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Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2022-14235 (Internet), 29 Pages, 2022/10
本報告書は、米国サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2022年共同研究成果の報告書である。MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目、プール燃焼モデルの改良についての説明が述べられている。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAにより過去に実施されたF7-1およびF7-2ナトリウムプール燃焼実験に対してベンチマーク解析を実施し、解析結果の考察とともに更なるモデル改良の検討を行った。最後に、これまでの成果を踏まえた2023年度のMELCOR解析の方向性が述べられている。
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Luxat, D. L.*
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 6 Pages, 2022/09
The paper describes progress of an international collaborative research in the area of SFR sodium fire modeling between the United States and Japan under the framework of the Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group (CNWG). In this collaboration between Sandia National Laboratories (SNL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the validation basis for and modeling capabilities of sodium spray and pool fires in MELCOR of SNL and SPHINCS of JAEA are being enhanced. This study documents MELCOR and SPHINCS sodium pool fire model validation exercises against the JAEA's sodium pool fire experiments, F7-1 and F7-2. The proposed enhancement of the sodium pool fire models in MELCOR through addition of thermal hydraulic and sodium spreading models that enable a better representation of experimental results is also described.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
Proceedings of International Topical Meetings on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2022) (Internet), p.316 - 329, 2022/06
This paper describes progress of an international collaborative research in SFR sodium fire modeling between the United States and Japan under the framework of the Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group (CNWG). In this collaboration between Sandia National Laboratories (SNL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the validation basis for and modeling capabilities of sodium pool fires in MELCOR of SNL and SPHINCS of JAEA are being assessed. Additional model improvements for the sodium pool fire in MELCOR are discussed. The MELCOR results for the sodium pool fire model enhancement in MELCOR agreed well with the JAEA's F7 pool fire experiments and compared closely with SPHINCS.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2021-15469 (Internet), 45 Pages, 2021/12
本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2021年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされている。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1およびF7-2ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた2021年度のMELCOR解析の方向性について述べる。
青柳 光裕; Louie, D. L. Y.*; 内堀 昭寛; 高田 孝; Luxat, D.*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08
The models in the MELCOR-NAC package have been assessed through benchmark analyses of the F7-1 sodium pool fire experiment within the framework of the U.S.-Japan collaboration. This study assesses the capability of the improved models proposed for the sodium pool fire in MELCOR through comparison with the test data and the results of the SPHINCS code. Pool heat transfer, pool oxide layer, and pool spreading models are improved in this study to mitigate the deviations exhibited in the previous study: the overestimation of combustion rate and associated temperature during the initial phase of the sodium fire relative to the experimental data and SPHINCS results, and the underestimation of them during the later phase. The analytical result of the improved sodium pool fire model agrees well with the experimental data and SPHINCS results over the entire course of the sodium fire. This study illustrates these enhanced capabilities for MELCOR to reliably simulate sodium pool fire events.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.824 - 827, 2021/06
原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。先行研究におけるF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析での知見に基づき、本研究では酸化物層の燃焼抑制効果、ナトリウムプール拡がり、プール-床間の伝熱について、それぞれモデル改良を実施した。これらのモデル改良の結果、F7-1実験でのプール燃焼の主要挙動が良好に再現するようになり、本モデル改良によるMELCORコードのナトリウムプール燃焼への適用性向上がなされた。
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2021-0136 (Internet), 53 Pages, 2021/01
本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2020年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされ、コントロールファンクション機能によって解析に組み込んでいる。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた次年度のMELCOR解析の方向性について述べる。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Louie, D. L. Y.*; Clark, A. J.*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。本研究ではF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を実施して、プール燃焼モデルの評価と、今後のモデル改良に向けた課題抽出を実施した。MELCOR解析の結果、ナトリウム供給中のプール燃焼率やプール温度、ガス温度等は、実験結果よりも低い結果が得られた。これはナトリウムプールから床への過剰な伝熱が原因であり、床の伝熱モデルを改良する必要性が示唆された。ナトリウム供給停止後は、実験ではプール表面の酸化物層の影響で燃焼率が抑制されたが、解析ではこの効果がモデル化されていないため、比較的高い燃焼率や温度が継続した。この結果より、酸化物によりプール燃焼の抑制するモデルも組込みが必要である。
Louie, D. L. Y.*; 内堀 昭寛
SAND2019-15043 (Internet), 35 Pages, 2019/12
本報告書は、日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ(CNWG: Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group)協力における2019年度のナトリウム燃焼に関する研究の進捗をまとめたものである。本研究では、ナトリウムプール燃焼試験F7-1の数値解析により、軽水炉の事故進展解析コードMELCORへ組み込まれたナトリウムプール燃焼モデルの妥当性検討を実施した。本解析では、プールや雰囲気温度が計測値と同レベルまで上昇することを確認したが、解析後半では不自然な挙動も現れた。これに基づき、次年度の解析に向けた解析手法の改善策をまとめた。
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。
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 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11
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。本著では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がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。
Clark, A. J.*; Denman, M. R.*; 高田 孝; 大島 宏之
SAND2017-12409, 39 Pages, 2017/11
サンディア国立研究所(SNL)と原子力機構(JAEA)においてナトリウム燃焼解析コードCONTAIN-LMR(SNL)並びにSPHINCS(JAEA)を用いた共同ベンチマークを実施した。解析対象はSNLで実施されたスプレイ燃焼実験(T3/T4)であり、漏えいナトリウム量20kg、ナトリウム温度200
C(T3)、500C(T4)である。実験ではナトリウムの部分的失火(T3)、外部ポートの破損(T4)と現象的にベンチマークが難しいが両コードとも概ね妥当な結果が得られた。SPHINCSコードではプール上に蓄積されたナトリウム燃焼のモデルがCONTAIN-LMRに比べ高精度であるため、T3実験において実験後半の再現性はCONTAIN-LMRよりも良い結果であった。
川久保 陽子; 井上 尚子; 富川 裕文
核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2013/10
日本原子力研究開発機構は、米国サンディア国立研究所(SNL), 韓国核不拡散・管理機構(KINAC)、及び韓国原子力研究所(KAERI)と共同で、透明性向上のための情報共有フレームワーク構築にかかる研究開発を実施している。本研究開発においては、情報の授受をトラックIIの核不拡散専門家間に焦点を当て、システマティックに持続可能なフレームワークを構築できるよう要求事項を開発してきた。今後はこの要求事項に基づいてフレームワークを構築し、その下で情報共有のデモンストレーションを行う。また、将来的には扱う情報や参加機関を広げることによりフレームワークを拡充することを目指している。本発表はこれまでに共同で開発してきた要求事項に焦点を当て、透明性向上のための情報共有フレームワーク構築に向けた取組みについて紹介する。
小野田 忍; 牧野 高紘; 岩本 直也*; Vizkelethy, G.*; 児島 一聡*; 野崎 眞次*; 大島 武
IEEE Transactions on Nuclear Science, 57(6), p.3373 - 3379, 2010/12
耐放射線性炭化ケイ素(SiC)半導体デバイス開発の一環として、単一の重イオンが六方晶(6H)SiC電界効果トランジスタ(MOSFET)に入射した際、ドレイン,ソース,ゲート電極に誘起される過渡電流の計測を行った。重イオンがドレインに入射した際に発生したドレイン電流は、イオンの入射エネルギーから算出した電荷量よりも大きな電荷量であることがわかった。解析の結果、ソース(n
)-エピタキシャル層(p)-ドレイン(n)から成る寄生npnバイポーラトランジスタによる電流増幅効果であることを明らかにした。
小野田 忍; Vizkelethy, G.*; 牧野 高紘; 岩本 直也; 児島 一聡*; 野崎 眞次*; 大島 武
Proceedings of 9th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Applications (RASEDA-9), p.230 - 233, 2010/10
Metal Oxide Semiconductor Field Effect Transistor (MOSFET) fabricated on Silicon Carbide (SiC) is regarded as a promising candidate for high-power and high-frequency electronic devices because of its excellent electrical and thermal properties. Transient currents were measured for 6H-SiC MOSFETs fabricated with three different gate oxides by using 18 MeV Oxygen and 50 MeV Cu microbeams at JAEA and Sandia National Laboratories. The 2-Dimensional Technology Computer Aided Design (TCAD) simulations were performed to clarify the mechanisms behind the transient events. According to both experiments and simulations, the typical parasitic bipolar amplification is observed when an ion strikes the drain contact. As a result of bipolar amplification, the drain current is larger than the ideal value.
-ray irradiation大島 武; 小野田 忍; 平尾 敏雄; 高橋 芳浩*; Vizkelethy, G.*; Doyle, B. L.*
AIP Conference Proceedings 1099, p.1014 - 1017, 2009/03
トータルドーズ効果がシングルイベント効果に及ぼす影響を明らかにする目的で、n型及びp型シリコン(Si)基板上に金属-酸化膜-半導体(MOS)キャパシタを作製し、線照射前後のイオンビーム誘起過渡電流(TIBIC)測定を行った。室温にて6.3kGy(SiO
)の線照射を行ったMOSキャパシタの容量-電圧特性からフラットバンドシフトを求めたところ、n型は12.3V、p型は15.2Vという値が得られた。酸素15MeVマイクロビーム入射によるTIBIC測定を行ったところ、線照射によりn型ではTIBICシグナルのピークが低下、p型では増加した。TIBICシグナルピークの印加電圧依存性を調べたところ、n型では13V、p型では15Vシフトさせると照射前後で印加電圧依存性が一致することが見いだされた。この値は、フラットバンドシフトと良い一致を示しており、このことより、線照射により酸化膜中に発生した固定電荷に起因するゲート電圧のシフトがTIBICシグナルに影響したといえる。
勝村 聡一郎; 北端 琢也; 入江 勤; 鈴木 美寿; 橋本 裕; 加藤 慶治*
Transactions of the American Nuclear Society, 99(1), P. 780, 2008/11
The "Advanced Transparency Framework" for nuclear fuel cycles has been developed to provide a basis for implementing the framework, including secure and direct monitoring of nuclear operations in real time and to provide a quantitative assessment of diversion risk. For demonstration, prototype software that supports this framework has been developed. This paper will introduce the technical advancements of the installation of extrinsic sensors, an external signal generator for the purpose of the development of the algorithm for the diversion risk calculation.
