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田上 浩孝; 石田 真也; 飛田 吉春
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1548 - 1562, 2023/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)将来炉の設計において、軸方向及び水平方向に非均質な炉心を持つ高速炉の炉心崩壊事故の事象進展評価の需要がある。これを実現するために、高速炉の炉心崩壊事故解析コードであるSIMMERに、計算負荷を増大させずに任意の数の燃料核種成分の移動を流動場で評価し、その空間分布を詳細化するPu vectorモデルを考案した。従来のコードでは、流動部が扱う燃料核種成分が2つであったことから、炉心損傷事故評価を実施する前に、対象炉心に対して、燃料核種を最適な2成分に分類するための作業を行う必要があった。また、大型炉やブランケット燃料を含む炉で顕著となる、燃料核種成分の空間的に不規則な分布を評価するために扱える燃料成分数が不十分であり、集合体ごとの出力分布の解析精度に限界があった。Pu vectorモデルの導入によって、考慮すべき燃料核種成分の初期分布を与えるのみで、計算セルにおける燃料核種成分の割合と対流を通したその分布の変化が詳細化されるため、将来の大型非均質炉解析へのSIMMERの適用性が向上すると考えられる。
石田 真也; 田上 浩孝; 飛田 吉春; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信
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
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の評価に際し、CDAの起因過程から遷移過程までの一貫解析を可能とするとともに多様な炉心にも適用できるようにするため、日仏協力のもとでSIMMER-Vの開発を進めている。本研究ではこの開発の中心となる詳細燃料ピンモデルを開発し、一貫解析に必要な事故の開始から燃料ピンの破損までの燃料ピンの挙動の模擬を可能とした。加えて、詳細燃料ピンモデルを構成する各種モデルの検証を行い、高速炉の安全評価ツールとしての信頼性を向上させた。
石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
One of the effective design measures against core disruptive accident (CDA) is to decrease void reactivity, and a sodium-cooled fast reactor (SFR) with low void reactivity has been developed to improve reactor safety for future SFR. The evaluation of small SFRs, which can have a negative void reactivity coefficient, is useful to examine the reactor characteristics for future research and development. The event progression of unprotected loss of flow (ULOF), which is a typical initiating event of CDA, was analyzed by the SAS4A code. In comparison with a general behaviour of large SFR with relatively higher positive void reactivity, it was confirmed that the low void reactivity reactor has the following characteristics: (1) Event progression becomes slow and mild. (2) Positive reactivity insertion by a cladding melting and relocation has larger importance. (3) Generating mechanical energy during the initiating phase becomes less likely to occur.
石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)To improve the safety of future SFRs, the development of SFRs with low void reactivity has been promoted. Small SFRs can have a negative void coefficient of reactivity, so the analysis of the CDA event sequence in small SFRs is valuable for the investigation of the reactor characteristics for the future research and development of SFRs. In this study, the typical initiating events of a CDA in small SFRs were evaluated with the computational code, SAS4A. The event progression of ULOF and UTOP in the low void reactivity reactor is found to be slow due to the effective operation of the negative reactivity feedback and the absence of significant positive reactivity insertion. No power excursion occurs in the initiating phase. In ULOF, the cladding melt and relocation behavior becomes more important for the evaluation of the event progression due to its positive reactivity.
青柳 光裕; 曽根原 正晃; 石田 真也; 内堀 昭寛; 川田 賢一; 岡野 靖; 高田 孝
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 3 Pages, 2022/09
Development of Advanced Reactor Knowledge- and Artificial Intelligence (AI)-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA) has been started in Japan Atomic Energy Agency. ARKADIA can automatically provide possible solutions of design, safety measures, and a maintenance program to optimize the lifecycle performance of advanced reactors by using the state-of-the-art numerical simulation technologies. In the first phase of this project, ARKADIA-Safety is developed for the purpose of automatic optimization of the severe accident (SA) management and its feedback to the plant design of sodium-cooled fast reactors (SFRs). This paper describes the overview of ARKADIA-Safety and its application for SA evaluation.
石田 真也; 深野 義隆
日本機械学会論文集(インターネット), 88(911), p.21-00304_1 - 21-00304_11, 2022/07
炉心損傷事故(CDA)の初期の段階である起因過程の評価に係る解析コードSAS4Aに関しては、これまでにCDAの代表的な事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF)に対してPIRT手法を適用し、評価手法の信頼性向上が図られている。本研究では、PIRT手法を用いてUTOPの分析を行って物理現象を抽出するとともに、それらの物理現象にランク付けを行って8つの重要現象を抽出し、ULOFとの違いを明らかにした。さらに、抽出した重要現象に対して評価マトリクスを作成し、評価マトリクスに沿って妥当性確認を行った。評価マトリクスの作成においては、UTOPの重要現象に対してULOFの評価マトリクスで網羅されていない部分に対して妥当性確認を行った。本研究によって、SAS4Aをより広範な事故事象へ適用することが可能となり、当該コードの信頼性を大きく向上させることができた。
石田 真也; 深野 義隆
第25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), 4 Pages, 2021/07
ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究では炉心損傷事故(CDA)の適切な評価が重要となる。CDAの初期の段階である起因過程の評価手法に関しては、これまでにCDAの代表的な事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF)に対してPIRT手法を適用し、評価手法の信頼性向上が図られている。本研究ではULOFと同様に代表的な事象である過出力時炉停止失敗事象(UTOP)に対してPIRT手法を適用し、16の物理現象を抽出するとともに、それらの物理現象にランク付けを行って8つの重要現象を抽出した。また、反応度変化に係る物理現象は主に冷却材のボイド化と燃料の移動によるものであるため、燃料の破損後の物理現象としては、ULOFとUTOPとで事象進展が異なっているにもかかわらずランク付けは同じとなるが、燃料の破損に至るまでの冷却材に関する物理現象のランクは、定格流量の冷却材が流れていることによりUTOPの方がULOFよりも低い結果となることが分かった。
石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00523_1 - 19-00523_17, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の起因過程を評価する安全解析コードSAS4Aの客観的な検証の十分性を示すためにSAS4Aの検証にPIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)手法を導入した。当該手法に基づいて、課題と検証の目的の明確化、対象施設とシナリオの選定、FOMと重要現象の選定を行い、解析モデルと試験の検討結果を併せて検証マトリクスを作成した。作成した検証マトリクスと試験解析の結果によって、起因過程評価に必要な解析モデルが不足なく検証されていることを示した。加えて、今回の検証マトリクスは各物理現象の関連性も含んだ総合的な検証となっているため、この検証マトリクスを用いた検証は高い信頼性を有する検証であると言える。すなわち、本研究によって、SAS4Aコードの信頼性を大きく向上させることができた。
石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 10 Pages, 2019/05
高速炉の安全研究の分野では炉心損傷事故(CDA)が評価上重要な課題であるとして、当該事故に関する評価手法の研究開発が進められて来ている。その中でSAS4AはCDAの起因過程(IP)の事象進展を評価するために開発が進められている解析コードである。本研究ではSAS4Aの信頼性向上のため、PIRT手法を適用したSAS4Aの検証を行った。SAS4Aの検証は、(1) CDAの代表的な事象であるULOFに対する評価指標(FOM)の選択、(2) ULOFに関連する物理現象の抽出、(3)物理現象のランク付け、(4)評価マトリクスの構築、(5)評価マトリクスに基づく試験解析、という流れで実施し、これによりSAS4Aの信頼性向上を図ることができた。
石田 真也; 水野 正弘*
JAEA-Research 2015-002, 47 Pages, 2015/06
JAEA-Research-2015-002.pdf:7.22MB
高速炉のCDAの事象推移で生じる複雑な物理現象を総合的にシミュレーションするために、高速炉の核熱流動安全解析コードSIMMER-III及びSIMMER-IVの開発を進めている。本研究ではSIMMER-III及びSIMMER-IVにおける損傷炉心の核的挙動について検証を行うことを目的として、FCA VIII-2臨界集合体での燃料スランピング実験の解析を実施した。ここで燃料スランピングとは熱的あるいは機械的原因で燃料の崩落等により炉心物質が密に詰まる現象を指す。SIMMER-IIIによる2次元RZ体系での解析とSIMMER-IVによる3次元XYZ体系での解析(基本炉定数として高速炉用統合炉定数ADJ2000Rを用い、エネルギー群は70群、非等方散乱の取り扱いは多群輸送近似、角度方向の離散化次数はS8として解析を実施)では、十分な精度で実験を模擬できていることが分かった。また、エネルギー群縮約と角度方向の離散化次数に関する合理化の検討を行ったところ、SIMMER-III及びSIMMER-IVによるFCA VIII-2燃料スランピング実験解析を実施する際には、エネルギー群縮約を18群程度、角度方向の離散化次数をS4にまで合理化することが可能であることも分かった。
石田 真也; 佐藤 一憲
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/05
Axial fuel expansion introduces negative reactivity and provides an inherently safe mechanism promptly responding the fuel heat-up; therefore it plays a key role in IP sequence. For the validation of the axial fuel expansion model with a computer code SAS4A, the analytical results were compared with the CABRI experimental data. It was firstly confirmed that the SAS4A model with a standard option for axial fuel expansion resulted in somewhat overestimation of fuel expansion for some experiments, which is caused by the particular axial gap enhanced during the preparation of the CABRI experiments. Although this effect is not expected in the real accident condition, one can get rid of this uncertainty introducing a conservative approach in which the cladding restricts the fuel column expansion. Secondly, this alternative option for fuel expansion model was adopted and it was confirmed that this method could give reasonable fuel expansion with a sufficiently conservative characteristic.
川田 賢一; 石田 真也; 小野田 雄一; 飛田 吉春
no journal, ,
研究開発段階のナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント(SA)事象推移評価について、影響緩和方策の有効性の評価を実施している。最新の核設計手法、CABRI試験等の知見により、起因過程評価で考慮すべき不確かさ幅が小さくなった。過度に保守的な条件を排除することができたことにより、評価対象炉心について起因過程でのエネルギー発生は無いことが、最新の評価手法であるSAS4Aコードにより示された。
石田 真也; 小野田 雄一; 川田 賢一
no journal, ,
CABRI-2計画E12試験は、ランプ型過出力条件下における燃料挙動の解明を目的として実施された。本研究ではE12試験のデータを分析し、燃料ピン破損後の燃料の堆積挙動の解釈を行うとともに、SAS4Aによる解析と評価を行った。
石田 真也; 川田 賢一
no journal, ,
高速炉の炉停止失敗事象において、事象開始から燃料の破損を経て損傷が集合体内に留まっているまでの起因過程の事象推移を評価するSAS4Aコードの妥当性を確認した。起因過程の事象進展における重要現象を抽出し、CABRI試験解析に基づくSAS4Aコードの物理モデルの検証を実施するとともに、実機評価への適用性を検討した。
川田 賢一; 石田 真也
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の起因過程における事象推移を評価・検討した。事象推移を支配する現象に関してCABRI試験等の知見を反映した標準的な評価条件では、即発臨界に至ることはなく、緩慢な事象推移となる見通しを得た。
川田 賢一; 石田 真也
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の起因過程において、SAS4Aコードを使用し、最新の知見を反映した最確条件及び不確実さを想定した条件で評価した。
石田 真也; 飛田 吉春
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss Of Flow)の炉心物質再配置過程(PAMR: Post-Accident-Material-Relocation)では、再配置した炉心物質の臨界性が原子炉容器内終息(IVR: In-Vessel Retention)成立の見通しを得る上で重要であるため、PAMRにおける臨界性についての評価を行った。
石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の起因過程を評価する安全解析コードSAS4Aに対してPIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)手法を適用し、現象の階層分解や事象進展フロー図を用いてCDAに係る物理現象を詳細に検討した。さらに、各物理現象とSAS4Aコードとの対比や試験解析を行う等、本研究によって、当該コードの信頼性を大きく向上させることができた。
石田 真也; 田上 浩孝; 深野 義隆; 山野 秀将; 久保 重信
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故解析コードSIMMER-Vの開発に着手した。その開発の中心となる詳細ピンモデルのプロトタイプを開発した。本報告では当該モデルの概要と、今後の検証計画について報告する。
石田 真也; 岡野 靖
no journal, ,
高速炉の炉心損傷事故における起因過程評価のための安全解析コードSAS4Aの高度化や信頼性の向上を図るため、アルゴンヌ国立研究所(ANL)と原子力機構(JAEA)のSAS4Aの解析結果の比較に必要な環境を整備し、CABRI試験解析を通じて両者の解析コードの比較を行い、SAS4Aの照射挙動に係るモデルの検討を行った。
