HTTRを用いた安全性実証試験の完遂; 炉心流量喪失試験(出力100%(30MW)で炉心冷却を停止)

長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.

JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07

JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB

高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。

Characterization of neutrons emitted by an expected small amount of fuel debris in a trial retrieval from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

松村 太伊知; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 近藤 千博*

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113791_1 - 113791_9, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113791

Retrieving objects with a small amount of fuel debris, such as a few grams, will begin soon at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) at the start of decommissioning. Objects retrieved from the primary containment vessel are not necessarily fuel debris; fuel debris is an object from which neutrons are emitted because it contains nuclear-fuel material. However, the characteristics of the neutrons emitted by fuel debris are unknown. Fuel debris was categorized into five types according to the elapsed time from the accident, burnup, and fuel type (UO or mixed oxide). The number and energy spectra of (, ) and spontaneous fission neutrons emitted from 1 g of each fuel debris type were estimated using the SOURCES 4C code to obtain the neutron characteristics. The results showed that the average neutron energy is approximately 2.1 MeV, regardless of the type of fuel debris. However, the intensities of neutrons emitted from the fuel debris in 1F Units 2 and 3 varied by four orders of magnitude according to the fuel debris type.

Neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation using JAMPAN in a single BWR fuel assembly

神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之

Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11

https://doi.org/10.1115/ICONE31-135974

忠実な核熱連成シミュレーションを実現するためにJAEA Advances Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN)の開発を行ってきた。今回は、JAMPANを用いたMVP/JUPITER連成シミュレーションの実現可能性を確認するため、BWR条件下での単一燃料集合体に対する核熱連成シミュレーションを実施する。発表では、MVP/JUPITER間のデータの授受方法およびシミュレーション結果について説明する。

Momentum exchange functions model for SIMMER-III and SIMMER-IV

飛田 吉春*; 近藤 悟; 鈴木 徹*

JAEA-Research 2024-011, 39 Pages, 2024/10

JAEA-Research-2024-011.pdf:1.67MB

日本原子力研究開発機構が開発したSIMMER-III及びSIMMER-IVは、2次元及び3次元の多速度場・多成分流体力学モデルを空間・時間依存の核動特性モデルと結合した計算コードであり、液体金属高速炉の炉心崩壊事故の解析に広く利用されている。多速度場の流動解析においては、流体速度場間及び流体・構造壁間の抵抗や摩擦をモデル化した運動量交換関数(MXFと呼ぶ)が必要となり、これにより溶融炉心物質間の相対運動や運動に伴う反応度効果が精度良く模擬される。SIMMER-III及びSIMMER-IVでは最大8の速度場を使用でき、各速度場は他の速度場及び構造材壁と運動量を交換する。多成分・多速度場流体における運動量交換に関する理論的・実験的知見は限られているため、MXFの定式化は定常二相流に関する工学的相関式に基づいて行った。また、プール流及びチャンネル流における多相流流動様式のモデル化においては、適切な内挿手順を採用することにより流動様式の遷移におけるMXFの連続性を維持した。MXFモデルは、多相流境界面積モデルと合わせて、コード検証(V&V)プログラムを通じて幅広くテストを行った結果、従来のコードにおける2速度場の制約や簡易モデルに伴う問題点の多くを解決できることが示された。

Heat transfer coefficients model for SIMMER-III and SIMMER-IV

Brear, D. J.*; 近藤 悟; 曽我部 丞司; 飛田 吉春*; 神山 健司

JAEA-Research 2024-009, 134 Pages, 2024/10

JAEA-Research-2024-009.pdf:2.45MB

SIMMER-III/SIMMER-IVは液体金属高速炉の炉心崩壊事故(CDA)の解析に使用する計算コードである。CDAの事象進展は炉心物質間の熱伝達係数(HTC)により大きく影響される。溶融・固化、蒸発・凝縮といった質量移行現象も熱伝達により支配される。複雑な多相・多成分系においては、一つの流体成分と他の流体又は構造材表面との間での多数の異なるHTCを計算する必要がある。また、多相流の流動様式や構造材の配位に従って異なる伝熱モードを考慮する必要もある。結果として、各計算セルごとに数十のHTCが計算される。本報告書には、SIMMER-III/SIMMER-IVのHTCモデルの役割、選定したHTC相関式とその技術的背景、流動様式の取扱いとHTCの内挿方法、検証及び妥当性確認の成果概要を記載する。

Implementation of track length estimator for flux distribution tallies using proper orthogonal decomposition in one-dimensional geometry

近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

EPJ Web of Conferences, 302, p.04002_1 - 04002_10, 2024/10

https://doi.org/10.1051/epjconf/202430204002

大規模詳細マルチフィジックス計算に向け、著者らはモンテカルロ計算における効率的な中性子束分布タリー手法を開発している。本手法では、中性子束分布タリーに固有直交分解(POD)を用いている。先行研究では、衝突エスティメータを用いてこのタリー手法が実装されたが、本研究ではより小さい統計誤差のタリーを得るために飛程長エスティメータを実装した。中性子束分布タリーに実装された飛程長エスティメータを衝突エスティメータおよび従来の飛程長エスティメータと一次元問題において比較した。飛程長エスティメータによる分布タリーは衝突エスティメータのそれよりも統計精度の高い解を取得できるということが検証結果から明らかになった。したがって、統計誤差の観点から、飛程長エスティメータと衝突エスティメータを用いた分布タリーの関係は、従来の飛程長エスティメータと衝突エスティメータのそれと同様である。

Progress of the spoke cavity prototyping for the JAEA-ADS linac

田村 潤; 近藤 恭弘; Yee-Rendon, B.; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 加古 永治*; 梅森 健成*; 阪井 寛志*; 道前 武*

Proceedings of 32nd Linear Accelerator Conference (LINAC 2024) (Internet), p.496 - 498, 2024/10

https://doi.org/10.18429/JACoW-LINAC2024-TUPB078

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been proposing an accelerator-driven nuclear transmutation system (ADS) as a future nuclear power system. Toward the actual design of the CW proton linac for the JAEA-ADS, we are currently prototyping a low- ( 0.2) single-spoke cavity. The cavity fabrication began in 2020. Most of the cavity parts were shaped in fiscal year 2020 by press-forming and machining. In 2021, we started welding the shaped cavity parts together. Each cavity part was joined together by preliminarily examining the optimum welding conditions using mock-up test pieces. We have fabricated the body and two lid sections, and have confirmed that there were no significant problems with the cavity fabrication according to the frequency measurement of the temporarily assembled spoke cavity.

Development of probabilistic risk assessment methodology using artificial intelligence technology, 3; Automatic fault tree creation tools for failure mode level fault tree

二神 敏; 近藤 佑樹; 山野 秀将; 栗坂 健一

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 9 Pages, 2024/10

This study is intended to develop PRA methodology using the AI technology. The authors have been conducting a three year program including the development of AI tools for automatic FT creation. This AI tools are intended to enable any users to easily perform PRA with the same quality less depending on user's PRA skill. This paper describes updates of the AI tools for automatic FT creation, as a second step progress.

Formation behavior of gaseous iodine from sodium iodide under SFR severe accidental condition

菊地 晋; 近藤 俊樹; 土井 大輔; 清野 裕; 小川 賢吾*; 中川 武志*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08

In this study, thermal behavior of NaI in different atmospheric conditions was investigated using thermal analysis technique to understand the formation behavior of gaseous iodine. Based on the results, it was revealed that the thermal behavior of NaI in inert atmosphere is phase change and approximately 10 mass% of I2 could be formed from NaI in 20 vol% oxygen atmosphere. The chemical equilibrium simulation was also performed to understand the mechanism of I2 formation. The estimated value of I2 formation in 20 vol% oxygen atmosphere was comparable to the result of thermal analysis.

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発,3; 硝酸系溶融塩とナトリウムの化学反応

菊地 晋; 佐藤 理花; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 山野 秀将

第28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), 4 Pages, 2024/06

蓄熱式ナトリウム(Na)冷却高速炉では、冷却材のNaと蓄熱材の硝酸系溶融塩との熱交換器部位におけるバウンダリ破損に起因した、Naと硝酸系溶融塩との化学反応性を把握することが安全評価上、重要である。本報告では、硝酸系溶融塩とNaとの反応性を把握するため、その第一段階として、硝酸系溶融塩を用いた熱分析試験を実施し、反応性評価に資するベースデータとなる硝酸系溶融塩の基本的な熱的挙動を確認した。さらに、これらの結果を踏まえて、Naと硝酸系溶融塩との反応に関する予備試験を実施した。