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論文

Advancement of numerical analysis method for tube failure propagation

内堀 昭寛; 高田 孝; 柳沢 秀樹*; Li, J.*; Jang, S.*

Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), p.1289 - 1294, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。

論文

Application of Bayesian optimal experimental design to reduce parameter uncertainty in the fracture boundary of a fuel cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.

論文

Uncertainty quantification of fracture boundary of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Nuclear Engineering and Design, 331, p.147 - 152, 2018/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To quantify the fracture boundary uncertainty for non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimens under loss-of-coolant accident conditions at a light-water reactor, data from integral thermal shock tests obtained by an earlier study are analyzed statistically and the fracture boundary is estimated in terms of probability, as follows. First, a method is proposed to obtain the specimens' fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) and initial hydrogen concentration using Bayesian inference with a generalized linear model. A log-probit model is used, modified to reflect the effect of the initial hydrogen concentration on the fracture boundary and the ECR evaluation uncertainty, and scaled to improve convergence. Second, using the modified log-probit model, it is shown that the boundary representing a 5% fracture probability with 95% confidence for the pre-hydrided cladding tube sample is higher than 15% ECR, for initial hydrogen concentrations of up to 800 wppm.

論文

Experimental and statistical study on fracture boundary of non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Materials, 499, p.528 - 538, 2018/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Materials Science, Multidisciplinary)

For estimating fracture probability of fuel cladding tube under loss-of-coolant accident conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were conducted on non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Then, the obtained binary data with respect to fracture or non-fracture of the cladding tube specimen were analyzed statistically. A method to obtain the fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) was proposed using Bayesian inference for generalized linear models: probit, logit, and log-probit models. Then, model selection was performed in terms of physical characteristics and information criteria, a widely applicable information criterion and a widely applicable Bayesian information criterion. As a result, it was clarified that the log-probit model was the best model to estimate the fracture probability. It was shown that 20% ECR corresponded to a 5% probability level with a 95% confidence of fracture of the cladding tube specimens.

論文

Dynamic and interactive approach to level 2 PRA using continuous Markov process with Monte Carlo Method

Jang, S.*; 山口 彰*; 高田 孝

Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2016/10

イベントツリー(ET)やフォールトツリー(FT)法を用いた従来のレベル2確率論的リスク評価(PRA)では、イベントの生起順序を事前に評価する必要があり、特に不確かさの大きなレベル2(燃料損傷$$sim$$放射性物質の敷地外放出)では、網羅的な評価が困難である。本研究では、動特性解析と連続マルコフ過程モンテカルロ法とをカップリングすることにより直接的に不確かさを考慮した評価を行う。本研究では、第4世代と呼ばれるナトリウム冷却高速炉における除熱源喪失事象(PLOHS)を対象とした解析を実施し、多種多様な放射性物質放出シナリオを評価できる見通しを得た。

論文

Numerical investigation of self-wastage phenomena in steam generator of sodium-cooled fast reactor

Jang, S.*; 高田 孝; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4275 - 4288, 2015/08

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管の微小亀裂が徐々に拡大するセルフウェステージ現象について、多次元数値解析コードSERAPHIMを用いた評価手法を構築し、既存実験に対して数値解析を実施した。本評価手法では、亀裂近傍の化学反応を伴う混相流動場を評価する数値解析を実施し、これによって得られた温度と水酸化ナトリウム濃度をパラメータとしたアレニウス型評価式から伝熱管壁のウェステージ量を求め、次いでウェステージ後の構造部形状に整合するように解析メッシュを再構築する。以上の評価手順を繰り返すことで得られた亀裂拡大後サイズ及び形状が実験結果と一致し、構築した評価手法の妥当性を確認した。

論文

Numerical quantification of self-wastage phenomena in sodium-cooled fast reactor

Jang, S.*; 高田 孝; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/11

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管の微小亀裂が徐々に拡大するセルフウェステージ現象について、多次元解析コードSERAPHIMを用いた数値解析(定量化)を実施し、拡大後の亀裂サイズを調査した。まず、ナトリウム-水反応によって生じるセルフウェステージ現象を再現するための複数ステップの数値解析手法を考案した。これに基づき、亀裂近傍の化学反応を伴う熱流動特性を得るための2次元解析を実施した。伝熱管壁のウェステージ量は温度と水酸化ナトリウム濃度をパラメータとしたアレニウス型評価式から求め、ウェステージ後の構造部形状に整合するように解析メッシュを再構築した。以上の手順を繰り返すことで評価した亀裂拡大後サイズ及び形状が実験結果と一致することを確認した。

口頭

ナトリウム-水反応におけるセルフウェステージ現象の要因分析

Jang, S.*; 山口 彰*; 高田 孝; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器内の伝熱管破損時に生じるナトリウム-水反応によるセルフウェステージ現象(自孔拡大)は、様々の要因が関係している複雑な現象である。本研究では、セルフウェステー現象に関係する要因間の相関図を構築し、DEMATEL法により現象に対する支配要因の抽出を行った。

口頭

非照射ジルカロイ-4被覆管のLOCA時破断限界の不確かさ評価

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

no journal, , 

非照射ジルカロイ-4被覆管に対する冷却材喪失事故模擬急冷破断試験により得られた被覆管の破断及び非破断に関する2値データに対し一般化線形モデルを適用し、ベイズ推定により被覆管急冷破断確率を評価した。急冷破断確率5%の95%信頼水準に相当する等価被覆酸化量は20%であることを明らかにした。

口頭

LOCA時の燃料被覆管急冷破断限界に及ぼす照射影響の評価

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

no journal, , 

統計モデルにより評価した非照射の水素添加ジルカロイ-4被覆管の冷却材喪失事故(LOCA)時急冷破断限界と高燃焼度燃料被覆管のLOCA模擬急冷破断試験結果の文献値を比較した結果、燃焼度66-76GWd/tの燃料被覆管の急冷破断限界は、照射の影響で非照射材に比べ著しく低下することはないと考えられた。

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