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松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹
International Electronic Journal of Nuclear Safety and Simulation (Internet), 4(4), p.272 - 277, 2013/12
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムナトリウム中へ流出した溶融炉心物質が微粒子状固化物(デブリ)になるまでの距離(デブリ化距離)に関する評価手法を開発するため、模擬物質(低融点合金と水)を用いて溶融炉心物質とナトリウムの液-液接触状態を模擬した基礎試験を行っている。本基礎試験ではデブリ化距離の実測値が従来予測に比べ10%程度以下の短い距離でデブリ化される結果となった。試験結果の分析に基づき、このデブリ化距離の大幅な短縮には液-液接触状態からの蒸気泡の膨張に伴う急速なデブリ化が寄与した可能性を明らかにした。本基礎試験を通じてデブリ化距離評価手法開発に有益な知見が得られた。
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Proceedings of International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century (ISSNP 2013) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/11
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムナトリウム中へ流出する溶融炉心物質が微粒子状固化物(デブリ)になるまでの距離(デブリ化距離)に関する評価手法を開発するため、模擬物質(低融点合金と水)を用いて溶融炉心物質とナトリウムの液-液接触状態を模擬した基礎試験を行っている。本基礎試験ではデブリ化距離の実測値が従来予測に比べ10%程度以下の短い距離でデブリ化される結果となった。試験結果の分析に基づき、このデブリ化距離の大幅な短縮には液-液接触状態からの蒸気泡の膨張に伴う急速なデブリ化が寄与した可能性を明らかにした。本基礎試験を通じてデブリ化距離評価手法開発に有益な知見が得られた。
佐藤 一憲; 飛田 吉春; 山野 秀将
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10
ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSA評価手法整備の一環として、スクラム失敗事象(ATWS)起因過程におけるイベント・ツリーを構築した。流量減少時スクラム失敗事象(ULOF),過出力時スクラム失敗事象(UTOP)及び、除熱源喪失時スクラム失敗事象(ULOHS)を典型的かつ重要な事故事象として選定した。最新の知見を基盤として、事象推移に支配的な要因を代表できるように、これらの事象に対するイベント・ツリーのヘディングを選定した。これらの各ヘディングに対して、分岐判断に活用できる情報をレビューしレベル2PSAのためのデータベースとして整備した。ULOF事象にかかわるヘディングに対しては、これまでの研究によって実験的知見とモデル開発が進められ、信頼性の高い評価手法が確立されているが、これが多くの他の事象にも共通に適用できることを確認した。また、UTOPやULOHSに特有の事項が確認された。1次系の冷却材温度が顕著に上昇するULOHS事象においては、炉心崩壊に先立ち、炉心損傷に至る過程でのイベント・ツリーを構築し、炉心損傷の境界条件を得る必要がある。
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離(デブリ化距離)の評価手法を開発するため、低融点合金融体と水を用いて溶融炉心物質とナトリウムの液-液接触状態を模擬した試験を行った。本試験では、融体の流出口径を増加させると水中における液柱状融体のデブリ化距離の測定値が長くなる傾向が見られたが、各々の測定値は既往研究の代表的な実験相関式に基づく評価値に対し1/10程度に短かくなる結果が得られた。本試験結果に基づき、液-液接触状態で急速な蒸気泡発生が生じる条件の下では、液柱状融体が従来評価に比べ大幅に短い距離でデブリ化されることを確認した。
田上 浩孝; Cheng, S.; 飛田 吉春; Guo, L.*; Zhang, B.*; 守田 幸路*
no journal, ,
ナトリウム冷却型高速炉(SFR)のATWSによる炉心損傷事故(CDA)において事故の炉容器内格納(IVR)が達成可能であることを評価するためには、デブリベッドの安定冷却を確認することが重要となる。本研究ではSFRの安全解析コードであるSIMMERを用いて、デブリベッドの冷却性に大きな影響を与えるセルフ・レベリング挙動をオイラー方程式系で評価する手法の基礎的なアルゴリズムの開発を行った。
田上 浩孝; 飛田 吉春; Cheng, S.; Guo, L.*; Zhang, B.*; 守田 幸路*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速増殖炉(SFR)のATWSによる炉心損傷事故(CDA)において事故影響の炉容器内格納を達成するためには、炉心物質が微粒化して炉容器下部プレナムに形成するデブリベッドの安定冷却を確認することが重要となる。本研究ではセルフ・レベリング挙動の模擬実験を解析対象として、SFRの安全解析コードであるSIMMERに組み込んだセルフ・レベリング挙動評価モデルの検証解析を実施した。
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離(デブリ化距離)の評価手法を開発するため、溶融炉心物質とナトリウムの模擬物質として低融点合金と水を用いた基礎試験の結果に基づいて、溶融炉心物質の流出条件がデブリ化距離に与える影響について考察した。
