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松本 俊慶; 川部 隆平*; 岩澤 譲; 杉山 智之; 丸山 結
Annals of Nuclear Energy, 178, p.109348_1 - 109348_13, 2022/12
被引用回数：2 パーセンタイル：23.45(Nuclear Science & Technology)シビアアクシデント時の溶融物関連事象を評価するためにFCIコードであるJASMINEの機能拡張を行った。溶融物の冷却性評価ではキャビティ床面上における粒子状・アグロメレーション・ケーキ状デブリ質量割合や最終的な幾何形状の予測が必要である。アグロメレーションモデルでは、熱を保有した粒子同士のくっつきを考慮し、組み込んだ。もう一つのモデル改良は拡がりモデルの改良である。浅水方程式を導入し、拡がり先端部のクラスト成長に基づく拡がり停止条件を組み込んだ。調整係数の最適化のためにスウェーデンKTHにおいて実施されたDEFOR-A及びPULiMS実験を参照した。JASMINEコードによる実験解析では共通のパラメータセットで良い再現性が得られ、主要な現象は適切にモデル化されたことを示した。
山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 森山 清史; 伊藤 秀雄; 小森 慶一; 園部 久夫; 杉本 純
JAERI-Tech 98-019, 105 Pages, 1998/06
本報は軽水炉のシビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷、格納容器からのリーク及び格納容器内でのFPエアロゾル挙動を定量的に評価することを目的とした事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の実験装置の設計について述べたものである。本試験計画では、シビアアクシデント時の格納容器内における主な事象のうち、溶融物冷却材相互作用、溶融物コンクリート相互作用、FPエアロゾル挙動及び格納容器貫通部からのリーク挙動を対象としている。試験装置の設計にあたってこれら諸現象を忠実に模擬できること、高温・高圧をはじめ、従来の研究で不十分だった範囲をカバーできること、アクシデントマネージメントの観点からも独自な試験が行えること等に配慮した。本報では、試験目的、方法等に基づいて決定された装置の仕様、テスト部の諸元等について詳述する。
丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純
NEA/CSNI/R(95)3, 0, p.223 - 240, 1995/07
軽水炉の溶融炉心冷却材相互作用を明らかにするために、ALPHA計画では溶融物落下水蒸気爆発実験、溶融物冷却性実験を実施している。これらの実験の主目的の1つは、格納容器内における水蒸気爆発及びデブリ冷却性に関するアクシデントマネジメント手法の有効性を検討することである。両実験から、溶融物が冷却水プール中に落下する体系では、溶融物の分散により水蒸気爆発発生の確率が減少すること、溶融物分散がより大規模な水蒸気爆発を引き起こし得ることをあきらかにするとともに、水蒸気爆発の抑制に対する雰囲気圧力及び冷却水温度の効果を確認した。また、冷却水を溶融物に供給する体系における溶融物と冷却水との熱伝達特性を評価した。この体系で発生する水蒸気爆発は、溶融物落下体系のものより規模が小さかったことから、溶融物上への冷却水の供給は有効なアクシデントマネジメント手法であると考えられる。
山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純
Nuclear Engineering and Design, 155(1-2), p.369 - 389, 1995/04
被引用回数：48 パーセンタイル：96.12(Nuclear Science & Technology)ALPHA計画では、溶融物冷却材相互作用を明らかにするために2シリーズの実験を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心を模擬した溶融物を冷却水プール中に落とし、粗混合領域中の溶融物、水、水蒸気の体積割合、溶融物沈降速度、伝播速度、膨張速度、エネルギー変換効率及びデブリ特性を評価した。また、水中侵入前の溶融物分散の影響を調べ、溶融物分散により水蒸気発生が増大すること、水蒸気爆発発生確率が減少すること、より規模の大きい水蒸気爆発を引き起こし得ることを明らかにした。溶融物冷却性実験では、溶融物上に冷却水を供給し、層状における水蒸気爆発を調べた。この実験で溶融物噴出直後の水蒸気爆発が発生したが、その規模は溶融物落下体系で観測されたものよりも小さかった。溶融物噴出現象は、冷却水とスプレイノズルを介して供給すること、冷却水と飽和温度程度まで加熱することにより抑制された。
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。
