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吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 大島 宏之
Nuclear Technology, 210(5), p.814 - 835, 2024/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、燃料ピンの構造健全性を評価するために各種運転条件下におけるワイヤスペーサ型燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで有限要素法による集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALにおける壁近傍低Re数効果を考慮したハイブリッド型乱流モデルの妥当性を確認するために、層流-乱流遷移条件及び乱流条件を含む異なるRe数条件下の37本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定され温度と一致した。以上によって、SPIRALにおけるハイブリッド型乱流モデルの広範囲Re数条件下ナトリウム冷却集合体熱流動評価への適用性を確認した。
岡島 智史; 森 健郎; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 宮崎 真之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00042_1 - 23-00042_12, 2023/08
本論文では、設計最適化のため熱過渡を受ける機器の破損確率を見積もる簡便な手順を提案する。破損確率は、機器の構造健全性の指標として多様な破損メカニズムに共通して利用できる。一回の評価に要する解析の回数を低減するため、最適化のための破損確率評価に一次近似二次モーメント法(FOSM法)を適用するとともに、実験計画法で用いられる直交表を入力パラメータ算出のための解析条件設定に利用した。また、熱過渡応力の時刻歴算出にあたり、有限要素解析に代えてランプ応答の重ね合わせを利用した。炉停止による熱過渡を受ける円筒容器の板厚最適化を行う例題を通じて、提案手法が板厚に応じた破損確率を現実的な計算コストで算出可能であることを確認した。
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。
吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、自然循環による崩壊熱除去時の炉心安全性を評価するために低流量条件下における燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALの妥当性を確認するために、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下の91本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定された温度と一致した。以上によって、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下での大型燃料集合体体系におけるSPIRALの妥当性を確認した。
菊地 紀宏; 森 健郎; 岡島 智史; 田中 正暁; 宮崎 真之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
原子力機構ではAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)を開発している。その一部として、ナトリウム冷却高速炉(SFR)を含む先進原子炉プラントでの設計最適化プロセスを支援するツール(ARKADIA-Design)の整備を進めている。われわれはSFRの機器構造の設計最適化プロセスの構築を行っている。本論文では、設計最適化プロセスの概要、プロセスにおける評価手法の概要紹介、実現可能性の検討のために実施した最適化プロセスのデモンストレーションの結果について示す。原子炉構造の設計最適化において、SFRの代表的な課題として熱過渡と地震動を考慮した代表例題に基づき、最適化プロセスの開発を行っている。本最適化プロセスでは、異なるメカニズムによる破損に対する荷重の寄与率を比べるため、最適化の目的関数の要素として破損確率を用いた。デモンストレーションを通じて、開発中の最適化プロセスが代表例題に対して最適解を提示する見通しを得た。
岡島 智史; 森 健郎; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 宮崎 真之
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
本論文では、設計最適化のため熱過渡を受ける機器の破損確率を見積もる簡便な手順を提案する。破損確率は、機器の構造健全性の指標として多様な破損メカニズムに共通して利用できる。一回の評価に要する解析の回数を低減するため、最適化のための破損確率評価に一次近似二次モーメント法(FOSM法)を適用するとともに、実験計画法で用いられる直交表を入力パラメータ算出のための解析条件設定に利用した。炉停止による熱過渡を受ける円筒容器の板厚最適化を行う例題を通じて、提案手法が板厚に応じた破損確率を現実的な計算コストで算出可能であることを確認した。
菊地 紀宏; 森 健郎; 岡島 智史; 田中 正暁; 宮崎 真之
第26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, 2022/07
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉における熱過渡荷重と地震荷重に対する原子炉容器胴部の板厚の最適解を得るためのプロセスを代表例題として設定し、炉構造設計最適化手法を整備している。熱過渡荷重に対する原子炉容器の耐性は、ナトリウム冷却高速炉の構造健全性に関する安全性評価の重要な要因のひとつである。地震による機械荷重のような異なる破損メカニズムに対して共通した尺度となるように、熱過渡に対する機器の破損確率を、目的関数の要素を構成する変数の1つとして、設定した。設定した熱過渡荷重による破損確率の評価に用いる熱過渡荷重分布を求めるために、プラント動特性解析コードによるパラメーター解析を実施する。最適解を得るためには、設計変数の条件を変更して、相当回数のパラメーター解析を実施する必要がある。設計検討において、最適化に要する時間を短縮する必要があることから、まずは、時間のかかるこのパラメーター解析の自動化方法を検討し、最適化プロセスに実装した。
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。
岩崎 春*; 酒井 康宏*; 菊地 晋; 古賀 信吉*
Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 147(11), p.6309 - 6322, 2022/06
被引用回数：6 パーセンタイル：39.78(Thermodynamics)高速炉の構造コンクリートに用いられるパーライトコンクリートの多段的な熱分解反応に対する雰囲気水蒸気の影響について、速度論解析手法(KDA)による各反応段階の詳細を検討した。その結果、水蒸気の影響により、水酸化カルシウムの熱分解反応の遅れや炭酸カルシウムの熱分解反応の加速を特定した。
on the thermal decomposition of perlite concrete酒井 康宏*; 岩崎 春*; 菊地 晋; 古賀 信吉*
Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 147(10), p.5801 - 5813, 2022/05
被引用回数：9 パーセンタイル：58(Thermodynamics)高速炉の構造コンクリートに用いられるパーライトコンクリートの多段的な熱分解反応に対する雰囲気二酸化炭素の影響について、速度論解析手法(KDA)により各反応段階の詳細を検討した。その結果、二酸化炭素の影響により、水酸化カルシウムの炭酸化と炭酸カルシウムの熱分解反応の遅れを特定した。
堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 菊地 紀宏; 田中 正暁
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉の従来の設計研究では、プラント全体挙動を簡易モデルで、着目する局所現象を詳細モデルでそれぞれ評価し、境界条件の設定により個々の解析に保守性を持たせて相互作用を考慮していた。このため、最終的に得られる解析結果には過度な保守性が含まれる可能性があった。そこで、原子力機構では、詳細解析コードをプラント動特性解析コードと連成させるマルチレベルシミュレーションシステムの開発に着手した。強制循環から自然循環へのプラント過渡時の炉心熱流動現象に着目し、プラント動特性解析コードSuper-COPDとサブチャンネル解析コードASFREを用いた連成解析手法を開発した。EBR-IIの試験の解析を実施し、連成解析の妥当性を確認した。解析結果と測定データの比較から、連成解析により燃料集合体内温度分布の過渡変化を予測できること、及び過渡時の炉心熱流動に対して解析モデルの詳細度を変えたマルチレベルシミュレーションが実施可能であることを確認した。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08
原子力機構では先進ナトリウム冷却高速炉の設計研究において、安全性向上のためにFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用を検討している。内部ダクトによって燃料棒の配置が非対称となるため、FAIDUSの成立性を確認するために温度分布を推定する必要がある。モックアップ試験によるFAIDUS内の熱流動に関するリファレンスデータはまだ取得されておらず、サブチャンネル解析コードASFREによる計算結果の妥当性確認は不十分であった。そこで、CFDコードSPIRALの計算結果とコード間比較を実施した。ASFREとSPIRALによる計算結果の間に内部ダクト周辺に現れる特徴的な温度及び速度分布のメカニズムの整合性を確認することによって、ASFREの適用性が示された。
北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.
Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03
被引用回数：44 パーセンタイル：97.1(Astronomy & Astrophysics)2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300
Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。
吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.73 - 80, 2020/10
有限要素法による流体解析コードSPIRALについて、乱流モデルとして層流から乱流領域まで伝熱流動特性を良好に再現できるHybrid型k-eモデルを採用した場合の低流量条件下における大型燃料集合体ナトリウム試験(GR91試験)の再現解析を実施し、高速炉燃料集合体への妥当性を確認した。解析の結果、流速に関して発熱上端付近において浮力の影響によって集合体中心領域が高流速となる結果が得られ、温度に関して試験計測温度との比較では解析は試験の傾向を良好に再現することを示した。以上によって、SPIRALコードの低流量条件下における集合体熱流動評価への適用性を確認した。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00366_1 - 19-00366_8, 2020/03
ナトリウム(Na)冷却高速炉においては、冷却材Naの漏えいに伴うNa火災の発生が懸念されている。Na火災時の種々の影響を評価するため、原子力機構ではNa燃焼解析コードを開発している。本報では、Na火災事象における関連現象の重要度評価および重要現象に対する評価マトリクスの構築とともに、評価マトリクスに基づくNa燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSの妥当性評価解析について述べる。妥当性評価解析は、Run-E1スプレイ燃焼実験に対して実施し、両解析コードによる圧力変化挙動は実験結果と良好な一致を示した。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Nuclear Engineering and Design, 353, p.110240_1 - 110240_10, 2019/11
被引用回数：5 パーセンタイル：48.18(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。さらに、より精緻な妥当性評価を念頭に、エアロゾル挙動モジュールおよび多次元コードのCFDモジュールの詳細な評価に関する検討を実施した。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09
制御棒材の炭化ホウ素(B
C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(2), p.021001_1 - 021001_12, 2019/04
原子力機構では、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討における炉心損傷事故に対する安全対策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。本研究では、サブチャンネル解析コード(ASFRE)を用いFAIDUS内の熱流動特性について調べた。FAIDUSの解析を実施する前に、模擬燃料集合体試験を対象として解析を行いASFREの妥当性を確認した。大型炉の内部ダクトのない典型的な燃料集合体と内部ダクトを有するFAIDUSを対象に高流量および低流量条件下での熱流動解析を実施し、FAIDUS内の温度分布について、内部ダクトのない燃料集合体と同様に顕著な非対称性が生じないことを示した。
中根 僚宏*; 米山 翔太*; 兒玉 健*; 菊地 耕一*; 中尾 朗子*; 大原 高志; 東中 隆二*; 松田 達磨*; 青木 勇二*; 藤田 渉*
Dalton Transactions (Internet), 48(1), p.333 - 338, 2019/01
被引用回数：2 パーセンタイル：11.08(Chemistry, Inorganic & Nuclear)The two-dimensional quadratic lattice magnet, bis(glycolato)cobalt(II) ([Co(HOCHCO)]), showed anti-ferromagnetic ordering at 15.0 K and an abrupt increase in magnetisation at H = 22 600 Oe and 2 K, thereby acting as a metamagnet. Neutron diffraction studies suggested that the magnetic moment vectors of the Co(II) ions had an amplitude of 3.59 mB and were not aligned in a fully antiparallel fashion to those of their neighbours, which caused canting between the magnetic moment vectors in the sheet. The canting angle was determined to be 7.1deg. Canting induced net magnetisation in the sheet, but this magnetisation was cancelled between sheets. The magnetisations in the sheets were oriented parallel to the magnetic field at the critical magnetic field.
