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丹羽 元; 飛田 吉春; 藤田 朋子; 遠藤 寛; 石田 政義; 栗原 国寿; 川田 賢一
JNC TN9400 2001-056, 64 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-056.pdf:2.66MB
1999年度から2年間の計画で実用化戦略研究フェイズ1を実施している。本報告書は同調査研究の中で対象としたFBRプラントシステムについて、炉心安全性の観点から検討加えた結果フェイズ1の中間段階でとりまとめたものである。ここでは、新型燃料の安全特性を把握し、各炉心が目標とする炉心安全性を備えていることを確認する目的で、基礎的な検討を含めて下記を行った。すなわち、各種炉心の損傷状態における再臨界性の検討、再臨界回避方策の検討、Na冷却MOX炉の評価、金属燃料、窒化物燃料の安全性特性比較、Na冷却炉のボイド反応度の目安、各種炉心のCDA事象推移の検討、等である。ここでの検討結果は適宜、炉心、プラントの設計に反映されている。フェイズ1の後半では安全性の観点における判断に備えるため、各炉心・プラントの設計の進渉に合わせてさらに検討を進めていく。
飛田 吉春; 藤田 朋子; 藤田 哲史
JNC TN9400 2000-082, 24 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-082.pdf:0.92MB
核燃料サイクル開発機構では安全確保を前提に「経済性向上、資源の有効利用、環境負荷低減、核不拡散性の確保」を目標として、実用化に向けて競争力のある高速炉プラントを創出する実用化戦略調査研究を進めている。本報告書ではこの調査研究において実用化炉の候補概念の一つとして検討されている重金属冷却高速炉の炉心安全性の特徴を明らかにすることを目的として実施した炉心損傷事故解析における事象進展について報告する。解析の結果、鉛冷却炉においては、鉛の有する高い沸点と密度のために炉心崩壊事故の事象進展は緩慢かつマイルドとなり、厳しい再臨界が発生することはないとの結果を得た。このため、鉛冷却炉では内部ダクト型集合体もしくは軸ブランケット一部削除型集合体のような再臨界回避を目的とした設計方策を採る必要はないと考えられ。一方、事故影響の炉容器内格納性の観点からは、高温化した鉛に対する一次系バウンダリ、炉容器内構造物及び崩壊熱除去機能の健全性維持が重要となることが指摘された。
曹 学武; 飛田 吉春
JNC TN9400 2000-100, 52 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-100.pdf:1.48MB
QUEOS実験では10kg位の高温(Q-12 2300K)又は低温(Q-08 300K)の金属粒子を水中に落下し、FCIの粗混合過程が研究されている。この実験のシミュレーションを通じて、SIMMER-IIIのFCIに関わる粒子抵抗係数モデルの検証を行う計画である。本報告では粒子集団のフロントの位置を実験結果と比較することにより、運動量交換関数の妥当性を検討した。この結果、SIMMER-III粒子と水の間の運動量交換を高温粒子の場合には過大に評価することが示された。
藤田 朋子
JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB
実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。
山越 義規
JNC TN9400 2000-102, 40 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-102.pdf:1.03MB
ドライアウト予測モデルは多数存在し、その適用条件も様々であるが、各々のモデルの特徴や適用可能性を把握することは、PAHR評価の信頼性を高める上で重要である。そこで、様々なドライアウト予測モデルの特徴を定式化の段階から再確認するとともに、実験値との比較を通じて各種モデルの適用可能性を検討する。また、新しいチャンネルモデルの適用性についても検討した。従来のモデルでは、特に相対的に薄いベッドに対しては、適切なドライアウト予測が難しかった。新しいモデルの特徴はLipinski沸騰モデルにチャンネルのパーミアビリティーを導入した点であり、これにより薄いベッドに対する予測が可能となった。様々なドライアウトモデルの予測値と実験値を比較した結果、以下の結論が得られた。・充填ベッドに対しては、直列的な伝熱モデルが適用できることが再確認された。一方、DEBRIS-MDコードはドライアウト発熱密度を過小評価する。・厚いチャンネル形成ベッドに対しては、ベッド上部のチャンネル形成を想定したLipinski沸騰モデル、改良モデルのいずれも適用可能である。・薄いチャンネル形成ベッドでは、改良モデルによる予測値が実験結果によく一致する。
丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子
JNC TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03
軽水炉と同等かそれ以上の安全性を確保し、受動安全等の活用によって、安心感の持てる高速増殖炉概念を構築することが実用化戦略調査研究における安全性の目標である。上記目標を達成するため、IAEAの国際原子力安全諮問グループが作成した原子力発電所のための基本安全原則の意味を考察し、安心感の獲得を考慮に入れて、炉心損傷の発生を防止する観点から具体的目標を設定した。さらに、炉心安全性については軽水炉との比較において高速炉の特徴を考慮することにより炉心損傷時の再臨界排除を具体的目標として設定した。再臨界排除方策の検討のために、多様な炉心における炉心損傷時の再臨界特性についてのマップを作成することによって、炉心損傷時の再臨界の可能性を簡易評価する手法を整備した。そして、ナトリウム冷却式、混合酸化物燃料型高速増殖炉について、有望な再臨界排除方策を提案した。それらを対象として燃料流出挙動の予備解析を行い、内部ダクト付き集合体の流出機能の有効性を確認するとともに炉心性能への影響の小さい方策として提案した軸ブランケット一部削除概念も有望であるとの結論を得た。