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論文

Overview and main outcomes of the pool scrubbing lumped-parameter code benchmark on hydrodynamic aspects in IPRESCA project

Marchetto, C.*; Ha, K. S*; Herranz, L. E.*; 廣瀬 意育; Jankowski, T.*; Lee, Y.*; Nowack, H.*; Pellegrini, M.*; Sun, X.*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 17 Pages, 2022/03

After the Fukushima Daiichi accident of March 2011, one of the main concerns of the nuclear industry has been the research works for improving atmospheric radioactive release mitigation systems. Pool scrubbing is an important process in reactors that mitigates radioactive release. It is based on the injection of gases containing fission products through a water pool. Bubble hydrodynamics, as a result of gas injection and the associated water pool thermal-hydraulics, is an important aspect of the process since the bubble size, shape, velocity, etc. influence the fission product trapping at the bubble interface with the water. Computer codes dedicated to the pool scrubbing have been mainly developed in the 90's last century and modelling drawbacks have been identified in particular for bubble hydrodynamics. One of IPRESCA project objectives is to improve the pool scrubbing modelling. In order to highlight the main modelling issues, a benchmark exercise has been performed focusing on the bubble hydrodynamics. This benchmark, performed by nine organisations coming from six countries, aims at simulating a basic configuration, a single upward injector in ambient conditions, experimentally characterized in the RSE tests carried out in the European PASSAM project. In this paper, a short description of the code modelling and a comparison between the code results and the experimental data are presented and discussed. Then, outcomes from the benchmark result analysis and proposals of improvements are emphasized.

論文

The Working group on the analysis and management of accidents (WGAMA); A Historical review of major contributions

Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr$'e$, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫

Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:11.59(Nuclear Science & Technology)

WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.

論文

Promising NDA technologies for material accountancy of nuclear material in debris of melted fuel of Fukushima-Daiichi NPP

瀬谷 道夫; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文; 羽島 良一; 早川 岳人; 静間 俊行; Angell, C.; Bolind, A.

Proceedings of 35th ESARDA Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2013/05

原子力機構がその基礎的な技術の実証を行っている、福島第一原子力発電所の溶融燃料中核物質計量管理のための有望な2つのNDA技術について、このセッションのイントロとして発表する。その一つは、粒子状デブリを対象とする中性子共鳴濃度分析法で、これは中性子飛行時間分析を使用する中性子共鳴透過分析法と中性子共鳴捕獲分析法をベースとする方法である。原子力機構とJRC-IRMMは2012年5月からこの方法に関する共同研究を実施している。この論文では、中性子共鳴濃度分析法について粗く紹介するが、このセッションの他の論文ではそれについて詳しく紹介する。もう一つは、レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線(LCS-$$gamma$$)を用いて切出し形状、小石状の溶融燃料デブリ中の核物質を分析する方法である。ここでは、LCS-$$gamma$$による核共鳴蛍光反応を利用する方法の溶融燃料デブリへの適用について粗く紹介する。このセッションの最後の2編では、エネルギー回収型リニアック(ERL)とレーザー蓄積装置をベースとする大強度の単色エネルギー$$gamma$$線発生実証と測定法について詳しく紹介する。

報告書

Final Report JNC/ANL Collaborative Program for Evaluation of Irradiated EBR-2 Stainless Steel

Tsai, H.*; Allen, T. R.*; Cole, J. I.*; Strain, R. V.*; 吉武 庸光; 堂野前 貴子; 赤坂 尚昭; 水田 俊治; 鵜飼 重治; 宮川 俊一

JNC TY9400 2001-025, 117 Pages, 2001/07

JNC-TY9400-2001-025.pdf:6.94MB

高速炉炉心材料として使用されるオーステナイト鋼の高速中性子照射損傷に及ぼす低はじき出し損傷速度の影響を評価することを目的として、1997年 4月から 4年にわたってサイクル機構と米国アルゴンヌ国立研究所との間で、米国の高速実験炉EBR-IIの反射体ラッパ管として照射された316ステンレス鋼12%冷間加工材の照射挙動評価に関する共同研究を実施した。供試材の照射条件は、はじき出し損傷速度1.0$$times$$10E(-8)$$sim$$5.8$$times$$10E(-7)dpa/s、照射温度374$$sim$$444$$^{circ}C$$、はじき出し損傷量最大 56dpaであり、スエリング挙動及び引張強度・延性特性を評価した。本研究で得られた主な結果は以下のとおりである。(1)スエリングの潜伏期は約30dpaであり、スエリング量は最大で約1.6%であった。また、スエリング速度は1%/dpaに達していなかった。損傷量の増加に伴いボイドサイズとボイド数密度は増加したが、顕著な損傷速度の影響は見られなかった。(2)引張特性については、照射のごく初期の段階から明確な照射硬化が生じた。照射硬化に伴い、伸びの減少が見られた。しかしながら、照射硬化が生じた場合においても材料はかなりの延性(430$$^{circ}C$$、30dpaにおいて全伸びが8%以上)を維持しており、破壊形態は延性破壊であった。引張特性は主として損傷量に影響を受け、損傷速度の影響は見られなかった。(3)引張特性と微細組織の相関を考察した結果、低い損傷量域では、照射硬化の主要因は転位ループであると推察された。この転位ループによる寄与分は、大きな温度の影響は受けないと考えられる。損傷量の増大につれて、転位ループの寄与は小さくなり、ボイドによる寄与が大きくなることが分った。本試験結果から、56dpaよりも高損傷領域ではボイドが照射硬化の最も支配的な因子となることが推察された。

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