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論文

Application of CFD code with debris-bed coolability assessment model to pool Type SFR

中村 博紀*; 早川 教*; 柴田 明裕*; 佐々 京平*; 山野 秀将; 久保 重信

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 7 Pages, 2022/10

デブリベッドの長期冷却性評価のため、本研究ではデブリベッドモジュールと連成させた3次元解析手法を開発した。連成解析により、浸漬型直接炉心冷却熱交換が稼働後に、ホットプレナムとコールドプレナムの間で冷却材の自然循環が4つの中間熱交換器を通じて確立されることを示した。デブリベッドに接したコールドプールは継続的に冷却され、自然循環だけなく、ホットプールとコールドプールを隔てる分離板を通じた熱伝達により冷却される。デブリベッドの温度分布に対するコアキャッチャ周辺の3次元流れの影響は現在の計算条件では20$$^{circ}$$C程度であった。

論文

Event tree analysis for material relocation on core catcher in a sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 久保 重信; 菅 太郎*; 柴田 明裕*; Hourcade, E.*; Dirat, J. F.*

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 10 Pages, 2022/08

本論文では、まずコアキャッチャへの負荷に関する重要な点と共に、イベントツリー解析のアプローチとスコープを記述する。解析条件としては、コアキャッチャ負荷条件として上限ケースと保守側ケースを対象にした。イベントツリーの重要なヘッディングには重要現象が含まれ、ストロングバック設計、下部ナトリウムプレナムにおける燃料冷却材相互作用と固化,ジェットアタック,コアキャッチャ上での臨界性と冷却性とした。本論文では、高額的判断に基づく確率ランクテーブルを用いて、予備的な定量化を試行した。このイベントツリー解析により、支配的なシーケンスが同定され、コアキャッチャへの負荷と設計対策の有効性の効果を明確にした。この研究により、臨界性対策がコアキャッチャ研究に非常に重要であることが示唆された。

論文

Coolability evaluation of the debris bed on core catcher in a sodium-cooled fast reactor with a whole vessel model

山野 秀将; 久保 重信; 佐々 京平*; 柴田 明裕*; Hourcade, E.*; Dirat, J. F.*

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 9 Pages, 2022/08

本論文は、短時間でコアキャッチャ上での燃料堆積を仮定して、様々な崩壊熱除去系(DHRS)運転条件でのデブリベッドの冷却性評価を記述する。評価は、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDで実施した。冷却性評価では、DHRS1系統さえ稼働されれば、現設計は、コアキャッチャ周辺の十分な自然循環流によってデブリベッドの冷却性は確保できることを示した。悲観的な条件での感度解析では、短時間でコアキャッチャ上にほとんどの燃料が堆積したとしても、改善されたDHRSの少なくとも1系統あれば、デブリベッドは冷却可能であることを示した。

論文

France-Japan collaboration on the SFR severe accident studies; Outcomes and future work program

久保 重信; Payot, F.*; 山野 秀将; Bertrand, F.*; Bachrata, A.*; Saas, L.*; Journeau, C.*; Gosse, S.*; Quaini, A.*; 柴田 明裕*; et al.

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04

The paper presents major outcomes of the France-Japan ASTRID collaboration and the work program from 2020 to 2024 in the field of severe accident study. In the ASTRID collaboration, severe accident sequences were summarized based on the various safety analyses for the important accident phases, which contributed to strengthen the confidence in the ASTRID severe accident progression for a robust safety demonstration and identification of R and D programs of common interest. Collaborative analysis has been conducted to evaluate ASTRID mitigation device efficiency for mitigation of power excursions, material relocation, debris bed and molten pool behavior on the core catcher. The methodology for mechanical consequence assessment was also developed. In order to support the reactor studies, experimental studies have been planned and conducted regarding the reaction of core material mixtures, in-pile experiments for the fuel pin failure and material relocation through a steel duct structure, and out-of-pile experiments for the fuel coolant interaction (FCI) in the sodium pool. Severe accident analysis tool SIMMER-V with new simulation capabilities and SEASON platform have also been developed. Based on these successful achievements, several tasks to study the large fields of the severe accident domain, which include development of severe accident analysis methodologies and synthesis of SA sequences and consequences, thermodynamics, kinetic and thermo-physical studies of core material mixture, development and validation of SIMMER-V, experimental programs on the molten core material relocation and FCI. After defining the technical contents and implementation plans, the five years study programs have been started.

口頭

ナトリウム冷却高速炉の設計最適化への動的PRAの適用検討

加藤 篤志; 井手 章博*; 柴田 明裕*; 石崎 未来*; 田中 太*; 坂場 弘*; 西崎 千博*; 澤入 剛*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、一般に崩壊熱除去系(DHRS)の使命時間が軽水炉よりも長く設定される。そこで、プラント状態の経時変化を扱える動的確率論的リスク評価(PRA)の適用性について検討し、状態変化に着目したリスク情報が抽出できることを確認した。

口頭

Status of a pool-type SFR conceptual design study in Japan

柴田 明裕*; 久保 重信

no journal, , 

日本のタンク型SFRの概念検討状況として、我が国が主導して構築したナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドラインに適合する設計アプローチを報告する。

口頭

3次元CFDコードと1次元デブリベッド評価モジュールとの結合手法によるデブリベッド冷却性評価

中村 博紀*; 柴田 明裕*; 早川 教*; 山野 秀将; 久保 重信

no journal, , 

3次元CFDコードと1次元デブリベッド評価モジュール(DBモジュール)のカップリングコードを用いて、コアキャッチャ上のデブリベッドの冷却性評価を実施し、長期安定冷却が達成できる見通しを得た。

口頭

Progress of a pool-type SFR conceptual design study in Japan

久保 重信; 日暮 浩一*; 柴田 明裕*

no journal, , 

日本におけるタンク型の次世代ナトリウム冷却高速炉の概念検討に関する進捗状況を報告する。第4世代原子炉国際フォーラム(GIF)で策定したナトリウム冷却炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドラインを適用した安全設計としている。除熱機能全喪失を実質回避するために崩壊熱除去設備を強化するとともに、その性能を評価している。

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