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論文

Estimation of long-term ex-vessel debris cooling behavior in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant unit 3

佐藤 一憲; 山路 哲史*; Li, X.*; 間所 寛

Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(2), p.21-00436_1 - 21-00436_17, 2022/04

Interpretation for the two-week long Unit 3 ex-vessel debris cooling behavior was conducted based on the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (1F) data and the site data such as pressure, temperature, gamma ray level and live camera pictures. It was estimated that the debris relocated to the pedestal was in partial contact with liquid water for about initial two days. With the reduction of the sea water injection flowrate, the debris, existed mainly in the pedestal region, became "dry", in which the debris was only weakly cooled by vapor and this condition lasted for about four days until the increase of the sea water injection. During this dry period, the pedestal debris was heated up and it took further days to re-flood the heated up debris.

論文

An Interpretation of Fukushima-Daiichi Unit 3 plant data covering the two-week accident-progression phase based on correction for pressure data

佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:75.46(Nuclear Science & Technology)

福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成27年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 石田 知子*; 畑 浩二*; 鵜山 雅夫*; 佐藤 伸*; 大熊 史子*; 早金 沙綾香*; 松井 裕哉; et al.

JAEA-Technology 2016-035, 153 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-035.pdf:37.6MB

超深地層研究所計画における平成27年度の工学技術に関する検討のうち、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の研究の一環として、現在実施中の再冠水試験に伴う止水壁や冠水坑道周辺岩盤の挙動に関する詳細検討を行った。その結果、特に止水壁の温度変化については、解析結果と止水壁内の計測結果がよく一致しており、設計時に検討したクーリング対策工により温度応力によるひび割れの発生は防止できたと考えられる。また、冠水に伴う止水壁と岩盤境界の挙動についても、水-応力連成解析結果と種々の計測結果との比較検討により、解析で設定したモデルは概ね適切との結論を得た。

論文

A Feasibility study on core cooling of reduced-moderation PWR with tight lattice core

大貫 晃; 吉田 啓之; 秋本 肇

Proceedings of ANS International Meeting on Best Estimate Methods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2000) (CD-ROM), 17 Pages, 2000/00

将来型炉の候補として原研では稠密炉心を用いた低減速PWRの設計研究を進めている。本研究では稠密炉心の成立性を左右する大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた最適予測コードR-TRAC2000による2次元解析により評価した。評価に先立ち、R-TRAC2000の2次元再冠水挙動への適用性を大型再冠水平板炉心試験の試験データにより検証した。フィージビリティ・スタディの結果、PCT安全基準を満たすうえで上部プレナム注水の併用が有効であることがわかった。

論文

Numerical investigation of heat transfer enhancement phenomenon during the reflood phase of PWR-LOCA

大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1021 - 1029, 1999/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.53(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所で実施した大型再冠水試験では高出力集合体での熱伝達が促進した。ある半径方向出力分布のもとでの炉心熱伝達の促進はPWR-LOCAにおける安全裕度を定量化するうえで非常に重要である。本研究では、多次元二流体モデルコードREFLA/TRACにより大型再冠水試験の結果を解析することにより熱伝達促進現象を引き起こす物理機構を分析した。熱伝達の促進は炉心内循環流の形成により生ずる局所液流速の増加に起因し、その循環流は半径方向出力分布により形成されるクエンチフロント下側での水頭の半径方向分布により生ずる。熱伝達促進現象を高精度に予測するための解析上の指針を提示した。

論文

A Feasibility study on core cooling of pressurized heavy water moderated reactor with tight lattice core

大貫 晃; 大久保 努; 秋本 肇

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

将来型炉の候補として原研で設計研究が進められている稠密炉心を用いた重水減速加圧水型炉の大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた多次元二流体モデルコードREFLA/TRACによる2次元解析により評価した。現在の設計案では圧力容器内の多次元的な熱流動挙動により炉心冷却性が支配され、炉心中心領域での冷却は良好であるが外周部での冷却は悪い。安全基準を満たすうえで上部プレナム注水が有効であることを示した。

論文

Assessment of REFLA/TRAC code for heat transfer enhancement phenomena during the reflood phase of PWR-LOCA

大貫 晃; 秋本 肇

Proc. of 5th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics,Operations and Safety, 00(00), p.1 - 6, 1997/04

PWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象は、被覆管最高温度を予測する上で重要な現象である。原研で実施した大型再冠水試験では高出力バンドルでの熱伝達が促進された。本研究では、大型再冠水試験でのデータを使い、熱伝達促進現象に対する多次元二流体モデルコードREFLA/TRACの予測性能を評価した。炉心内での循環流の形成が予測され、高出力バンドルでの液上昇流速は低出力バンドルでのものより高くなった。高液上昇流速により熱伝達促進が予測され、その程度は半径方向出力分布形状によらず良くデータと一致した。REFLA/TRACコードの多次元モデルはPWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象の予測に適用できる。

論文

Status of transient thermal-hydraulic demonstration test program at JAERI

井口 正; 大貫 晃; 岩城 智香子*; 呉田 昌俊; 秋本 肇

Proc. of 5th Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-5), p.1 - 9, 1997/00

原研では、軽水炉で異常事象が起きたとき炉心冷却が確保されることの実証及び安全裕度の評価を目的とした試験計画を進めている。本計画の目的は、軽水炉の運転時の異常な過渡変化及び事故時、いわゆる設計基準事象において、炉心の健全性が維持できることを実証することである。また、炉心冷却限界を実験的に明らかにするとともに、冷却限界を超えたときの燃料被覆の温度変化を解析する手法を構築して安全余裕を定量化することである。このため、実機炉心を模擬した5$$times$$5管群試験部より設計基準事象を模擬した試験を行っている。これまでPWRの設計基準事象を模擬した試験を行い、炉心冷却が確保されることを確認した。また、炉心冷却限界を超えたときの燃料被覆の温度変化の解析に重要なポストCHF及びリウェッティングについて、単管試験部により個別効果試験を行っている。これまで、圧力2MPa~16MPaの広い条件範囲で試験を行い、データを蓄積した。

報告書

Reactor safety issues resolved by 2D/3D program

2D/3D解析グループ

JAERI 1336, 362 Pages, 1995/09

JAERI-1336.pdf:15.72MB

2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びCSTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画において各国が得た試験結果、及びコード評価結果に基づき、再冠水挙動を左右すると考えられる重要な熱水力的素現象についての評価結果をまとめたものである。本報告書では、特に、PWRの安全性と観点から重要な熱水力的素現象を対象とし、三国の討論の結果に基づいて記述された。

報告書

2D/3D program work summary report

2D/3D解析グループ

JAERI 1335, 376 Pages, 1995/09

JAERI-1335.pdf:16.12MB

2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びSCTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画に基づき各国が得た試験結果、及びコード評価結果等を概観したものであり、三国の協力で作成された。本計画の成果に関するより詳細な報告書は、各国で個別に作成されている。

論文

Assessment of REFLA/TRAC code for system behavior during reflood phase in a PWR LOCA with CCTF data

秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫

Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.P2_37 - P2_44, 1995/00

REFLA/TRACコードは軽水炉の想定事故時の熱水力学的挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。円筒炉心試験データを用いて、PWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動に対する同コードの予測性能を評価した。その結果、REFLA/TRACコードにより、最高被覆管温度、炉心冷却挙動、炉心内蓄水挙動、1次系ループにおける圧力損失、蒸気発生器における熱伝達等の主要な物理現象を正しく予測できること、並びに、系圧力・炉心出力・LPCI流量及び被覆管初期温度のパラメータ効果を正しく再現できることを検証できた。REFLA/TRACコードによりPWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動を精度よく予測できる。

論文

Assessment of predictive capability of REFLA/TRAC code for peak clad temperature during reflood in LBLOCA of PWR with small scale test, SCTF and CCTF data

秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫

Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, 8 Pages, 1995/00

REFLA/TRACコードは、軽水炉の仮想事故時の熱水力挙動の最適予測のために原研で開発を進めている解析コードである。本報告は、加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動を対象として、REFLA/TRACコードの予測性能を評価した結果をまとめたものである。小型再冠水試験、平板炉心試験及び円筒炉心試験の試験データを用いて系統的な評価計算を行った。計算結果と試験結果を比較し、スケール効果、被覆管材質、集合体形状、系圧力・炉心圧力・冠水速度等のパラメータ効果を妥当に再現でき、加圧水型原子炉の安全評価上最も重要なパラメータである被覆管最高温度を$$pm$$50Kの誤差範囲で予測できることを確認した。一連の評価により、REFLA/TRACコードは加圧水型原子炉の再冠水時熱水力挙動を精度よく予測できることを検証できた。

報告書

PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内熱水力挙動に及ぼす燃料集合体形状及び燃料棒構造の影響

大貫 晃; 秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫

JAERI-Research 94-012, 59 Pages, 1994/08

JAERI-Research-94-012.pdf:1.75MB

PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内熱水力挙動をこれまで15$$times$$15型模擬燃料集合体を用いて調べてきた。これまでの知見の実炉解析への適用性を評価するためには、燃料集合体形状(15$$times$$15型と17$$times$$17型との違い)及び燃料棒構造(被覆管材質・ギャップの有無)の影響を明らかにする必要がある。本研究では、小型再冠水試験装置による試験結果の比較及び15$$times$$15型に適用可能であるREFLA/TRACコードの解析結果を仲介として、上述の各パラメータが炉心内熱水力挙動に与える影響を検討した。その結果、いずれの効果についても基本的な熱水力挙動は15$$times$$15型で得られたものと変わらず、15$$times$$15型模擬燃料集合体で得られた知見は実炉の燃料熱特性の体系にも適用できることがわかった。

報告書

再冠水期のPWR管群流路内ボイド率; 空気・水実験による相当直径の影響の評価

井口 正

JAERI-M 94-008, 32 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-008.pdf:0.86MB

管群流路内の低質量流量条件下におけるボイド率に及ぼす相当直径の影響を、空気・水実験により評価した。併せて、低質量流量条件下での管群流路内のボイド率が管状流路内のボイド率に比べて小さい理由を検討した。更に、低質量流量条件下の蒸気・水2相流による管群内ボイド率をよく予測するCunningham-Yeh式の空気・水2相流への適用性を検討した。実験の結果、相当直径を大きくするとボイド率は大きくなり、その定量的影響は管状流路の場合と同じ表式で見積ることができることが分かった。流動観察から、管群流路では複雑な形状の気体スラグが形成されるなどの特徴があり、サブチャンネル間の流動の不均一性が管状流路内のボイド率との違いの原因であると考えられた。Cunningham-Yeh式に相当直径補正項及び粘性補正項を導入することにより、本実験結果を$$pm$$15%の誤差範囲で予測できた。

論文

Elimination of numerical pressure spikes induced by two-fluid model

阿部 豊; 秋本 肇; 加茂 英樹*; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1214 - 1224, 1993/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.73(Nuclear Science & Technology)

TRAC-PF1のような二流体モデルコードを用いてPWRのLOCA時再冠水過程のように水面が存在するような状況の計算を行う際、実験では見られない圧力スパイクが計算の初期に現われる。このような圧力スパイクはボイド率等他の変数にも影響を与えることから、これを抑制することは極めて重要である。本研究においては、この圧力スパイクの原因が、実際には存在していない水面上方の液相において大きな加速損失が発生するためであることを定量的に明らかにした。更に、この知見を基に水面上方の実際には存在していない液相の加速損失を自動的に軽減するための方法についての提案を行った。この方法により、従来の手法の利点を損なうことなく、二流体モデル計算において水面上昇時に発生する圧力スパイクを抑制できることを示した。

報告書

Assessment of TRAC-PF1/MOD1 code for thermal-hydraulic behavior in pressure vessel during reflood in SCTF test with a radial power distribution

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

JAERI-M 93-139, 85 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-139.pdf:1.79MB

PWR-LOCA時再冠水過程での圧力容器内熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1コードの予測性能を評価するために、平板炉心試験装置(SCTF)を使い急峻、あるいは平担の各炉心半径方向出力分布により行った二つの試験に対する試験後解析を行った。TRACコードは被覆管温度の遷移に対し、出力の違いにより生ずる半径方向の分布を含め良く予測した。しかしながら、炉心内及び上部プレナム内でのボイド率の予測に対しては良くなかった。TRACコードはボイド率の半径方向の分布に対し、炉心内ではSCTF試験ではみられなかった特殊な分布を予測し、上部プレナム内では測定結果に対しより平担な分布を予測した。本予測性能評価に基づき、水力及び熱伝達モデルに対し改良すべき点を示した。

報告書

Assessment of TRAC-PF1/MOD1 and TRAC-PF1/MOD2 codes for thermal-hydraulic behavior in pressure vessel during reflood in SCTF test with an inclined radial power distribution

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

JAERI-M 93-138, 55 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-138.pdf:1.31MB

PWR-LOCA時再冠水過程での、圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1(MOD1)及びTRAC-PF1/MOD2(MOD2)コードの予測性能を評価するために、炉心半径方向に傾斜した出力分布をもつ平板炉心試験に対する試験後解析を行った。本報告では、MOD2コードの予測性能MOD1コードのものに比べ改良されたか否かを主に評価した。評価した結果、以下のことがわかった。(1)上部プレナム内の蓄水特性は測定結果と異なったものの、圧力容器内の水力挙動に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより定性的には改善された。(2)炉心熱伝達に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより劣化した。(3)数値解法の変更により、MOD2コードの計算速度はMOD1コードに比べ約1.5倍となった。

報告書

Assessment of TRAC-BF1 1D reflood model with CCTF and SCTF data

秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊*; 村尾 良夫

JAERI-M 93-045, 126 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-045.pdf:2.56MB

加圧水型原子炉(PWR)冷却材喪失事故(LOCA)再冠水時におけるTRAC-BF1コードの炉心熱水力モデルの予測性能を評価するために、円筒炉心試験と平板炉心試験から選んだ6試験に対しての試験後解析を行った。TRAC-BF1コードの相関式パッケージをTRAC-PF1に組み込んだ特別バージョンのTRACコードを原研で開発し、本評価に用いた。TRAC-BF1モデルは、炉心下部と炉心上部のボイド率を良好に予測し、炉心中央部のボイド率を過大評価した。また、炉心中央部の被覆管温度を過大評価した。実験データを与えて、TRAC-BF1コードの流動モデルと熱伝達モデルを個別に分析した結果から、TRAC-BF1コードをPWRのLOCA時再冠水の解析に適用するためには今後以下のモデルの改良が必要なことがわかった。(1)気泡流/スラグ流と環状噴霧流との流動様式遷移を生じる際のボイド率予測モデル(2)膜沸騰熱伝達モデル、特にクエンチ点からの距離に対する依存性。

報告書

Assessment of TRAC-PF1/MOD1 code for core thermal hydraulic behavior during reflood with CCTF and SCTF data

秋本 肇; 大貫 晃; 菊田 充孝*; 村尾 良夫

JAERI-M 93-032, 190 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-032.pdf:3.0MB

加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心内熱水力挙動に対するTRAC-PF1コードの予測性能を評価するために、円筒炉心試験と平板炉心試験から選んだ6試験に対する試験後解析を行った。計算結果と測定結果を比較した結果から、TRAC-PF1コードにより予測されるボイド率及び炉心蓄水量と測定結果との量的な一致は悪いこと、並びに、被覆管温度履歴におけるターンアラウンド時間・ターンアラウンド温度及びクエンチ時間は良好に予測されていることがわかった。TRACコードの問題点を明確にするために、界面剪断応力モデルと壁面熱伝達モデルについて検討した。その結果から、再冠水時の炉心内熱水力挙動をより精度よく予測するためには、気泡流/スラグ流領域及びチャーン流から環状噴霧流への流動遷移点の界面剪断応力モデル並びに膜沸騰領域の壁面熱伝達モデル等を改良する必要のあることがわかった。

論文

Applicability of core thermal-hydraulic models in REFLA code to 17$$times$$17 type fuel assembly of PWR

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(3), p.187 - 202, 1993/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

REFLAコード炉心熱水力モデルのPWR17$$times$$17型燃料集合体への適用性を評価した。同モデルは従来15$$times$$15型燃料集合体に対し開発されてきたものである。15$$times$$15型と17$$times$$17型燃料集合体とでは、(1)集合体形状及び(2)支持構造が異なる。(1)及び(2)の効果を実験的に調べると共に、そのデータを使い適用性を評価した。REFLAコードの膜沸騰熱伝達及びボイド率モデルは各モデルの誤差範囲内($$pm$$30%)で17$$times$$17型燃料集合体へ適用できることがわかった。支持構造の違いは、ターンアラウンド温度には影響しなかったがクエンチ速度には影響した。17$$times$$17型の支持構造の場合にはクエンチ速度は低くなり熱伝達率の増加するのが遅れたため、REFLAコードにより評価モデル(EM)条件における被覆管最高温度(PCT)に及ぼす支持構造の効果を評価した。その結果、支持構造の違いはEM条件でのPCTに影響しない事がわかった。

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