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成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊
Nuclear Engineering and Design, 411, p.112443_1 - 112443_12, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)For realizing a highly reliable fracture limit evaluation of fuel cladding tubes during loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water reactors, we developed a method to quantify the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes. This method employs a hierarchical Bayesian model that can quantify uncertainty even with limited experimental data. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation (Equivalent cladding reacted: ECR) and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in the fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. We divided the regression coefficients of this model into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences among various types of fuel cladding tubes. This hierarchical structure enabled us to quantify the fracture limit uncertainty through the effective use of prior knowledge and data, even for high-burnup advanced fuel cladding tubes with a small number of data points. The fracture limits representing a 5% fracture probability with 95% confidence of the high-burnup advanced fuel cladding tubes evaluated by the hierarchical Bayesian model were higher than 15% ECR for the initial hydrogen concentrations of up to 700-900 wtppm and restraint loads below 535 N. These fracture limits were comparable to the limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube, indicating that the burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly lower the fracture limit of fuel cladding tubes. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data, instead of the binary data, depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after performing the LOCA-simulated test, thereby increasing the amount of information in the data.
成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2022 (ASRAM 2022) (Internet), 11 Pages, 2022/12
To realize a more reliable safety evaluation of loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water-reactors, we developed a quantification method of the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes using a hierarchical Bayes model that can quantify uncertainty even when experimental data are limited. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. The hierarchical Bayes model was developed by dividing the regression coefficients into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences between types of fuel cladding tubes. Using the developed model, we showed that the fracture limits of the high-burnup advanced fuel cladding tubes tended to be on average equal to or higher than that of an unirradiated conventional fuel cladding tube. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after the LOCA-simulated test instead of the binary data, thereby increasing the amount of information in each data.
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。
原田 雅史*; 高田 慎一; 岩瀬 裕希*; 梶谷 修司*; 門浦 弘明*; 金谷 利治*
ACS Omega (Internet), 6(23), p.15257 - 15263, 2021/06
被引用回数：16 パーセンタイル：78.19(Chemistry, Multidisciplinary)The ionomers distributed on carbon particles in the catalyst layer of polymer electrolyte fuel cells (PEFCs) govern electrical power via proton transport and oxygen permeation to active platinum. Thus, ionomer distribution is a key, to PEFC performance. This distribution is characterized by ionomer adsorption and deposition onto carbon during the catalyst-ink coating process; however, the adsorbed and deposited ionomers cannot easily be distinguished in the catalyst layer. Therefore, we identified these two types of ionomers based on the positional correlation between the ionomer and carbon Particles. From fitting with a model for a fractal aggregate of polydisperse core-shell spheres we determined the adsorbed-ionomer thickness on the carbon particle to be 51 angstrom land the deposited-ionomer amount for the total ionomer to be 50%. Our technique for ionomer differentiation can be used to optimally design PEFC catalyst layers.
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：48.99(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。
青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10
ナトリウムの漏えい燃焼はナトリウム冷却高速炉における懸念事項の一つである。その際、ふく射は主要な熱移行形態であり、本研究では燃焼液滴からのふく射熱移行をモデル化する。液滴表面での放射および吸収、散乱を考慮して、ふく射の壁面境界と同様な定式化によってモデル化を行う。開発したモデルの確認として、単純体系での検証解析や上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析を実施する。その結果、従来のモデルで生じていたガス温度や圧力の過大評価が低減されることが確認された。
根本 文也*; 古府 麻衣子; 長尾 道弘*; 大石 一城*; 高田 慎一; 鈴木 淳市*; 山田 武*; 柴田 薫; 上木 岳士*; 北沢 侑造*; et al.
Journal of Chemical Physics, 149(5), p.054502_1 - 054502_11, 2018/08
被引用回数：19 パーセンタイル：70.02(Chemistry, Physical)Alkyl-methyl-imidazolium ionic liquids C
mimX (: alkyl-carbon number, X: anion) have short-range layer structures consisting of ionic and neutral (alkylchain) domains. To investigate the temperature dependences of the interlayer, interionic group, and inter-alkylchain correlations, we have measured the neutron diffraction (ND) of CmimPF
( = 16, 9.5, 8). The quasielastic neutron scattering (QENS) of C16mimPF was also measured to study the dynamics of each correlation. C16mimPF shows a first-order transition between the liquid (L) and liquid crystalline (LC) phases at 
= 394 K. C8mimPF exhibits a glass transition at 
= 200 K. C9.5mimPF has both transitions at = 225 K and = 203 K. In the ND experiments, all samples exhibit three peaks corresponding to the correlations mentioned above. The widths of the interlayer peak at ca. 0.2 
changed drastically at the L-LC transitions, while the interionic peaks at ca. 1 exhibited a small jump at . The peak position and area of the three peaks did not change much at the transition. The structural changes were minimal at . The QENS experiments demonstrated that the relaxation time of the interlayer motion increased tenfold at , while those of other motions were monotonous in the whole temperature region. The structural and dynamical changes are characteristic of the L-LC transition in imidazolium-based ionic liquids.
青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*
日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00374_1 - 17-00374_13, 2018/03
本研究ではナトリウム冷却高速炉の格納容器へ負荷を与えうるリスクの一つとされるナトリウム漏えい燃焼事象に着目し、ナトリウム燃焼時の熱影響詳細評価手法の開発を行っている。本報ではモデル改良について簡単に述べた後、上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析について、各モデル改良の詳細な影響因子について追加分析評価によって明らかにする。さらに改良モデルの汎用性を示すため、同ベンチマーク解析結果に基づき、上向きスプレイ以外のナトリウム燃焼事象への適用性について検討する。
Zhan, Y.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕; 高田 孝
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数と無次元衝突頻度の関数として定式化できることが示された。
高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
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。
Yi, Z.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕; 高田 孝
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数とストローハル数、オーネゾルゲ数の関数として定式化できることが示された。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11
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。
小島 早織*; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大野 修司; 福田 武司*; 山口 彰*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/11
Na冷却高速炉蒸気発生器伝熱管のセルフウェステージ現象に対して多次元ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMを用いた解析評価を進めている。従来の解析評価では、反応温度の保守的評価の観点で伝熱管外表面は断熱を仮定しているが、セルフウェステージ進展の評価では伝熱管構造部の温度評価も重要となる。そこで本研究では、流体-構造間の熱移行影響評価を行うことを目的とし、流体-構造熱的連成モデルを構築し、SERAPHIMコードへ導入した。熱的連成あり/なしの解析をそれぞれ実施し、得られた各種物理量分布に対する考察から熱移行を考慮することの影響を明らかとした。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-6) (Internet), 11 Pages, 2016/09
Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発し、SERAPHIMコードに組み込んだ。組み込み後SERAPHIMコードにより不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致することを確認した。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした試解析も実施し、妥当な解析結果を得た。
大野 修司; 高田 孝; 田嶋 雄次*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
ナトリウム冷却高速炉プラントで想定されるナトリウム漏えい燃焼状況のうち一つの重要なセル間通気影響の観点に着目して、2セル体系におけるナトリウムプール燃焼と熱移行に関する研究を行った。開口を介して水平方向に配置された2セル体系でのナトリウム燃焼と付随する熱流動挙動について、実験計測値と多セル解析コードSPHINCSによる数値解析の両面から分析・調査した結果をまとめる。
津田 修一; 佐藤 達彦; 渡辺 立子; 高田 真志*
Journal of Radiation Research, 56(1), p.197 - 204, 2015/01
被引用回数：2 パーセンタイル：12.34(Biology)重粒子線に対する生物学的効果を実験的に評価するうえで、重粒子線の飛跡及びその近傍における詳細なエネルギー付与分布データは重要となる。本研究では機構で開発し最新の生物学的線量評価モデルに組み込まれているエネルギー付与分布計算モデルの精度検証を行うために、放射線医学総合研究所HIMACにおいて、壁なし型組織等価比例計数管にペンシル状のビームを照射し、径方向の線エネルギー(y)分布データ及びyの線量平均値を得た。ペンシルビームによって生成される信号をビームモニタと比例計数管で同時計測することによって、構造材から発生する二次粒子及びノイズの影響を低減した条件で径方向のy分布データを取得した。yの線量平均値は、ブロードビーム照射と同様に20%以内で計算値と一致した。一方で、PHITSコードのエネルギー付与計算モデルが入射イオンと二次粒子の寄与を独立して表現することに起因して、数100keV/
m以上の高LETイオン入射の場合、同モデルによる結果は実験で得られたy分布を過小評価することがわかった。
高田 孝*; 小中 祐至*; 山口 彰*; 伊藤 啓; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11
本研究では、高速炉炉心のエントランスノズル部における不活性ガス気泡挙動を理論および数値解析によって評価する。まず、FLUENTコードを用いて3次元流動場の計算を行い、低濃度気泡流に対して適用できるOne-way気泡追跡法による3次元気泡追跡解析を行った。その結果に基づいて、ナトリウム冷却高速炉の高圧プレナム部における気泡蓄積挙動を定量的に評価できるモデルを開発し、フローネットワークコードSYRENAによって評価を行った。さらに、気泡除去(ガス抜き)装置について検討を行うため、様々な対策構造の効果について定量的な評価を行った。
伊藤 啓; 高田 孝*; 大野 修司; 粉川 広行; 上出 英樹; 今井 康友*; 河村 拓己*
日本機械学会論文集,B, 79(808), p.2630 - 2634, 2013/12
ナトリウム冷却高速炉の1次冷却系統内には、微小気泡・溶存ガスの形態で不活性ガスが存在している。また、J-PARCの水銀ターゲットループ内には、キャビテーション抑制用のマイクロバブルが存在している。これらの気泡挙動について評価するため、著者らは低濃度気泡流解析コードVIBULの整備を進めている。本研究では、気泡キャリーアンダー等の新たなモデルを構築・導入し、水銀ターゲットループを対象とした解析を行う。
