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内堀 昭寛; 堂田 哲広; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; et al.
Nuclear Engineering and Design, 413, p.112492_1 - 112492_10, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動で行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形のマルチレベル連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまで含む範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。また、炉外事象に対する解析モデルの高度化、設計最適解の探索工程を合理化するAI技術の開発に着手した。
大島 宏之; 浅山 泰; 古川 智弘; 田中 正暁; 内堀 昭寛; 高田 孝; 関 暁之; 江沼 康弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.025001_1 - 025001_12, 2023/04
本論文は、安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出するためのARKADIAについて、概要及び開発計画をまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現する。最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムである。開発の第一フェーズでは、ナトリウム冷却高速炉を対象としてARKADIA-DesignとARKADIA-Safetyを個別に開発する。続く第二フェーズでは、既存の軽水炉に加え、コンセプト,冷却材,構造,出力の異なる多様な革新炉に適用可能な一つのシステムに統合する計画である。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 上出 英樹
Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Second Edition, p.173 - 194, 2023/03
第4世代原子炉の最近の開発進捗を網羅するよう取りまとめ、2016年発行の第1版から第2版として更新したもの。著者らは、本ハンドブックの第5章ナトリウム冷却高速炉ならびに第12章日本における第4世代ナトリム冷却高速炉概念の章を担当し、それぞれナトリウム炉の特徴と安全性を含む新しい技術展開、日本におけるナトリウム炉開発の成果と革新技術、東京電力福島第一原子力発電所事故を受けての安全性強化の取組を示した。
内堀 昭寛; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰; 大島 宏之
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 10 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動に行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形の連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまでの範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
内堀 昭寛; 曽根原 正晃; 青柳 光裕; 高田 孝*; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAを新たに開発している。炉内側については、多次元圧縮性混相流と溶融燃料の移行挙動に対する連成解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む圧縮性多成分気相に対する質点系解析手法をベースとし、Na燃焼等の炉外事象に対する解析モデルを構築した。ナトリウム漏えいを起因とする原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、炉内/炉外一貫評価を行うための基本的な機能を確認した。
杉本 太郎*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝; 大島 宏之
Nuclear Engineering and Design, 380, p.111306_1 - 111306_11, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)ナトリウム-水反応現象の評価において、液体ナトリウム中の高速気体ジェットによる液滴エントレインメントは重要な要素現象である。本研究では、ナトリウム-水反応現象解析コードの液滴エントレインメントモデル整備に資することを目的として、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントを対象に、フレームストラドリング法を用いた可視化実験を実施した。本実験では、液滴の発生と移動に関する鮮明な画像の取得に成功し、その画像処理から計測位置や気相噴出流速をパラメータとした液滴径と液滴速度を取得した。取得したデータは、現象解明と解析モデルの整備に寄与するものである。
齋藤 雅史*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝*; 大島 宏之
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08
ナトリウム-水反応現象解析コードの妥当性評価及び改良に資する実験データ取得のため、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントの可視化実験を実施した。本実験では液滴径と液滴速度を計測するとともに、ノズル形状の影響を明らかとした。
曽根原 正晃; 内堀 昭寛; 青柳 光裕; 川田 賢一; 高田 孝; 大島 宏之
第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2021/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉において、炉心損傷を伴うシビアアクシデント(SA)発生時の際、炉心部から溶融燃料が流出し、ナトリウム冷却材との相互作用により数mm
数百オーダーの径を持つデブリ粒子として固化し、原子炉容器下部に堆積する可能性が指摘されている。そのためSA事象進展を評価する際にはこうしたデブリ粒子の挙動を適切に把握する必要がある。これらの要求に応えるため、原子力機構で開発中のSAを含むNa高速炉事故シナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールSPECTRAコードの一部として、粒子法の一種である散逸粒子動力学(DPD: Dissipative Particle Dynamics)を用いた溶融燃料挙動解析コードを開発した。本報では解析コード開発に使用したモデルの詳細について述べた後、デブリ粒子の炉心下部への堆積を模擬したテスト解析の結果について報告する。
内堀 昭寛; 青柳 光裕; 高田 孝; 大島 宏之
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
ナトリウム(Na)冷却高速炉のシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価するマルチシナリオシミュレーションシステムSPECTRAを新たに開発した。本件では、炉外側の質点系圧縮性気相挙動解析モジュール及びNa-コンクリート相互作用モジュールの妥当性を基礎的な解析から個別に確認し、さらに原子炉容器及び1次冷却系配管からのナトリウム漏えいを想定とした解析を実施し、炉外側モジュール全体としての妥当性を確認した。
曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Louie, D. L. Y.*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 4 Pages, 2020/08
ナトリウム燃焼における多次元効果の検証のために、原子力機構においてSNL T3ナトリウム燃焼試験をAQUA-SFおよびSPHINCSコードを用いて検証を行った。解析において、試験中の燃焼停止期間を模擬し、ナトリウム液滴径の最適化を行うことで、試験結果の再現を行った。その際、AQUA-SFにおけるBest estimateの液滴径は2.5mmとなり、ハイスピードカメラによる測定と矛盾しない結果を得ることができた。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00489_1 - 19-00489_16, 2020/06
日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之
Transactions of the American Nuclear Society, 122(1), p.862 - 865, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉における過酷事故を含む多様なシナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールとしてSPECTRAコードを開発している。本報ではSPECTRAコードの全体像および、ナトリウム燃焼モデルの概要と検証・妥当性評価について述べる。SPECTRAは炉内/炉内のそれぞれでの熱, 物質, 運動量輸送を計算する炉内・炉外基本モジュールをベースとして、両基本モジュールを連成させることで炉内・炉外事象を一貫して解析する。また炉内における溶融燃料挙動や、炉外でのナトリウム化学反応等の主要な個別現象はサブモジュールによって計算される。ナトリウム燃焼サブモジュールは、既存のナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSから物理モデルを抽出し、SPECTRAへ組み込まれている。検証では、既存コードによる結果と比較し、良好に一致することが確認されている。また基礎的な妥当性確認として、単一液滴落下実験(FDシリーズ)のベンチマーク解析を実施し、SPECTRAによる解析結果は落下速度や燃焼率について実験結果を良好に再現している。
内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之
日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00353_1 - 19-00353_6, 2020/03
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00366_1 - 19-00366_8, 2020/03
ナトリウム(Na)冷却高速炉においては、冷却材Naの漏えいに伴うNa火災の発生が懸念されている。Na火災時の種々の影響を評価するため、原子力機構ではNa燃焼解析コードを開発している。本報では、Na火災事象における関連現象の重要度評価および重要現象に対する評価マトリクスの構築とともに、評価マトリクスに基づくNa燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSの妥当性評価解析について述べる。妥当性評価解析は、Run-E1スプレイ燃焼実験に対して実施し、両解析コードによる圧力変化挙動は実験結果と良好な一致を示した。
早船 浩樹; 前田 誠一郎; 大島 宏之
日本原子力学会誌ATOMO
, 61(11), p.798 - 803, 2019/11
2018年12月の原子力関係閣僚会議で決定された「戦略ロードマップ」では、今後の10年程度の開発作業が特定され、その中で原子力機構(JAEA)が果たすべき役割が提示された。これを受けて、JAEAでは、高速炉サイクルの炉システム分野と燃料サイクル分野(再処理技術,燃料製造技術,燃料・材料開発)の当面5年程度の研究開発計画の大枠を作成した。今後は当該研究開発計画を元にしてJAEAとしての主体的な研究開発を推進すると共に、得られた研究開発成果をJAEAが有する各種の試験機能と合わせて民間等の活動に提供すること等を通じて、今後の高速炉開発に対して積極的に貢献していく。本稿では、JAEAの取組方針、これを受けた大枠の研究開発項目の概要(先進的設計評価・支援手法: ARKADIAの整備、規格基準体系の整備、安全性向上技術の開発、燃料サイクル分野の研究開発)、国際協力の活用方針と人材育成、今後の展開について解説した。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Nuclear Engineering and Design, 353, p.110240_1 - 110240_10, 2019/11
被引用回数：5 パーセンタイル：48.99(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。さらに、より精緻な妥当性評価を念頭に、エアロゾル挙動モジュールおよび多次元コードのCFDモジュールの詳細な評価に関する検討を実施した。
江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*
Nuclear Engineering and Design, 350, p.90 - 97, 2019/08
被引用回数：7 パーセンタイル：61.94(Nuclear Science & Technology)本論文では、よどみ領域周辺のせん断流により発生する自由表面渦型のガス巻込みに関する実験結果を報告する。実験では、水平方向流速および吸込み速度を数条件変化させ、液面のくぼみ形状と渦周囲の速度分布の関係を、可視化と粒子画像流速測定法により同時に把握し、液面直下と液面と吸込みノズル中間断面の速度分布から循環と鉛直速度勾配を評価した。ガス巻込みの評価手法開発の基礎的なデータとして、循環、鉛直速度勾配、およびガスコア長それぞれの時間発達の関係を定量的に取得した。その上で、渦モデルに基づくガス巻込み評価が有効であることを確認した。
大島 宏之; 上出 英樹
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.2095 - 2107, 2019/08
日本ではシビアアクシデント(CDA)対策を重要な視点としてナトリウム冷却高速炉の開発を行ってきた。安全性強化とCDA対策に関連した研究の近年の進捗として、外部事象の一つである火山噴火のPRA, CDA時の崩壊熱除去に関する模擬試験、CDA時の溶融炉心燃料の挙動を評価する上で重要な、ナトリウムプール中の溶融燃料の分散特性にかかる基礎試験などを実施してきた。本論文では、これらの成果について述べる。
曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Denman, M. R.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
日米国際協力CNWGの枠組みの一環として、Sandia National Laboratoriesと原子力機構の共同でSNL T3/T4試験をベンチマーク解析に用いて多次元解析コードAQUA-SFと質点系コードSPHINCSを利用し、ナトリウム燃焼の研究を進めている。本稿ではT3試験を使用し乱流効果や液滴輻射といった多次元効果の影響を明らかにするためにAQUA-SFの感度解析を行った。その結果、乱流効果や液滴輻射およびナトリウム液滴燃焼部の温度上昇がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。
