検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 51 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Core and safety design for France-Japan common concept on sodium-cooled fast reactor

高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.

EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12

日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。

論文

Coolability evaluation of debris bed on core catcher in a sodium-cooled fast reactor

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。

論文

SAS4A analysis study on the initiating phase of ATWS events for generation-IV loop-type SFR

久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。

論文

Numerical study on influence of Ohnesorge number and Reynolds number on the jet breakup behavior using the lattice Boltzmann method

岩澤 譲*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 金川 哲也*; 齋藤 慎平*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 坂場 弘*; 小山 和也*; 成合 英樹*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高速炉の炉心溶融事故時における事故後冷却性評価のために、冷却材中にジェット状に射出された溶融燃料の微粒化挙動を詳細に把握することが望まれている。本研究では、粘性がジェット挙動に与える影響を調べるために、3次元二相流体格子ボルツマンモデルを用いたジェット挙動の数値シミュレーションを行い、結果をオーネゾルゲ数とレイノルズ数で整理した。結果として、ジェット挙動の評価には、ジェットの粘性と同様に冷却材の粘性の影響も考慮する必要があることを示した。

論文

格子ボルツマン法によるジェットブレイクアップ挙動解析

松尾 英治*; 阿部 豊*; 岩澤 譲*; 海老原 健一; 小山 和也*

日本機械学会論文集(インターネット), 81(822), p.14-00409_1 - 14-00409_20, 2015/02

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故を想定した場合、溶融炉心材料の冷却材へのジェットのブレイクアップ挙動を理解することが必要であることから、流体力学的相互作用によるジェットブレイクアップ挙動を格子ボルツマン法(LBM)を用いシミュレーションした。まず、実験との比較により、LBMのジェットブレイクアップシミュレーションへの適用可能性を検証した。さらに、ウェーバー数及びフルード数などの無次元数の影響をLBMを使って調べた。その結果、ジェット界面が不安定になる場合、ジェットブレイクアップ長さはフルード数に依存せず、エプスタインの相関式とよく一致することが分かった。なお、本論文は、日本機械学会第18回動力・エネルギー技術シンポジウムでの発表内容を詳細にまとめたものである。

論文

A Scenario of core disruptive accident for Japan sodium-cooled fast reactor to achieve in-vessel retention

鈴木 徹; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春; 中井 良大; 小山 和也*

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.493 - 513, 2014/04

 被引用回数:70 パーセンタイル:98.83(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の最も有望な概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉(JSFR)を選定した。JSFRの設計基準外事象に対する安全設計要求は、過酷事故の防止、及び事故影響の緩和である。特に、事故影響の緩和に関しては、仮想的な炉心損傷事故(CDA)を炉容器内に格納すること(IVR)が求められている。これらの安全設計要求の充足性を検討するためにCDAシナリオを構築し、その中で出力逸走の排除と損傷炉心物質の炉容器内冷却の成立性を評価してIVRが達成されることを示さなければならない。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的なダイアグラムを用いて摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を試験データと計算シミュレーションに基づいて評価した。これは、CDAシナリオを構築する上で前例のないアプローチであり、IVRの失敗要因と設計方策の有効性を客観的に評価する上で非常に有効な手法である。本研究から、原子炉容器の機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVR達成に向けた明確な見通しを得ることができた。

論文

格子ボルツマン法HCZモデルによるジェットブレイクアップ挙動評価,1; ブレイクアップ長さの評価

松尾 英治*; 阿部 豊*; 岩澤 譲*; 海老原 健一; 金子 暁子*; 坂場 弘*; 小山 和也*

第18回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.75 - 76, 2013/06

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故を想定した場合、溶融炉心材料の冷却材へのジェットのブレイクアップ挙動を理解することが必要であることから、格子ボルツマン法HCZモデルを用いジェットブレイクアップをシミュレーションした。まず、実験との比較により、格子ボルツマン法HCZモデルのジェットブレイクアップシミュレーションへの適用可能性を検証した。さらに、シミュレーションによる感度解析により、ジェットブレイクアップの支配因子が流体力学的微粒化である場合、ジェットブレイクアップ長さはエプスタインの相間とほぼ一致することがわかった。

論文

格子ボルツマン法HCZモデルによるジェットブレイクアップ挙動評価,2; ブレイクアップに及ぼす周囲流動場の影響

岩澤 譲*; 阿部 豊*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 金子 暁子*; 坂場 弘*; 小山 和也*

第18回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.77 - 78, 2013/06

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故を想定した場合、溶融炉心材料の冷却材へのジェットのブレイクアップ挙動を理解することが必要である。本研究では、ジェットの周囲流体の効果を調べるため、格子ボルツマン法HCZモデルを用いたジェットブレイクアップシミュレーションによって、表面及び微粒化挙動を考察した。結果として、ジェット側面で起こる微粒化によってジェットがブレイクアップすることが観測され、流体力学的微粒化がジェットブレイクアップの支配因子である場合、ジェットブレイクアップ機構がエプスタインが提案する機構に従うことを確認した。

論文

Influence of fragmentation on jet breakup behaviour

岩澤 譲*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 黒田 泰平*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 坂場 弘*; 小山 和也*; 伊藤 和宏*; 成合 英樹*

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05

高速増殖炉の安全な設計において、炉心崩壊事故が起きることを想定した場合、ナトリウム冷却材による炉心溶融物の固化及び除熱が強く要求される。溶融物ジェットの固化挙動を評価するには、炉心溶融物と冷却材との相互作用を詳細に理解する必要がある。本研究では、炉心溶融物を模擬した溶融金属及び透明流体を、冷却材を模擬した水に射出した実験において、両模擬部物質のジェットブレイクアップ挙動を高速度ビデオカメラで観察し、既存の理論との比較した。さらに、二相流体格子ボルツマン法を用いた液体ジェットのシミュレーションにより定性的なジェット挙動を再現した。

論文

Numerical simulation of melt-down behavior in SFR severe accidents by the MUTRAN code

久保田 龍三郎*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

本論文はJSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の数値シミュレーションで解明したメルトダウン事象進展を説明する。損傷炉心での複雑な炉心物質運動及びそれに関連した熱伝達挙動を模擬するため、多成分,多速度場のコンピュータコードであるMUTRANを適用した。MUTRANの解析は健全形状から損傷挙動を取り扱った。また、2種の初期状態として、炉心に冷却材のない漏えい型及び冷却材が燃料炉心上部までを覆う沸騰型を取り扱った。解析は代表的な事象進展を明らかにした。

論文

Evaluation of core disruptive accident for sodium-cooled fast reactors to achieve in-vessel retention

鈴木 徹; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春; 中井 良大; 小山 和也*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12

商業用ナトリウム冷却高速炉の最も有力な候補概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉JSFRを選定した。設計拡張状態におけるJSFRの安全設計要求は過酷状態に陥ったプラントを制御することに置かれており、これは事故の進展防止と過酷事故の影響緩和を含んでいる。特に、過酷事故の影響緩和に関しては、炉心損傷事故(CDA)を原子炉容器内に閉じ込めること(IVR)が要求されている。このような安全要求に対する充足性を検討するためには、JSFRのCDAシナリオを構築することが必要であり、その中で出力バーストの回避とIVRの達成が評価されることになる。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的ダイアグラムを作成することによって摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を既存の試験データと数値シミュレーションによって評価した。その結果、原子炉容器バウンダリの機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVRを達成するための明確なビジョンを得ることができた。

論文

Development of Level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors; Overview of evaluation technology development

鈴木 徹; 中井 良大; 神山 健司; 清野 裕; 小山 和也*; 守田 幸路*

NEA/CSNI/R(2012)2, p.381 - 391, 2012/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の包括的な安全評価を実施するためには、確率論的安全評価(レベル2PSA)が不可欠である。この目的を達成するため、原子力機構はレベル2PSAで評価対象となる全事象に対し、解析手法及び技術的データベースの整備を実施した。SAS4A, SIMMER-III, DEBNET, ARGO及びAPPLOHS等の既存の解析コードに加えて、損傷炉心における長期的な物質再配置挙動を評価するため、MUTRANとSIMMER-LTという2つの解析コードを新たに開発した。これらの開発により、原子炉容器内の事象推移を系統的に評価することが可能になった。また、原子炉容器外(格納容器内)における事象推移をSFRに特有の現象を踏まえて評価するため、CONTAIN/LMRコードを改良するとともに、同コード内で用いられる解析モデルをナトリウム-コンクリート反応に関する新たな試験データを活用することによって検証した。さらに、レベル2PSAの現象論的イベントツリーを構築するために必要となる技術的データベースを整備した。このデータベースでは、事象推移に顕著な影響を与える支配因子が既往の関連知見(試験データ及び解析結果)に対応付けられている。

論文

Safety strategy of JSFR eliminating severe recriticality events and establishing in-vessel retention in the core disruptive accident

佐藤 一憲; 飛田 吉春; 小西 賢介; 神山 健司; 豊岡 淳一; 中井 良大; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vassiliev, Y. S.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.556 - 566, 2011/03

JSFR設計においては炉心崩壊事故における厳しい再臨界事象を排除することにより炉心物質の炉容器内保持を確実にすることとしている。本設計では起因過程における冷却材ボイド化による過大な反応度挿入を抑制するために最大ボイド反応度などの設計パラメータを適切に選定するとともに、CDAの主要課題であった全炉心規模の溶融燃料プール形成のリスクを集合体内部ダクトを導入することにより排除するものとしている。これらの設計方策の有効性をこれまでに得た試験データ及びこれらによって検証された解析モデルによる評価に基づきレビューした。この結果、現JSFR設計により厳しい出力バースト事象は排除できると判断された。

論文

Development of level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors, 1; Overview of evaluation technology development

中井 良大; 鈴木 徹; 神山 健司; 清野 裕; 小山 和也*; 守田 幸路*

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷シーケンスを系統的に評価するため、レベル2PSA評価手法を確立した。既存の評価ツールに加えて、MUTRANとSIMMER-LTコードを炉心物質再配置過程の評価のために開発した。また、ナトリウム冷却高速炉の炉外事象過程の特徴を考慮した評価を行うため、評価モデルのCORCONとVANESAを新規に実施した試験に基づき改良した。ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAのイベントツリーを構築・定量化するための技術的知見をデータベースとしてまとめた。これにより、ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAの技術的基盤が整備された。

論文

The Result of a wall failure in-pile experiment under the EAGLE project

小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 237(22), p.2165 - 2174, 2007/11

 被引用回数:42 パーセンタイル:92.6(Nuclear Science & Technology)

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう高い熱流束存在の結果として生じていることがわかった。試験の結果は、溶融燃料の流出経路を通じた流出が早期に開始することを示唆しており、これは再臨界問題排除シナリオを構築するうえで有利な特性である。

論文

The Eagle project to eliminate the recriticality issue of fast reactors; Progress and results of in-pile tests

小西 賢介; 久保 重信*; 佐藤 一憲; 小山 和也*; 豊岡 淳一; 神山 健司; 小竹 庄司*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.

Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.465 - 471, 2006/11

FBRの実用化に向けて、炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るために、EAGLEプロジェクトを進めている。EAGLEプロジェクトは、FBRの炉心損傷事故を想定しても、溶融した燃料が早期に炉心外に流出することにより、再臨界問題の排除が可能であることを示すことを目的としている。本プロジェクトは、カザフ共和国の試験炉IGR及び関連施設を用い、炉内試験と炉外試験の特長を生かした試験計画としている。炉内試験計画は、8kgの燃料溶融を実現しナトリウムの存在する条件で燃料流出挙動を観察する炉内大規模ナトリウム試験を2回実施することにより実証性の高い実験的知見を得ることを目的として、小規模試験,中規模試験,大規模ドライ(ナトリウムなし)試験とステップアップするものとした。現在までに炉内大規模ナトリウム試験の1回目までを順次実施し、溶融燃料の早期の炉心外流出を示唆する試験結果を得た。これまでに得られた結果は、今後実施する最終試験の結果と併せて、実機評価の妥当性確認に活用される。

論文

The Result of medium scale in-pile experiment conducted under the EAGLE-project

小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.

Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 16 Pages, 2006/03

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう20MW/m$$^{2}$$もの高い熱流束の存在の結果として生じたことがわかった。

論文

プローブ計測の基礎から応用まで

雨宮 宏*; 和田 元*; 豊田 浩孝*; 中村 圭二*; 安藤 晃*; 上原 和也; 小山 孝一郎*; 酒井 道*; 橘 邦英*

プラズマ・核融合学会誌, 81(7), p.482 - 525, 2005/07

プラズマ核融合学会からの依頼原稿である。幅広い専門分野にわたる学会誌読者のために核融合プラズマでのプローブ測定の実際を解説した。第1章では、シングルプローブにおけるプローブ特性から電子温度と密度を決定する手順と電子エネルギー分布関数の測定法及びイオン温度の測定について静電エネルギー分析器,イオン感受プローブを取り上げて解説した。第2章ではダブルプローブにおけるイオン温度とフローの測定法を非対称プローブと回転対称プローブを取り上げて解説した。原研のトカマクのJFT-2, JFT-2a及びJFT-2Mで得られたデータを紹介してプローブ測定の実際を解説した。

報告書

緊急時プラント過渡応答解析(2)

小山 和也*; 菱田 正彦*

JNC TJ9440 2000-002, 90 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-002.pdf:1.43MB

動的信頼性評価プログラムDYANAの開発に資するため、プラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、緊急時に想定される事故シーケンスの解析を行った。本作業では、昨年度作成の解析モデル及び入力データを使用して、DYANA整備に必要な事故シーケンスのうち昨年度未実施のPLOHS(Protected Loss of Heat Sink)シーケンス9ケースについて、入力データ作成及び解析を行い、その結果を整理した。

報告書

各種燃料炉心の事故後熱除去特性比較解析作業

大山 一弘*; 渡辺 収*; 小山 和也*

JNC TJ9410 2001-002, 93 Pages, 2000/03

JNC-TJ9410-2001-002.pdf:1.8MB

FBRサイクル開発戦略調査研究では、従来から開発が進んでいる MOX燃料-ナトリウム冷却の高速増殖炉のみではなく、燃料については金属、窒化物等、冷却材についてはガス、水、鉛冷却等を組み合わせた種々の増殖炉概念についての比較検討が行われている。本作業では、技術的には考えられないが、影響の大きさの点で重要な事象である炉心崩壊事故を炉容器内で終息させるための事故後崩壊熱除去能力の解析を、開発戦略調査研究で候補として挙げられている種々の概念について行い、種々の増殖炉概念についての比較検討を安全面から行うことを目的としている。本作業では予備的評価として、燃料及び冷却材の違いが事故崩壊熱除去に与える影響の大きさを把握するため、実用化炉心候補と考えられる燃料/冷却材の概念(3種類の燃料(MOX,金属、窒化物)と4種類の冷却材(ナトリウム、鉛、水、炭酸ガス)の組み合わせについて、損傷炉心が体積した常態を想定し、継続して徐熱、保持の可能な堆積厚さを評価して比較検討を行った。なお評価には、DEBRIS-MDコードを1次元モジュール化したコードを使用した。 DEBRIS-MDコードは、ナトリウム冷却材向けに開発されたものであり、鉛冷却材、水冷却材及び炭酸ガス冷却材も解析対象とするため、別途、物性値データ及び熱伝導モデル式の修正を行い、解析に使用した。また、デブリ冷却用の流路構成を自由に選べる1次元フローネットワークコードを開発し、上記の1次元モジュール化したコードと結合することによって、炉容器内に堆積したデブリの状態を炉容器及び冷却系内の熱輸送とともに解析するコード「DEBNET」を整備した。さらに、DEBNETの基本的な解析機能を確認する目的で600MWe級の大型FBRを対象とした試計算を行い、妥当性を確認した。

51 件中 1件目~20件目を表示