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吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 上羽 智之; 田中 正暁; 根本 俊行*
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03
上部炉心支持板のたわみによる反応度添加の可能性を調べるため、EBR-IIにおける燃料集合体と炉心支持板を含む領域の構造解析と燃料集合体の傾きによる反応度評価を実施した。その結果、低流量時の上部炉心支持板は高流量時に比べて下向きのたわみが大きくなり、燃料集合体の傾きにより正の反応度が入ることが示唆された。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 中峯 由彰*; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 飯田 将来*; 田中 正暁
第27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), 5 Pages, 2023/09
原子力機構では、開発コストの低減を目的とし、ナトリウム冷却高速炉の仮想プラントモデルを計算機内に構築することにより、コストのかかる実験を、さまざまなプラント状態における機器間の相互作用を考慮可能な数値計算に代替する連成解析手法の整備を進めている。本報では、米国高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験を対象とした計算結果と、炉心入口温度や原子炉出力等の実験データとの比較により、仮想プラントモデルの適用性を確認した結果を報告する。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08
安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。
堂田 哲広; 中峯 由彰*; 桑垣 一紀; 浜瀬 枝里菜; 菊地 紀宏; 吉村 一夫; 松下 健太郎; 田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 28, 5 Pages, 2023/05
高速炉を含む革新炉のライフサイクルを自動的に最適化する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の開発の一環として、高速炉の概念設計段階の最適化をサポートするARKADIA-Designを開発している。ARKADIA-Designは、3つのシステム(仮想プラントライフシステム(VLS)、評価支援・応用システム(EAS)、知識管理システム(KMS))で構成され、設計最適化フレームワークが各システムのインターフェースを通じて3つのシステム間の連携を制御する。本稿では、VLSによるプラント挙動解析とEASによる最適化検討を組み合わせた設計最適化解析を実行する「最適化解析制御機能」の開発について報告する。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれたフィードバック反応度評価手法の妥当性確認のため、米国高速実験炉EBR-IIで行われたULOHS模擬試験(BOP-301, BOP-302R試験)のベンチマーク解析を実施している。本研究では、炉心湾曲反応度モデルを新たに加えた1D-CFD連成解析を実施した。BOP-301試験では、本炉心反応度モデルの適用性が確認でき、BOP-302R試験では、炉心拘束系の考慮や炉心・制御棒相対変位反応度のモデル化の必要性が示唆された。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04
高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
堂田 哲広; 上羽 智之; 大釜 和也; 吉村 一夫; 根本 俊行*; 田中 正暁; 山野 秀将
日本機械学会関東支部第29期総会・講演会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/03
ナトリウム冷却高速炉の炉心変形による反応度をより現実的に評価するため、炉物理、熱流動、構造力学の連成解析による炉心変形反応度評価手法を開発した。本評価手法では、燃料集合体の湾曲を有限要素法のビーム要素でモデル化し、集合体ラッパ管のパッド部での隣接集合体間の接触をパッド部専用の要素でモデル化した解析手法を採用した。その検証として、過去に実施されたベンチマーク問題の集合体単体の自由熱湾曲及び炉心体系での集合体熱湾曲による隣接集合体間接触について計算し、本解析モデルによる解析結果が理論解またはベンチマークに参加した他機関の解析結果とよく一致することを確認した。この結果から、本解析モデルが集合体の熱湾曲を適切に計算できることを確認した。
堂田 哲広; 吉村 一夫; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 上羽 智之; 田中 正暁
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 3 Pages, 2022/09
ARKADIA-Designは、概念設計段階にあるナトリウム冷却高速炉の最適化を支援するために開発されている。設計最適化には、様々な設計オプションを効率的に評価する1次元プラント動特性解析や、マルチフィジックスを含む局所現象を詳細に評価する多次元解析など、様々な数値解析が必要である。ARKADIA-Designは、解析コードを連携させ、意図した解像度で現象を再現するマルチレベルシミュレーション(MLS)手法に基づき、プラント全体の解析を行う。本論文では、ARKADIA-DesignのMLSにおける連成解析手法の概要と、連成解析手法を用いた高速増殖実験炉EBR-II試験の数値シミュレーションを紹介する。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 10 Pages, 2022/08
反応度モデルの適用性確認のため、タンク型高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験のベンチマーク解析に参加している。コールドプールを完全混合モデルで模擬したプラント動特性解析(1D)コードを使用したブラインドフェーズにおける解析では、コールドプールで発生している温度成層化現象を無視したことにより、炉心入口温度の上昇が緩慢であり、フィードバック反応度が過小評価されていることがわかった。そこで、本報では、コールドプールを数値流体力学(CFD)解析コードで詳細に模擬し、1D-CFD連成解析手法を適用することで、コールドプールにおける温度成層化現象と炉心入口温度上昇を再現できることを確認した。
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
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。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 藤崎 竜也*; 村上 諭*; Vilim, R. B.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計最適化や安全強化のため、プラント全体応答から局所現象までの一貫した評価を可能とするマルチレベルシミュレーション(MLS)システムを構築している。MLSシステムによる連成手法の妥当性確認のため、1次元プラント動特性解析コードとしてSuper-COPDを、多次元熱流動解析コードとしてFluentを使用した1D-CFD連成解析手法をEBR-IIの自然循環試験に適用した。その結果、プラント全体応答を押さえつつ、上部プレナム,Z型配管やコールドプールの温度成層化現象(多次元熱流動現象)を予測可能であることを確認した。また、実測データとの比較から本手法の自然循環試験への適用性を確認した。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 山野 秀将; 井川 健一*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08
プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれたフィードバック反応度評価手法の妥当性確認のため、米国高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R, BOP-301試験)のベンチマーク解析を実施した。炉心入口温度及び原子炉出力の実測データと解析結果の比較から、Super-COPDのフィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
石川 博久*; 山田 一夫*; 吉村 光彦*
PNC TN8410 86-038, 46 Pages, 1986/05
高レベル放射性物質研究施設(CPF)除染室内において,ガラス固化ホット試験で作製した固化体のキャニスタ表面汚染の除去を目的として,ワイヤブラシと高圧水を併用した除染試験を実施した。 ワイヤブラシと高圧水連続噴射(150kg/CM2)の場合は,約20分間で表面汚染密度が当初の3
10-1
Ci/CM2から510-5Ci/CM2となった。除染効果としては,表面汚染密度は時間の二乗に反比例して減少している。噴射する高圧水を連続から間欠(20秒/分)にした場合の除染効果の差異は,ほとんど認められなかったが,低圧水(2kg/CM2)の場合は表面汚染密度が1桁程度高く,除染効果が悪かった。20分間除染後のキャニスタは,いずれも表面の酸化膜が除去され,金属光沢を有していた。
堀江 水明; 大内 仁; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 吉村 光彦*; 狩野 元信*
PNC TN841 85-39, 25 Pages, 1985/11
第1回ガラス固化試験で作製した高レベル廃液添加ガラス固化体について物性測定機器類の確認を兼ねた固化体評価試験が終了した。また,つづいて作製した第2回
第5回ガラス固化試験固化体の評価試験も一部実施した。 試験の結果,以下の知見が得られた。 1)固化体評価試験は全て遠隔操作で実施できた。 2)第1回固化試験固化体の物性は,SW-7コールド固化体の物性とほぼ同じだった。 3)固化体軸方向
スキャニングの結果Cs-137,Cs-134,Eu-154は均一に分布していた。Rh-106(Ru-106)は偏在しやすい傾向が見られたが,撹拌流下を行えば均一な分布になる。
吉村 一夫; 相澤 康介; 市川 健太; 森 健郎; 山田 文昭
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失を確実に防止するため、主冷却系自然循環又は原子炉容器液位確保策に失敗した場合にも炉心冷却に対応できる独立の対策として、代替崩壊熱除去手段について検討し、プラント動特性解析により炉心冷却性の観点から有効である見通しを得た。
松井 一晃; 吉村 一夫; 相澤 康介; 市川 健太; 山田 文昭
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいに起因した原子炉容器(RV)液位低下による主冷却系循環流路の途絶に対し、RV液位計算を実施し、RVへの冷却材補給及び破損孔とRVの隔離を目的とした液位確保対策が有効である見通しを得た。
吉村 一夫; 池田 真輝典; 江沼 康弘; 相澤 康介
no journal, ,
DECに対する最適評価手法としてもんじゅの受動的安全特性を考慮して1次主冷却系2箇所漏えい評価を行った。原子炉容器液位低下に伴うカバーガス圧力減少により漏えいナトリウム総量が緩和される(負圧効果)。この負圧効果を考慮することにより、1次主冷却系2箇所漏えい時にも崩壊熱除去に必要な原子炉容器液位を保持できる見通しを得た。
森 健郎; 素都 益武; 今泉 悠也; 吉村 一夫; 深野 義隆
no journal, ,
廃止措置段階における熱的影響評価として燃料健全性を評価した。本報では、廃止措置段階での燃料の取扱いについて整理し、炉心、炉外燃料貯蔵槽、燃料池及び燃料集合体の移送中の各段階における燃料健全性に関わる保守的評価の結果を示す。
西野 裕之; 栗坂 健一; 吉村 一夫; 西村 正弘; 深野 義隆
no journal, ,
高速炉の特徴、運転後の燃料交換時期を考慮して展開したイベントツリーから燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出するとともに燃料損傷防止対策を抽出し、防止対策の余裕時間、及び必要な設備容量等を検討し、事故シーケンスを代表する重要事故シーケンスを選定した。
西村 正弘; 吉村 一夫; 谷中 裕; 山田 文昭; 森 健郎; 西野 裕之; 深野 義隆
no journal, ,
高速炉における特徴等を踏まえ、前報で原子炉運転停止時の「反応度の誤投入」「原子炉容器液位確保機能喪失」「崩壊熱除去機能喪失」「全交流電源喪失」の重要事故シーケンスが選定された。本報告では、これらの重要事故シーケンスについて、選定された燃料損傷防止対策の有効性を評価した。
