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二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将
Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03
To enhance resilience of next-generation nuclear structures, it is necessary to develop design methodology that mitigates impacts of failure caused by extremely high temperature conditions which might lead to a severe accident. In this study, structural analysis under extreme high temperature was conducted in a next-generation SFR with hanged reactor vessel (RV). This study has conducted the detailed structural analysis of the RV and GV in the loop-type SFR using the FINAS/STAR code. And CV was simply modeled to confirm the constraint effect on the deformation (expansion) of RV. From the structural analysis results under high temperature condition at LOHRS, deformation behavior and the areas that should be focused on to mitigate impacts of failure were understood. And CV constraint effect was confirmed to enhance the structural resilience.
山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓; 栗坂 健一
Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 11 Pages, 2024/03
本研究では、FINAS/STARコードを用いて課題に対する次原子炉容器の動的構造解析を実施し、象足型座屈を示すとともに、累積疲労損傷和を計算した。その結果を用いて、本論文では安全係数法を用いてフラジリティ曲線を描き、既往評価結果に比べて有意に改善することを示した。
二神 敏; 山野 秀将; 栗坂 健一; 氏田 博士*
Proceedings of proceedings of PSAM 2023 Topical Conference AI & Risk Analysis for Probabilistic Safety/Security Assessment & Management, 8 Pages, 2023/10
原子力発電所のPRAの効率的・効果的な社会実装を目指したイノベーションを創出するため、AI,デジタル化技術を活用して、運転時のPRAにおけるフォルトツリー(FT)作成、及び信頼性データベース構築に着目してAIツールを開発する。本報では、AIツールの開発計画とFT自動作成ツールの開発状況について報告する。
山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00043_1 - 23-00043_12, 2023/08
本研究では、多目的有限要素解析コードFINAS/STARを用いて、ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の詳細構造解析を実施し、超高温時における変形挙動を理解するとともに、破損への影響を緩和するのに注目すべき部位を同定することを目的としている。解析では、減圧を仮定し、原子炉容器を通常運転状態からナトリウム沸点まで20時間かけて加熱させた。本解析により、発生応力は有意ではなく、破損判定基準を十分に下回ることが示された。構造破損緩和の観点で、原子炉容器上部銅が重要な部位として同定された。原子炉容器は最終的には16cmも下方に変形するも、破損には至らなかった。この効果は長期にわたり原子炉容器ナトリウム液位を維持することができ、それにより、原子炉容器のレジリエンス向上につながる。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.
二神 敏; 久保 重信; Sofu, T.*; Ammirabile, L.*; Gauthe, P.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
In the framework of the GIF, an effort to develop Safety Design Criteria (SDC) for SFR systems was initiated in 2011. For this purpose, an SDC task force (SDC-TF) was formulated in July 2011. The SDC-TF members consist of representatives of CIAE (China), CEA (France), JAEA (Japan), KAERI, KINS (Republic of Korea), IPPE (Russia), ANL, INL, ORNL (United States of America), EC and IAEA. This paper describes the outline of the SDC and SDGs contents and its development background as shown above. These SDC and SDGs refer related IAEA safety standards, such as SSR-2/1 Safety of Nuclear Power Plants: Design, SSG-52 Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants. This paper focuses on both technology neutral aspects, which are common parts between the SDC/SDG and IAEA standards, and SFR specific aspects.
山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
本研究では、多目的有限要素解析コードFINAS/STARを用いて、ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の詳細構造解析を実施し、超高温時における変形挙動を理解するとともに、破損への影響を緩和するのに注目すべき部位を同定することを目的としている。解析では、減圧を仮定し、原子炉容器を通常運転状態からナトリウム沸点まで20時間かけて加熱させた。本解析により、発生応力は有意ではなく、破損判定基準を十分に下回ることが示された。構造破損緩和の観点で、原子炉容器上部銅が重要な部位として同定された。原子炉容器は最終的には16cmも下方に変形するも、破損には至らなかった。この効果は長期にわたり原子炉容器ナトリウム液位を維持することができ、それにより、原子炉容器のレジリエンス向上につながる。
二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将
Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 9 Pages, 2022/07
To enhance resilience of next-generation nuclear structures, it is necessary to develop design methodology that mitigates impacts of failure caused by extremely high temperature conditions which might lead to a severe accident. In this study, three-dimensional structural analysis of a loop-type sodium-cooled fast reactor (SFR) Monju has been conducted to understand its deformation behavior and to identify the areas which should be focused to mitigate impacts of failure. A postulated event sequence was a protected loss of heat sink (PLOHS) event, which may cause all decay heat removal systems to lose their functions immediately after reactor shutdown. This analysis suggests that no discontinuous section of RV lower panel is recommended to restrain the fracture of RV lower panel in order to enhance the RV resilience.
木下 貴博*; 岡村 茂樹*; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一; 二神 敏; 深沢 剛司*
Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 7 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR)で、原子炉容器のような重要な機器の地震評価は、地震リスク評価(S-PRA)において、原子炉容器のような重要な機器の破損を評価できる評価方法は必要である。疲労破損と機器に累積した振動エネルギーの関係は、過去の研究において確かめられている。また、振動エネルギーによる破損評価は検討されている。本研究では、地震時に機器に累積する振動エネルギーを評価した破損確率評価手法を開発する。
天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 井上 智之*; 渡邊 壮太*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
GIFにおいてSFRのSDC, SDGの検討が進められている。原子力機構と三菱FBRシステムズは革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計を行っており、この中でポンプ組込型IHXの安全対策について評価してきた。更に、保守・補修についても検討されている。ポンプ組込型IHXはこれら要求を満足するために最適化されてきた。本稿では耐震性、Naリーク時のGVの信頼性、Na-水反応時のCSEJの信頼性確保のための最適化検討について述べる。また、この最適化により影響が出る熱過渡、ポンプとの共振、伝熱管摩耗それぞれの評価についても述べる。
黒目 和也*; 河村 雅也*; 江沼 康弘*; 辻田 芳宏*; 佐藤 充*; 二神 敏; 早船 浩樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
Steam generator (SG) with straight double-walled tube is adopted for the Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR). This paper describes the research and development of the SG with straight double-walled tube. To improve reliability of the SG against sodium-water reaction, the Double-walled tube is adopted. Double-walled tubes consist of inner and outer tubes, and they are mechanically contacted each other. It is important to keep high reliability without incurring a performance penalty. Therefore we put a cap on the amount of clearance less than a few micro meters, and design to keep contact in operating conditions. In this report, manufacturing technologies of the Double-walled tube and fabrication technologies such as welder for narrow space are reported.
木曽原 直之; 石川 浩康; 二神 敏; Xu, Y.*; 下地 邦幸*; 河村 雅也*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10
JSFRの冷却系システムは革新技術として、ポンプ組込型IHX,2重壁構造蒸気発生器、及びショートエルボー配管の採用を検討している。これらは国内のFBRでは初めての経験であり、種々の設計検討や研究開発(R&D)が実施されてきている。本論文はこの新技術に対して、熱流動特性や構造健全性の観点で解析や設計評価を行った結果をまとめたものである。これまでの研究成果から、この革新技術の適用性見通しが得られつつあるところである。
若井 隆純; 鬼澤 高志; 小原 智史; 中島 崇*; 横山 哲夫*; 伊勢田 敦朗*; 小雲 信哉*; 二神 敏*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.171 - 181, 2011/07
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の蒸気発生器に適用予定の密着型2重伝熱管の製作性見通しを得ることを目的として、過去に製造実績のない改良9Cr-1Mo鋼製薄肉小径伝熱管の製作性見通しを、国内メーカーの有する既存の工業規模製造設備を用いた試作によって得るとともに、試作管に対する機械的試験や金属組織観察を通じて、所要の性能が具備されていることを確認した。また、試作管を用いて密着2重伝熱管を試作し、長さ15mまでの製作性見通しを得た。さらに、密着2重伝熱管に求められる内外管間の空隙幅,面圧及び等価熱伝導率を測定し、種々の製作パラメータについて検討するとともに、今後の課題を抽出した。
Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(3), p.229 - 240, 2011/04
原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器SGの熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラクスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。
黒目 和也*; 村上 久友*; 辻田 芳宏*; 二神 敏; 早船 浩樹
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.637 - 644, 2010/06
The Japan Atomic Energy Agency(JAEA), Mitsubishi FBR Systems, Inc (MFBR) and Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. (MHI) have been cooperated to study the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) in the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project. In order to improve the economic of commercialized FBR plant, many innovative design concepts are adopted and started to investigate. For example, two-loop piping system and integrated IHX/pump are adopted to reduce the number of components and volume of the building. And double-walled tube SG is adopted to improve the reliability. In the FaCT project, these concepts have been studied, and many tests and evaluation have been carried out. In this report, our activities for the main components of JSFR such as two-loop piping system, integrated IHX/Pump, and steam generator are summarized.
Liu, W.; 玉井 秀定; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率や圧力損失に関する既存相関式の妥当性の評価を行っている。本報では、15MPaの圧力条件下で試験を行い、二相流圧力損失に関する既存相関式の適用性について定量的に評価した結果について報告する。一連の試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわれる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラックスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。
Liu, W.; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/09
原子力機構では、次世代FBRで採用が検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、高圧条件下で試験を実施し、圧力損失を含む詳細な二相流データを取得するとともに、各種相関式の評価を行っている。本研究では、これらの高圧試験を模擬した解析を行い、二相流による圧力損失の増加割合を与える二相増倍係数相関式であるMartinnelli-Nelson式,Friedel式,Chisholm式,Hancox式及び均質流モデルに対して、それぞれの予測性能を評価した。一連の評価の結果、二相増倍係数相関式にChisholm式を用いることより、40g/s
200g/sの広い流量範囲で二相流の圧力損失を予測できることがわかった。
二神 敏; 早船 浩樹; 藤村 研; 佐藤 充*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9169_1 - 9169_8, 2009/05
JSFRの蒸気発生器には、安全性のみならず、製作コストと運転コスト低減が目標性能として要求される。現在実施中のFaCTプロジェクトでは、上記を実現するための一案として、75万kwe出力の直管2重管SGが開発されている。一方、直管2重管SGは伝熱流動,主要構造要素の製作性等の多くの開発要素を含むことから、目標性能を達成可能な代替概念の構築が必要である。目標性能を達成可能な代替概念の構築のため、2重伝熱管を代替する要素技術について探索した。探索にあたっての課題は、大単機出力SGにおける、水リーク事故時の破損範囲の限定化の達成である。破損範囲の限定化を達成するための要素技術として、伝熱管の耐ウェステージ性向上と早期水リーク検出について検討した。本論文では、耐ウェステージ性向上と早期水リーク検出を可能とする要素技術を検討したうえで、それらの技術を組合せて目標性能を達成可能なSG概念の提案と、提案したSG概念に対する性能評価について述べる。さらに、その実現性を検討するための研究計画について述べる。
Liu, W.; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2008/11
次世代FBR開発で検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の成立性評価には、運転条件の決定に不可欠な流動不安定発生限界を高精度で予測できる熱設計手法が必要である。SG熱設計手法で用いられる、各種相関式の改良及び検証に資するため、原子力機構では、高圧条件下で試験を実施し、圧力損失を含む詳細な二相流データを取得している。本研究では、TRACコードを使って、これらの一連の試験を模擬した解析を行い、高圧条件下での圧力損失を検証した。その結果、ボイド率,単相流の摩擦損失と二相流の摩擦損失の計算に、それぞれTRACベースドリフトモデル,Pffan相関式及びMartinelli-Nelson二相増倍係数を用いることにより、圧力損失を保守的に予測することがわかった。
二神 敏; 早船 浩樹; 佐藤 充*
JAEA-Research 2008-075, 94 Pages, 2008/10
JAEA-Research-2008-075.pdf:5.91MB
高速炉実用化戦略調査研究(FS)では、直管型2重伝熱管SG(2重管SG)を主概念として選定した。2重管SGは多くの開発要素を含むため、より開発要素が少ない設計オプションで構成される代替SG概念の構築が求められる。代替SG概念の検討方針は「安全性(炉心保護性能)が主概念と同等であること」,「資産保護性が主概念と同等であること」,「経済性の観点で実現性を有すること」,「研究開発の合理性・継続性の観点で主概念と共通の技術基盤を有する概念であること」である。本方針に基づき代替SG概念を検討した。検討の内容としては、水リーク時の破損伝播回避性能を向上させる設計オプションの抽出と、それらを組合せたSG概念の水リーク時の伝熱管保護性能を評価し、2重管SGと資産保護性が同等となる概念を構築した。これらの概念について、開発課題,採用時期等の観点から成立性を検証することにより、比較評価を実施し、代替SG概念候補として、伝熱管の耐ウェステージ性を向上させる「防護管付SG」及び「被覆付伝熱管SG」、2重管の開発難易度を低減させる「短尺2重管SG」を選定した。
