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菊地 晋; 坂本 寛*; 高井 俊秀; 山野 秀将
日本機械学会2020年度年次大会講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/09
原子炉の炉心損傷に至るような過酷事故(シビアアクシデント)を想定した場合、制御材である炭化ホウ素(B
C)と被覆管や関連する構造材であるステンレス鋼(SS)との共晶融解が発生する恐れがある。このため、仮にナトリウム冷却高速炉において炉心損傷事故(Core Disruptive Accident: CDA)に至る場合を想定すると、BC-SS共晶融解挙動は安全評価上、重要な現象の一つに位置付けられる。本報告では、共晶融解が進展した界面における融解速度を把握することを目的にSSにBCが移行した状態を模擬した低濃度BC含有のSSとSSを接触させた浸食試験を実施し、得られたデータから接触界面の反応速度定数を評価した。評価の結果、低濃度BC含有のSSとSSによる共晶の反応速度定数は、BC-SS共晶の反応速度定数よりも高温域において小さいことが分かった。また、BC含有量が少なくなるにつれて速度定数が高温域では、小さくなる傾向が見られた。
高田 孝*; 山野 秀将; 成宮 祥介*
日本原子力学会誌, 62(8), p.448 - 451, 2020/08
外部ハザードについて、リスク評価におけるハザードの選定や評価として適用されるリスク分析について概説するとともに、一例として火山降灰ハザード評価について示している。また、リスク評価の目的は原子力施設の安全性の確保や向上であり、外部ハザードのリスク評価から得られた情報を用いたリスク対処に対するプロセスについても考察を行った。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2018年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。
菊地 晋; 山野 秀将; 中村 勤也*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉の仮想的過酷事故条件では、炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)との共晶反応が発生する恐れがある。当該共晶反応の速度論的挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の評価における重要現象の一つである。本研究では、BC-SS共晶反応の速度論的特徴を明らかにするための第一段階として、既往のアプローチとは異なる、BCとSSの試薬を用いたTG-DTA測定を実施した。その結果、昇温速度の増加に伴い当該共晶反応の温度が1483から1534Kにシフトする速度論的な特徴が出現し、Kissinger法により活性化エネルギーと前指数因子を算出した。ここで求めた高温域における速度論パラメータは既往知見と概ね一致することが分かった。
高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
Eutectic melting behavior between boron carbide (BC) as control rod material and stainless steel (SS) as structural material and subsequent relocation behavior plays an important role to achieve an in-vessel retention concept which ensures long-term coolability of degraded core under core disruptive accident, because these behaviors are expected to reduce the neutronic reactivity significantly. However, these behaviors have never been simulated in severe accident computer codes before. Since 2016, JAEA has been conducting a research project to develop physical models that describe these behaviors. For the physical models' development, it is necessary to obtain thermophysical properties of SS-BC eutectic mixture with various BC concentration and maintain them as a database. In this work, the density and specific heat of SS-17 mass%BC in a solid state are obtained and compared with these of stainless steel containing 0 and 5 mass%BC.
Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
これまで炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶反応を模擬する物理モデルを2次元高速炉安全解析コードSIMMER-IIIに組み込んできた。共晶反応に係る実験的知見に基づき、共晶反応物質の生成は放物型法則に従ってモデル化された。固相と液相における共晶成分を含む炉心物質間の熱及び物質移動については平衡及び非平衡過程を考慮して相変化をモデル化した。共晶成分の物性値は5mass%BCの実験で得られた計測値に基づき定式化された。本研究では、共晶反応モデルをSIMMER-IIIの3次元版SIMMER-IVに拡張した。溶融SSプールにBCペレットを浸漬した実験に基づき、開発モデルを組み込んだSIMMER-IIIとSIMMER-IVの検証を実施した。プール内のボロン濃度が実験で計測されており、固化後のボロン濃度が解析結果と比較された。解析結果は実験結果と同等の結果を得た。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘
日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00360_1 - 19-00360_13, 2020/03
我が国で設計されている先進型ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故では、制御棒材料である炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移行挙動を模擬する必要がある。これは、BC-SS共晶溶融移行挙動が簡易計算に基づく反応度推移において大きな不確かさを有するからである。そこで、共晶溶融反応及び移行挙動を模擬する物理モデルを開発し、それをシビアアクシデントシミュレーションコードに組み込んだ。そこで、その物理モデルの妥当性を確認するため、BC-SS共晶溶融反応可視化試験を実施し、1500
Cまで加熱したBCペレットに数kgの溶融SSを接触させた。本試験では、共晶反応の過渡挙動を可視化するとともに、試験後固化物の上部にはBC-SS共晶溶融物質があり、密度差により分離したことが示された。試験後材料分析では、X線回折装置と透過型電子顕微鏡を用いて、BC-SS接触界面ではFeBが現れ、試験体表面には(Fe,Cr)
Bは現れることを示した。次に、グロー放電発光分析法を用いてホウ素濃度分布の定量的分析を行ったところ、試験体表面及びBCペレット初期位置に近いところでボロン濃度が高いことが示された。
C福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将
Nuclear Technology, 205(9), p.1154 - 1163, 2019/09
被引用回数：4 パーセンタイル：11.19(Nuclear Science & Technology)316Lステンレス鋼溶融物(SS316L)及び5mass%BC含有SS316Lの密度,表面張力,輻射率,熱容量及び熱伝導率を測定するために、静磁場印加電磁浮遊法を用いた。5mass%BCをSS316Lに加えることで、液相温度,密度,輻射率及び熱伝導率において、SS316Lの液相温度で、それぞれ111K, 6%, 19%, 6%減少した。熱容量は、この追加により5%まで増加した。表面張力に関して、5mass%BCの追加による影響は明確には認められなかったが、SS316Lに溶解した硫黄により表面張力が大幅に減少した。
C in the solid phase高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
Nuclear Technology, 205(9), p.1164 - 1174, 2019/09
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)This paper describes evaluation results of thermophysical properties of stainless steel (SS) containing 5 mass% boron carbide (BC) in its solid phase. First, the authors have synthesized SS-BC samples with emphasis on 5 mass%-BC and SS using a hot press method and then evaluated its homogeneity in several ways such as chemical composition analysis, metallographic structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). This study also evaluated the density, specific heat and thermal conductivity of the SS-BC sample and found that the density becomes lower and the temperature dependence of the density decreased as the temperature rose compared to that of grade type 316L stainless steel (SS316L) used as a reactor material. The specific heat became slightly higher than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1073 K. Unexpectedly, the thermal conductivity became lower than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1273 K.
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09
制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。
太田 宏一*; 大釜 和也; 山野 秀将
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.30 - 39, 2019/09
A detailed core-bowing analysis code, ARKAS_cellule, has been developed. The detailed shell model applied to ARKAS_cellule was verified with a conventional beam model for the IAEA benchmark problems. As a result, ARKAS_cellule was properly verified for the thermal bowing analysis of the core. In addition, it was confirmed that ARKAS_cellule simulates the change in duct stiffness with the contact conditions.
C addition on viscosity of austenitic stainless steel in liquid state太田 弘道*; 小久保 宏紀*; 西 剛史*; 山野 秀将
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.858 - 860, 2019/09
粘度計測装置を開発した。ステンレス鋼(SS)合金等の低粘度金属の取扱は難しいことから、高温溶融合金の粘度測定は難しいことが知られている。本研究では最初の段階として、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼の粘度を、高温溶融合金の計測に適したるつぼ回転振動法により計測し、粘度計測装置の性能を確認している。溶融金属を入れたつるぼを吊るし、電磁的回転振動を与えたが、溶融金属の摩擦により、振動は弱まった。粘度は振動時間と対数減少から判断される。るつぼは、ミラーブロック,アルミ製の慣性ディスクに接続されており、全体は白金-ロジウム合金製のワイヤで吊られている。レーザー光線をミラーに照射し、その反射光を光センサで検知し、その後、溶融金属の対数減少を決定した。溶融Niと溶融SSの粘度は1823Kであった。この結果における溶融Ni及びSSの粘度数値は、溶融Ni及びSSの文献値に近く、この計測装置を使って溶融合金の粘度を計測する。溶融SS合金の粘度の濃度依存性は今後明らかにされる。
C addition on thermophysical properties of austenitic stainless steel in a liquid state福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.853 - 857, 2019/09
溶融混合物316Lステンレス鋼(SS316L)及び制御棒材の熱物性は、ナトリウム冷却高速炉を含む原子力プラントのシビアアクシデント時の炉心崩壊のメカニズムを示すコンピュータ模擬コードの開発に必要である。まず、示差走査熱量測定によりSS316LにBCを追加した際の固相線温度及び液相温度を計測した。溶融316L及びBCを含む溶融316Lの密度,表面張力,垂直分光放射率,比熱容量,熱伝導率の計測には静磁場での電磁浮上技術が用いられた。BC追加による物性への影響の研究は10mass%まで行われた。
CLiu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.47 - 51, 2019/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において、原子炉臨界は共晶反応後の反応度変化による影響を受けるため、共晶溶融反応の研究が重要となる。本研究は、高速炉安全評価コードSIMMER-III及びBCを溶融ステンレス鋼(SS)プールに浸漬させる新しい実験を元に開発されたモデルを使った、検証解析の第一段階である。実験による模擬結果から、共晶材料再配置の全体挙動が明らかとなった。共晶反応では固体BC及び液体SSを消費し、その後、溶融SSが高温であることから反応の早い段階で液体共晶組成が生成された。溶融プール内で共晶材が動くことで、ホウ素が再分布した。プール内のホウ素濃度は、溶融SSが固体になった後に計測した。模擬結果は、ホウ素が溶融プール上部で堆積する傾向にあることを示しているが、これはプール内でより軽いホウ素に働く浮力によるものである。本研究では、共晶反応挙動の温度感度を調べるためBCペレット及びSSの初期温度を変えて、パラメータ研究も行っている。
山野 秀将; 西田 明美; 崔 炳賢; 高田 毅士*
Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08
本研究の目的は、原子力発電所に非常に重要なクリフエッジ効果の評価である。本研究では、地震応答解析で得た免振装置有/無の原子炉建屋の応答波形を用い、失敗確率(脆弱性)評価を通して2種類の原子炉容器壁(薄肉及び厚肉)の地震安全余裕を評価した。免震技術が施された建屋の地震応答は、非免震建屋に比べると、大幅に減少(約2倍)されることがフラジリティ解析により示された。機器の応答係数の不確かさに焦点を当てると、応答係数0.5
2.0を考慮しても、免震プラントは非免震プラントよりも非常に大きな地震余裕がある。本研究では、クリフエッジを回避するには免震技術が効果的であると結論付けた。
西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 糸井 達哉*; 高田 毅士*
Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2019/08
本研究では、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて、様々なクリフエッジ状態を特定・定量化するトータルシステムにより原子力プラントの耐震安全性を評価し、クリフエッジ状態を回避する手法を開発することを目的としている。本論文では、原子力プラント構造システムに関して、免震導入による物理的クリフエッジの回避とともに、モデル化の違いに基づく知識起因クリフエッジの回避について検討し、得られた知見について述べる。応答解析は設計に用いられるスウェイ・ロッキング(SR)モデルと3次元詳細モデルを用いて実施し、耐震建屋の応答結果と比較することで免震導入建屋の免震効果を確認した。また、入力が過大となり免震導入建屋が擁壁と衝突する場合を想定して感度解析を実施し、衝突箇所のモデル化により建屋への影響が異なることを確認した。一方、SRモデルと3次元詳細モデルのモデル化手法の違いによる応答結果への影響を定量的に確認した。特に、3次元詳細モデルを用いて同一フロアの床応答のばらつきを定量的に評価し、建屋構造のフラジリティ評価への反映を検討した。本論文では、これらの解析や検討により得られた知見を述べる。
山野 秀将; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Summer, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Ashurko, I.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
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。
松永 尚子*; 松原 慎一郎*; 加藤 篤志; 山野 秀将; D
derlein, C.*; Guillemin, E.*; Hirn, J.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
本論文では、日仏の協力のもとに行われているフランスのナトリウム冷却高速炉(ASTRID)開発プログラムに対する、受動的炉停止機構として設置されるキュリー点電磁石(CPEM)の設計について述べる。CPEMの妥当性を確認するために、日本における自己作動型炉停止機構(SASS)に関する過去の一連の総合試験に基づき、CPEMの認定プログラムが開発される。本論文の主な成果は、設計要求を満たす高温ガス中の保持力試験の結果である。また、数値磁界解析の結果は、保持力試験と同様の傾向を示した。
松尾 英治*; 佐々 京平*; 小山 和也*; 山野 秀将; 久保 重信; Hourcade, E.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; Bachrata, A.*; Dirat, J. F.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05
炉心損傷事故(CDA)時に炉心から排出される溶融燃料は、下部ナトリウムプレナムで燃料冷却材相互作用により固化した粒子デブリになり、そのデブリは、原子炉容器の下部にあるコアキャッチャー上にベッドを形成する可能性がある。デブリベッドの冷却性評価は、コアキャッチャーの設計に必要である。本研究の目的は、ASTRID設計のために、コアキャッチャー上のデブリベッドの冷却性を評価することである。この目的のための第一歩として、デブリベッドのみをモデル化することにより、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドの冷却性計算が実施された。したがって、コアキャッチャーの設計及び崩壊熱除去系の詳細は、本論文では述べていない。全ての計算において、デブリベッド近くの冷却材温度はパラメータである。計算ツールは、一次元プラント動特性解析コード、Super-COPDに組み込まれたデブリベッドモジュールである。その評価は、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドが、コールドプール中のコアキャッチャー近くの十分な冷却材流量を確保する設計により冷却可能となることを示している。
山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11
本研究では、イベントツリー解析を踏まえて、1次元燃料集合体体系および隣接集合体を含む制御棒案内管を対象にした2次元体系を用いて、燃料流出能力を数値解析により調べた。単一集合体解析により、下部遮蔽体領域で燃料閉塞が生じることが示された。これはFPガスがない場合にナトリウムとの接触により燃料が固化されるからである。FPガス放出を仮定すると、溶融燃料は炉心下部へ再配置することが可能であることも示された。次に、CGRT対象解析により、CRGT流路を通じて燃料流出が有意であることが分かった。これはCRGT壁破損直後は燃料温度がまだ高温であること、少量の溶融燃料が侵入するとCRGT内のナトリウムがすぐにボイド化するからである。
