBWR

吉田 啓之; 堀口 直樹; 古市 肇*; 上遠野 健一*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of the BT. The occurrence conditions of the BT can be changed by devising the spacer shapes because it will affect to entrainment and deposition behaviors of droplets. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more challenging than in the current BWR. Then, the effect of the spacer on the BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer only by large-scale tests but also by local effect on droplet entrainment and deposition. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of the spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of the BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of the spacer on annular dispersed flow in the RBWR subchannels. We performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of the RBWR. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In addition, we performed data analysis of numerical data and identified the occurrence and disappearance points of each droplet. We evaluate entrainment and deposition rate distribution in and around the spacer based on these data.

Development of the simplified boiling model applied to the large-scale detailed simulation

小野 綾子; 山下 晋; 坂下 弘人*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09

原子力機構ではVOF法に基づいた詳細熱流動解析手法を開発している。詳細解析において壁面からの沸騰を再現するには、ミクロスケールの気液挙動を考慮するがあり、膨大計算コストを必要とする。そこで、本研究では、計算コストを削減した簡易的な沸騰モデルを開発し、開発したモデルを用いてJUPITERで沸騰の再現解析を行い、実験から取得した気液挙動のデータと比較した結果を示す。

界面追跡法に基づく詳細二相流解析手法のための簡易沸騰モデルの開発

小野 綾子; 山下 晋; 坂下 弘人*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07

https://doi.org/10.1299/jsmepes.2022.26.B211

原子力機構では、原子炉心部の二相流挙動に対して界面追跡法に基づく機構論的熱流動解析手法であるJUPITERやTPFITを適用する試みを行っている。より詳細な炉内熱流動を把握する計算手法を得ることで、安全評価の適正化や新型燃料の最適設計に資するため、開発が望まれている。しかしながら、界面追跡を用いた解析手法において、伝熱面から沸騰させるためには極めて微小な解析格子を設定する必要があり、原子炉燃料集合体などの大規模な計算体系への適用は不可能であることが大きな課題であった。そこで本研究では、大規模計算体系に対して計算コストを削減した、新しい簡易的な沸騰モデルを開発して、強制流動沸騰について熱流束および流速を変えた再現解析を実施した結果について報告する。

Experiments of melt jet-breakup for agglomerated debris formation using a metallic melt

岩澤 譲; 杉山 智之; 阿部 豊*

Nuclear Engineering and Design, 386, p.111575_1 - 111575_17, 2022/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111575

In severe accidents in a light water reactor, the relocated molten core (so-called corium or melt) can form a debris bed. The debris bed coolability is a critical issue for prevention and mitigation of the molten core-concrete interactions. Agglomeration has a serious impact on assessment of debris bed coolability if agglomeration forms massive debris (so-called agglomerated debris) by merging of melt particles with others when the melt particles accumulate on a floor. This paper presents the results of melt jet-breakup experiments for agglomerated debris formation using a simulant metallic melt. The experiments injected a melt jet of a low-melting point metal through a circular nozzle into a test section filled with coolant water. The particles were generated due to the melt jet-breakup accumulated on to a catcher, which is a flat plate made of stainless steel, installed in the test section. A high-speed video camera imaged particle formation and accumulation on the catcher plate. Agglomerated debris was confirmed by morphological investigation of the recovered debris. The experimental results revealed the effects of the melt jet injection conditions (melt temperature, coolant temperature, and coolant depth) on the mass fraction of agglomerated debris. On the basis of the experimental results, we proposed a simple correlation to estimate the mass fraction. The simple correlation successfully reproduced the mass fraction of agglomerated debris obtained in the DEFOR-A test [Kudinov et al., Nucl. Eng. Des., 301 (2013), 284-295]. The experimental data base presented in this paper makes further contributions to the modeling and validation of mechanistic models or simulation tools for agglomerated debris formation.

熱流動とリスク評価,1; リスク評価における熱流動解析の役割

丸山 結; 吉田 一雄

日本原子力学会誌ATOMO, 63(7), p.517 - 522, 2021/07

https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.7_517

確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。

Numerical simulation of two-phase flow in 44 simulated bundle

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00583_1 - 19-00583_12, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00583

原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、軽水炉燃料集合体を模した44バンドル体系において、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、既存に報告されているバンドル内気液二相流の可視化研究やボイド率計測結果をもとに、解析手法の妥当性の検討、および課題の抽出を行った。

Irradiation growth behavior of improved Zr-based alloys for fuel cladding

天谷 政樹; 垣内 一雄; 三原 武

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1048 - 1056, 2019/09

New fuel cladding alloys of which composition was changed from conventional ones have been developed by nuclear fuel vendors and utilities. Since the irradiation growth of fuel cladding is one of the most important parameters which determine the dimensional stability of fuel rod and/or fuel assembly during normal operation, the irradiation growth behavior of the improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding was investigated. The coupon specimens were prepared from fuel cladding tubes with various kinds of improved Zr-based alloys. The specimens were loaded into test rigs and had been irradiated in the Halden reactor in Norway under several coolant temperature conditions up to a fast-neutron fluence of 7.810 (n/cm, E 1 MeV). Irradiation conditions such as specimen temperatures had been continuously monitored during the irradiation. During and after the irradiation, the amount of irradiation growth of each specimen was evaluated as a part of the interim and final inspections. The effect of the difference in alloy composition on the amount of irradiation growth seemed insignificant if the other conditions e.g. the final heat treatment condition at fabrication and the irradiation temperature were the same.

Chemical reaction kinetics dataset of Cs-I-B-Mo-O-H system for evaluation of fission product chemistry under LWR severe accident conditions

宮原 直哉; 三輪 周平; 堀口 直樹; 佐藤 勇*; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.228 - 240, 2019/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1544939

軽水炉シビアアクシデント時のソースターム評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モデルを高度化するため、FP化学データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算によって整備した。構築した化学反応データセットを用いた解析の一例として化学反応解析を実施した結果、1000Kにおいて有意な化学反応速度の効果が見られた。また、平衡に至った後の化学組成を化学平衡計算の結果と比較したところ、代表的なCs-I-B-Mo-O-H系化学種に対して良く整合する結果が得られた。これらの結果から、構築したデータセットは、速度論の考慮が必要なシビアアクシデント時のCs-I-B-Mo-O-H系FP化学挙動評価のために有用であるとの結論を得た。