Atomic interactions at the interface between iron or iron fluoride, and sodium by the first-principles calculation

浪江 将成; 斉藤 淳一

Computational Materials Science, 239, p.112963_1 - 112963_7, 2024/04

https://doi.org/10.1016/j.commatsci.2024.112963

Atomic interactions at the interface involving iron, iron fluorides (iron (II) fluoride and iron (III) fluoride), and sodium were investigated using first-principles calculations. The wettability with liquid sodium was subsequently examined, focusing on the calculated atomic interactions. From a covalent bonding perspective, iron (II) fluoride exhibited weaker bonds between neighboring atoms in the substrate material than iron (III) fluoride. However, it exhibited relatively strong bonds between the substrate material and sodium atoms. In contrast, iron (III) fluoride had stronger bonds between neighboring atoms in the substrate material, with weaker bonds between the substrate material and sodium atoms. Additionally, in terms of ionic bonding, the contact of the sodium atom with the substrate material increased the charge transfer of the substrate material atom, correlating with the oxidation number of iron. Iron (III) fluoride exhibited the most substantial charge transfer among the substrate materials. The charge transfer from the sodium atom to the atom in contact with it was approximately 2.5 times that of iron. This result underscores the change in electronic states induced by the iron or iron fluoride interface, potentially influencing the wettability between the material surface and liquid sodium.

Analysis of fuel assemblies inclination due to upper core support plate deflection for reactivity evaluation

吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 上羽 智之; 田中 正暁; 根本 俊行*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03

上部炉心支持板のたわみによる反応度添加の可能性を調べるため、EBR-IIにおける燃料集合体と炉心支持板を含む領域の構造解析と燃料集合体の傾きによる反応度評価を実施した。その結果、低流量時の上部炉心支持板は高流量時に比べて下向きのたわみが大きくなり、燃料集合体の傾きにより正の反応度が入ることが示唆された。

改良9Cr-1Mo鋼における550Cの最適疲労破損式の110サイクルまでの適用性検証

豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 加藤 章一; 古谷 佳之*

日本機械学会論文集(インターネット), 89(928), p.23-00206_1 - 23-00206_15, 2023/12

https://doi.org/10.1299/transjsme.23-00206

高速炉を設計するためには、構造材料の110サイクルまでの高サイクル疲労を考慮する必要がある。110サイクルでの高サイクル疲労を評価するためには、110サイクルまで適用可能な疲労曲線を作成する必要がある。本研究では、高速炉構造材料の候補材料である改良9Cr-1Mo鋼の高サイクル疲労評価手法を開発するため、ひずみ制御条件下での高サイクル疲労試験を実施するとともに、超音波疲労試験を実施した。試験結果に基づき、最適疲労曲線を拡張し、日本機械学会の最適疲労曲線が110サイクルまで適用可能であることを確認した。

Computer code analysis of irradiation performance of an annular mixed oxide fuel element

横山 佳祐; 上羽 智之

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(10), p.1219 - 1227, 2023/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2188272

高速炉で中燃焼度まで照射された中実・中空MOX燃料ピンの照射挙動解析を行った。照射後試験において、中空燃料ピンでは、Cs濃度の局所的な増加がMOX燃料カラムと上下ブランケットペレットの境界部近傍において確認された。一方、中実燃料ピンでは、被覆管外径の増加がMOX燃料カラム全域にかけて大きくなっていること、中空燃料ピンではこの外径増加が抑制されていることが確認された。計算コードによる解析の結果、Cs濃度の局所的な増加は、中空MOX燃料の外表面温度が中実燃料の外表面温度よりも高く、MOX燃料カラムからブランケット部へのCs軸方向移動が促進されたため生じたと評価された。また、中空MOX燃料における外径増加の抑制は、照射初期に燃料中心部への照射クリープ変形が生じることによると評価された。以上より、中空MOX燃料ピンは燃料被覆管の外径増加を抑制する効果があるが、Csの軸方向移動を促進することがわかった。

部門設立30周年記念出版Vol.3(ナトリウム冷却高速炉の開発; 社会実装に向けた熱流動・安全性研究)

田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰

第27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), 5 Pages, 2023/09

日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。

Development of a statistical evaluation method for core hot spot temperature in sodium-cooled fast reactor under natural circulation conditions

堂田 哲広; 井川 健一*; 岩崎 隆*; 村上 諭*; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 410, p.112377_1 - 112377_15, 2023/08

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112377

ナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるためには、強制循環設備への交流電源供給が喪失した場合でも、自然循環によって炉心の崩壊熱を除去する必要がある。自然循環条件下では、ナトリウムの流れが浮力によって駆動され、流速と温度分布が互いに影響を与えるため、流れと熱に影響を与える不確かさを決定論的に考慮することで炉心高温点温度を評価することは困難である。そこで、モンテカルロサンプリング法を使用した炉心高温点温度の統計的評価手法を開発し、ループ型ナトリウム冷却高速炉の代表的な3つの自然循環崩壊熱除去事象に適用して、その有効性を実証した。

高速炉MOX燃料照射試験による燃料挙動解析コードFEMAXI-8の検証

生澤 佳久; 長山 政博*

JAEA-Data/Code 2023-006, 24 Pages, 2023/07

JAEA-Data-Code-2023-006.pdf:1.42MB

超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical Water-Cooled Reactor、SCWR)や、低減速炉(Reduced Moderation Water Reactor、RMWR)において、水冷却環境下でステンレス鋼製被覆管や高Pu含有混合酸化物(Mixed Oxide、MOX)燃料を採用した炉心燃料の検討がなされている。このような炉心燃料概念の研究開発に資するため、高速実験炉「常陽」で照射された高速炉MOX燃料の照射後試験結果に基づき、挙動解析コードFEMAXI-8の解析機能について検証を行った。FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた挙動解析コードで、最新バージョンのものである。この最新バージョンでは、事故耐性燃料等の改良型燃料についても取り扱うことが出来るようステンレス製被覆管の物性モデルも選択できるように改良・開発されている。本報告書の目的は、軽水炉よりも高出力、高燃焼度で照射され且つ高Pu含有MOX燃料、ステンレス鋼製被覆管を採用した高速炉MOX燃料を検証データとして加え解析機能を確認することで、現在研究開発が進められている新型の炉心燃料の照射挙動に対するFEMAXI-8の予測精度を確認することである。検証の結果、軽水炉のPu含有率、照射条件を超え、ステンレス鋼製被覆管を採用したナトリウム冷却型高速炉MOX燃料の照射挙動に対しても、顕著な組織変化が生じない範囲であればFEMAXI-8は十分な解析精度を有していることを確認した。今後、MOX燃料熱伝導度のO/M比依存性や、高温時の照射挙動評価モデルを採用することで、FEMAXI-8の解析精度の向上を図ることが出来ると考えられる。

Validation study of thermal-hydraulics analysis code SPIRAL to a large-scale wire-wrapped fuel assembly sodium test at a low Reynolds number flow regime

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、自然循環による崩壊熱除去時の炉心安全性を評価するために低流量条件下における燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALの妥当性を確認するために、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下の91本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定された温度と一致した。以上によって、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下での大型燃料集合体体系におけるSPIRALの妥当性を確認した。

Activities of the GIF safety and operation project of sodium-cooled fast reactor systems

山野 秀将; Chenaud, M.-S.*; Tsige-Tamirat, H.*; Sumner, T.*; Lee, J.*; Liu, S.*; Peregudova, O.*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。

Validation of feedback reactivity evaluation models for plant dynamics analysis code during unprotected loss of heat sink event in sodium-cooled fast reactors

吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04

https://doi.org/10.1115/1.4055328

高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。