Investigation on multi-dimensional short-term behaviour through benchmark analysis of a large-volume sodium combustion experiment

曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 大木 裕*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.403 - 414, 2025/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2441427

ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウム漏えい事故を管理するためにナトリウムの燃焼挙動を理解することが極めて重要である。本研究では、多次元熱流動解析コードAQUA-SFを用いて、サンディア国立研究所(SNL)のT3実験のベンチマーク解析を実施した。この実験は、容器容積100m、ナトリウム流量1kg/sの密閉空間で実施され、ナトリウム注入直後の局所的な温度上昇がもたらす多次元的な影響を明らかにした。本研究では、AQUA-SFの機能を拡張することを目的として、このような多次元的な温度変動、特に容器底部における高温領域の形成のシミュレーションに焦点を当てた。提案したモデルには、ナトリウム液滴着火の一時停止と床面上のナトリウム飛沫の噴霧燃焼が含まれる。さらに、底部高温域の再現性を高めるためには、床部近傍に熱源を追加することが不可欠であることを示した。そこで、噴霧円錐角の感度解析と床面上の液滴の長時間燃焼を含むケーススタディを実施した。この包括的なアプローチにより、ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム燃焼のダイナミクスと安全対策に関する貴重な知見を得ることができた。

Model integration of the ex-vessel modules for the SFR safety analysis code SPECTRA

青柳 光裕; 牧野 徹*; 大木 裕*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00459_1 - 23-00459_12, 2024/04

https://doi.org/10.1299/mej.23-00459

The SPECTRA code has been developed as an integrated safety analysis tool for sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the capability of SPECTRA is enhanced by integrating the analyses of sodium pool fire and concrete ablation for overlapped events of the ex-vessel phenomena. The sodium pool fire module is connected to the shared module for the sodium pool and the floor concrete developed in our previous study. The developed model is validated through the benchmark analysis of the F7-1 pool fire experiment. The calculation results of the temperature and combustion rate show good agreement with the experimental result. A demonstration analysis is also conducted for an overlapped event of the ex-vessel phenomena.

Sodium-cooled Fast Reactors

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

https://shop.elsevier.com/books/sodium-cooled-fast-reactors/morishita/978-0-12-824076-2

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。

Verification of nuclear calculation methodology and preliminary uncertainty quantification in a sodium-cooled fast reactor

池田 一三*; 本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.1175 - 1183, 2014/04

This paper treats the verification of nuclear calculation methodology of control rod reactivity and the uncertainty quantification of calculation model in order to design a next demonstration fast breeder reactor, Japan Sodium cooled Fast Reactor. Verification and validation of design methodology is required and various kinds of uncertainty in nuclear characteristics should be comprehensively assessed. This study starts in pursuit of them in the context of preliminary conceptual design. First, this work compares the calculation results of the deterministic calculation method with Monte Carlo one in order to verify it. Second, the uncertainties associated with the calculation model are preliminarily estimated based on the correction values. Consequently, it is naturally concluded that the nuclear calculation methodology can precisely prospect that of control rod reactivity, representing the mathematical model with the specified limit of accuracy.

Development of PIRT and assessment matrix for verification and validation of sodium fire analysis codes

大野 修司; 大島 宏之; 田嶋 雄次*; 大木 裕*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.241 - 254, 2012/06

https://doi.org/10.1299/jpes.6.241

高速炉プラントの安全性評価に使用するナトリウム燃焼解析コードを対象として、その信頼性を系統的に示すために検証と妥当性確認に関する活動を進めている。2つの解析コードSPHINCS及びAQUA-SFに焦点を当てて、まず対象とする重要現象を明らかにするためのPIRTテーブルを作成し、次に妥当性確認に用いる試験を示す評価マトリックスを提案した。さらに、単一液滴燃焼試験の解析を実施して、両解析コードのスプレイ燃焼モデルが液滴燃焼量を約30%以内の誤差で評価できることを示した。

Carbon-14 analysis in solidified product of non-metallic solid waste by a combination of alkaline fusion and gaseous CO trapping

石森 健一郎; 亀尾 裕; 松江 秀明; 大木 善之*; 中島 幹雄; 高橋 邦明

Applied Radiation and Isotopes, 69(2), p.506 - 510, 2011/02

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2010.10.014

非金属性の低レベル放射性固体廃棄物を溶融処理して作製される溶融固化体中のCについて簡易・迅速な分析法を確立するために、試料分解法としてアルカリ融解を組合せた放射化学分析を検討した。熱中性子照射によるN(n,p)C核反応を利用して作製したC含有模擬溶融固化体の分析を行い、燃焼法を用いる従来の分析法と結果を比較した。アルカリ融解を用いる本法において模擬溶融固化体からCを精度よく定量的に回収されたことから、従来法よりもCを効率的に分離することができ、溶融固化体の分析法として優れていることがわかった。

Investigation of temperature gradient characteristics for thermal stratification interface in upper plenum of fast reactors

大野 修司; 菅原 章博*; 大木 裕*; 大島 宏之

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/11

高速炉の原子炉上部プレナムで生じる温度成層化挙動の基本特性を調べるために、典型的な炉上部プレナム体系を基準とした数値実験を実施した。FLUENTコードVer.6.3とRNG型k-乱流モデルを使用し、ナトリウムの流量・温度条件や体系サイズを仮想的に変更して温度成層化解析を行った結果、ナトリウムのプレナム内部平均上昇流速及びナトリウム温度差の条件が成層界面温度勾配の支配因子となることを明らかにした。また、成層界面温度勾配を精度良く予測するためには、界面内部の鉛直方向計算格子分割が重要であることを示した。

高速炉上部プレナム内温度成層化に関する解析手法の基本検証; ナトリウム試験の解析

大野 修司; 菅原 章博*; 大木 裕*; 大島 宏之

日本機械学会論文集,B, 76(763), p.451 - 453, 2010/03

実用化高速炉の原子炉上部プレナム内温度成層化現象に関する解析評価手法整備の一環として、軸対称体系下で行われた温度成層化ナトリウム試験の解析を実施した。CFDコードを用いた3次元解析と試験測定値の比較から、RANS型乱流モデルを使用して温度成層化界面の温度勾配や上昇挙動など基本的な現象を良好に解析できることを示した。また、標準-, RNG-及びRSMの3つの乱流モデルに関して、モデルの違いが現象の予測性へ及ぼす影響を明らかにした。

高速炉上部プレナム内温度成層化に関する解析手法の基本検証

大野 修司; 大木 裕*; 菅原 章博*; 大島 宏之

日本機械学会論文集,B, 75(751), p.464 - 465, 2009/03

実用化高速炉の原子炉上部プレナムにおける温度成層化現象を高精度で評価するための手法整備の一環として、多次元熱流動解析コードAQUAと商用CFDコードによる基礎的体系下の水試験の解析を実施した。解析値と試験測定値の比較から、鉛直方向計算格子幅を適正化することで解析コードによらず成層界面の形成・上昇・揺動挙動及び界面温度勾配を適切に予測できることを示した。乱流モデルに標準k-e, RNG k-e及びRSMを適用した場合の比較では、いずれのモデルともに成層化の基本現象をおおむね再現した。

放射性雑固体廃棄物から製作される溶融固化体の標準試料作製; 線放出核種を含有する溶融固化体標準試料(共同研究)

石森 健一郎; 大木 恵一; 高泉 宏英; 亀尾 裕; 大木 善之*; 中島 幹雄

JAEA-Technology 2007-065, 20 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-065.pdf:1.4MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で発生する非金属の低レベル放射性雑固体廃棄物から作られる溶融固化体を放射化学分析する際に必要となる標準試料を作製するため、溶融固化体を模擬した標準試料の調製法を検討した。模擬雑固体廃棄物を想定して非放射性のコンクリートとFeOの混合粉末を使用してるつぼへの充填条件及び昇温条件を変えて溶融試験を行い、溶湯がるつぼから溢れない最適な条件を決定した。また混合粉末に安定同位体トレーサーとしてCsを添加して1600Cの電気炉で溶融試験を行ったところ、溶融固化体の塩基度を低くすることで揮発しやすいCsも固化体中に残存することがわかった。以上の検討で得られた最適な溶融条件で溶融することで、線放出核種Np, Am, Cmを含有する溶融固化体標準試料を作製できた。放射能分析により決定した各核種の放射能濃度はNpは0.1880.001Bq/g、Amは0.3680.004Bq/g、Cmは0.4020.01Bq/gであった。