「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

Outline of the OECD/NEA/ARC-F Project

中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。

最先端研究基盤JMTR及び関連施設を活用した研修; 2013年度

竹本 紀之; 木村 伸明; 花川 裕規; 柴田 晃; 松井 義典; 中村 仁一; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2013-058, 42 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-058.pdf:4.95MB

日本原子力研究開発機構では、将来の原子力人材を確保するための裾野拡大及びその育成を行う観点から、最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた実践的な体験型研修を平成22年度から実施している。平成25年度は、海外若手研究者・技術者を対象とした「海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修」を7月8日から7月26日に実施し、国内の若手研究者・技術者を対象とした「最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座」を7月29日から8月9日に実施した。研修にはそれぞれ18名の計36名が参加し、基礎講義や体験実習を通してJMTRの運転管理、安全管理、照射試験等の原子力基盤研究・技術について学んだ。本報告は、平成25年度に実施したこれらの研修の内容と結果についてまとめたものである。

Thermal-hydraulic calculation for simplified fuel assembly of super fast reactor using two-fluid model analysis code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 5 Pages, 2012/00

http://www-pub.iaea.org/mtcd/meetings/PDFplus/2009/cn176/cn176_BoeS.pdf

本研究では、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用いて超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体を簡易模擬した体系で熱流動特性の解析を行った。解析対象は、19本バンドル集合体であり、(1):チャンネルボックスに接するサブチャンネル、(2):(1)に接するサブチャンネル、(3):(1),(2)の内側に位置するサブチャンネルの3種を含む。本解析によって得られた最高被覆管温度は、設計基準を満たすことが確認された。

Numerical analysis on thermal-hydraulics of supercritical water flowing in a tight-lattice fuel bundle

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.143 - 146, 2011/10

https://doi.org/10.15669/pnst.2.143

冷却材に超臨界圧水を用いたスーパー高速炉の実現性を評価するため、スーパー高速炉の稠密燃料集合体を簡略模擬した19本稠密燃料バンドル内超臨界圧水の伝熱流動解析を行った。超臨界圧領域に拡張した三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用い、定格運転条件と等しい質量速度,入口エンタルピーを解析条件として与えた。燃料集合体断面の局所出力分布は均一、軸方向には核計算より得られた中心付近で出力が最大となる出力分布を与えた。流路内にハニカム形状の構造物を配置し、グリッドスペーサの影響を考慮した。その結果、現行軽水炉と同様、燃料集合体周辺部と比較して中心部の温度が高くなり、最高被覆管表面温度(MCST)は、中心燃料棒上部のギャップ部に面する領域で生じた。その値は燃料棒健全性の判断基準である650C以下を満足し、燃料集合体の実現性を確認することができた。スペーサを考慮することにより、燃料集合体内の冷却材温度分布の均一化や、それに伴う燃料棒表面温度の低下が明らかとなった。スペーサの形状や配置の最適化により、MCSTをさらに下げることが可能と思われる。

Assessment of applicability of two-fluid model code ACE-3D to heat transfer test of supercritical water flowing in an annular channel

中塚 亨; 江里 幸一郎; 三澤 丈治; 関 洋治; 吉田 啓之; 大楽 正幸; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 高瀬 和之

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(12), p.1118 - 1123, 2010/12

https://doi.org/10.3327/jnst.47.1118

超臨界圧水冷却炉の熱設計を効率的に行うためには、燃料集合体内の熱流動を評価することが重要である。原子力機構では、元来軽水炉内の二相流を対象として開発してきた三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを改良し、超臨界領域での水の物性値を扱えるようにした。本報では、コードの予測性能評価のため、原子力機構で実施した単一模擬燃料棒まわりの垂直環状流路を流れる超臨界圧水伝熱試験の解析を行った。その結果、ACE-3Dコードは超臨界水冷却炉の燃料集合体を模擬した燃料棒の表面温度予測に適用可能であることが示された。

超臨界圧軽水冷却炉熱設計のための乱流熱伝達率予測手法の開発

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本混相流学会年会講演会2010講演論文集, p.348 - 349, 2010/07

原子力機構では、超臨界圧軽水冷却炉の炉心熱設計精度の向上を目的として、ラージ・エディ・シミュレーションによる超臨界圧流体の乱流熱伝達率予測手法を開発している。本報では、九州大学で実施した超臨界圧フレオンを用いた円管内熱伝達試験データをもとに実験解析を行った結果について報告する。本研究の結果、超臨界圧流体の場合には、主流に比べて壁面近傍での物性値依存性が大きく、それが乱流構造に影響して、伝熱劣化の要因の一つになっていることが予測された。開発した手法により、超臨界圧流体の乱流熱伝達率の予測に目途が得られた。

低減速軽水炉の燃料集合体局所出力分布の限界出力への影響評価

中塚 亨; 中野 佳洋; 大久保 努

日本原子力学会和文論文誌, 9(2), p.139 - 149, 2010/06

https://doi.org/10.3327/taesj.J09.011

低減速軽水炉の燃料製造上の負荷低減の可能性を検討する観点から、Puf燃料富化度の種類を減らして外周部に出力ピークを有する燃料集合体の熱的検討を実施した。Puf富化度の種類を減らした燃料集合体核設計より得られた出力ピークを参考として、上下MOX部の最外周燃料棒の出力比を変えた条件でサブチャンネル解析コードNASCAにより限界出力を評価した。その結果、周辺燃料部に出力ピークを有する場合、外周部におけるクオリティの低下が緩和され、燃料集合体の径方向断面内でのサブチャンネル間のクオリティ分布が平坦化される方向に向かうことから、平坦な局所出力分布の燃料集合体と比べて限界出力が向上した。Puf富化度を均一とした燃料の核設計と同程度の出力比を最外周燃料棒に与えた解析を行った結果、出力を平坦化した場合に比べて限界出力が向上した。この結果、燃料のPuf富化度の種類を低減し、燃料集合体周辺部にあえて出力ピークを許容した場合においても、従来の5種類のPuf富化度燃料を装荷する設計と同等の熱的余裕を保持できる見込みが得られた。

Numerical simulations on turbulent heat transfer characteristics of supercritical pressure fluids

中塚 亨; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 三澤 丈治

Proceedings of 2009 ASME International Mechanical Engineering Congress & Exposition (IMECE 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/11

超臨界圧軽水炉の熱設計を行ううえで、超臨界圧流体の伝熱劣化現象を正確に把握できる熱設計手法の整備が必要である。しかしながら、乱流条件下における伝熱劣化現象の詳細なメカニズムが解明されていないため、熱設計で使用される乱流モデルの適用性について十分な検討は行われていない。そこで、超臨界圧軽水炉の炉心熱設計精度向上に資することを目的として、伝熱劣化現象を予測できる乱流熱伝達率予測手法の開発・整備を目指し、標準型2方程式モデル,低レイノルズ数型2方程式モデル,レイノルズ応力モデル,ラージ・エディ・シミュレーションの4つの乱流モデルに対して、それぞれの予測精度を評価した。その結果、ラージ・エディ・シミュレーションによる解析が超臨界圧軽水炉における伝熱劣化現象を高い精度で予測できる可能性を示すことがわかった。

Numerical simulation on thermal-hydraulic characteristics in fuel assemblies of supercritical water cooled reactors using two-fluid model analysis code ACE-3D

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1690 - 1693, 2009/09

超臨界圧軽水炉の燃料集合体内の熱流動特性を把握するため、原子力機構では三次元二流体モデル解析コードACE-3Dの機能の拡張を行っている。この一環として、本研究では、超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体について熱流動特性の解析を行った。解析対象は、燃料集合体を簡略模擬した19本バンドル集合体であり、(1)チャンネルボックスに接するサブチャンネル,(2) (1)に接するサブチャンネル,(3) (1),(2)の内側に位置するサブチャンネルの3種を含む。チャンネルボックスの影響と、燃料棒表面温度の周方向依存性について得られた結果を示す。