Study on performance evaluation of self-actuated shutdown system for sodium-cooled fast reactor; Investigation on flow field around curie point electromagnet

相澤 康介; 檜山 智之; 小林 順; 栗原 成計

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05

自己作動型炉停止機構(SASS)は、温度感知合金が温度上昇により磁性を消失する特性を利用して炉心出口の温度上昇に伴い受動的に制御棒を落下させる装置であり、次世代ナトリウム冷却高速炉に採用が計画されている。SASSを有効に機能させるためには、燃料集合体からの高温流体を効率的に温度感知合金まで導くことが重要であり、温度感知合金は円周方向に45枚のフィンを有する複雑な形状となっている。SASS性能評価手法の整備を進める上で、実寸試験による現象理解及び解析検証用データの取得を実施する計画である。本報告では、温度感知合金周辺構造をフィン形状も含めて詳細に模擬した体系で水流動試験を実施し、PIV計測により温度感知合金周辺の流速場を取得し流動特性を把握した。

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5; JENDL-5

岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2141903

The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.

Investigation on natural circulation behavior for decay heat removal in reactor vessel of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition, 2; Transient behavior under operations of multiple decay heat removal systems

相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計

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

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施している。本報告では、複数の冷却機器起動が原子炉容器内自然循環挙動に与える影響を把握するために、浸漬型DHX及び貫通型DHXを起動させた過渡試験を実施した結果を示す。試験結果より、一基目のDHX起動により自然循環定常状態を達成した後、二基目のDHXを起動することで、自然循環定常状態における最高温度を一時的に超えることが示された。炉心下部プレナムに位置するコアキャッチャ上での発熱が強く、かつ二基目に貫通型DHXを起動する条件下において、この一時的な温度上昇は大きくなることが確認された。

Sodium-cooled Fast Reactors

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

https://shop.elsevier.com/books/sodium-cooled-fast-reactors/morishita/978-0-12-824076-2

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。

ワイヤスペーサ型燃料ピンのサブチャンネル内流動場に関する試験研究; 3本ピンバンドル体系における流動場の特性

檜山 智之; 相澤 康介; 西村 正弘; 栗原 成計

JAEA-Research 2021-009, 29 Pages, 2021/11

JAEA-Research-2021-009.pdf:2.25MB

ナトリウム冷却高速炉では、実用化に向けて燃料の高燃焼度化が求められている。高燃焼度の燃料集合体はスウェリングや熱的な燃料棒の変形によって局所的に除熱能力が低下することが懸念され、燃料集合体での冷却材流動挙動を予測評価することが重要である。本研究では、現象解明および熱流動解析コード検証用のデータベース構築を目的として、3本ピンバンドル体系の試験体を用いた流動場計測試験を実施した。現象解明の着眼点は、以下の(1)ワイヤスペーサ近傍を含めたサブチャンネル内の全体流況、(2)層流領域を含むレイノルズ数と流動場の関係、(3)ワイヤスペーサの有無が流動場に与える影響評価である。試験の結果、PIV計測によりサブチャンネル内の詳細な流動場データを取得し、3本ピンに囲まれたセンターサブチャンネルにワイヤスペーサが交差する際に隣のサブチャンネルへ逃げる流れとワイヤスペーサの巻き方向に対して追従する流れが生じることが分かった。層流領域のレイノルズ数条件では流速分布の傾向が遷移領域および乱流領域と大きく異なることを確認した。ワイヤスペーサのない体系と比較すると、層流領域においてもワイヤスペーサによるミキシングが生じていることを確認した。

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,2; 径方向ブランケット燃料集合体周辺部の温度変動緩和対策の提案

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁

保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10

日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。

Evaluation of fission product yields and associated covariance matrices

椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; 湊 太志; 千葉 敏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(2), p.151 - 165, 2021/02

AA2020-0468.pdf:2.37MB

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1813643

The independent and cumulative fission product yields (FPYs) and their covariance matrices were newly evaluated for thermal- and fast-neutron induced fission and spontaneous fission. We principally evaluated the independent isobaric charge distributions by taking account of available experimental data, especially putting emphasis on the shell and even-odd staggering in the fission yields by applying a Boltzmann factor including the shell and the pairing correction energies for the mass of fission products. Furthermore, the isomeric ratios of FPY were obtained by a systematic calculation based on the Hauser-Feshbach theory. Normalization of the FPY and associated covariance matrices of independent FPY were determined based on the generalised least-square method to make them consistent with important physical constraints. Especially, the FPYs were normalized to be consistent with the mass chain yield of England and Rider. The cumulative FPYs were calculated by following the relevant -decay chain by using the decay data from JENDL/DDF-2015. Finally, we verified the FPYs evaluated presently by considering experimental decay heats, delayed neutron yields, aggregate antineutrino spectra and results from post-irradiation examination. All the results have shown that the present set of FPYs were consistent with these data, and free from trivial problems present in JENDL/FPY-2011.

Study on cooling process in a reactor vessel of sodium-cooled fast reactor under severe accident; Velocity measurement experiments simulating operation of decay heat removal systems

辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16796

ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。

Effects of temperature fluctuation on PIV measurement of natural circulation flow field

辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*

Proceedings of 14th International Symposium on Advanced Science and Technology in Experimental Mechanics (14th ISEM'19) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2019/11

ナトリウム冷却高速炉の炉容器内の自然循環流動場を模擬した縮尺水試験装置を用いて粒子画像流速計測(PIV)を実施している。自然循環流動場の温度変動は屈折率の変化を引き起こし、粒子画像に歪みを生じさせる。このため温度変動はPIV計測の不確かさに影響する。本研究では自然循環流動場でのPIV計測に対する温度変動の影響を評価する。

海水条件下での溶液型グラウト特性データの取得

戸栗 智仁*; 沖原 光信*; 辻 正邦*; 中島 均*; 杉山 博一*; 齋藤 亮*; 佐藤 稔紀; 青柳 和平; 桝永 幸介

JAEA-Research 2017-013, 131 Pages, 2018/02

JAEA-Research-2017-013.pdf:8.49MB

北欧では、湧水量を大幅に少なくするために、浸透性が高くて耐久性の高い活性シリカコロイドを用いた溶液型のグラウト(以下、溶液型グラウトと呼ぶ)の研究が行われ、沿岸域の地下研において実証試験および実適用が開始されている。溶液型グラウトは海水条件下で適用され始めているが、固化のメカニズムは不明であり、施工方法も未確立である。国内外のいずれの事例において具体的な施工方法は未確立である。溶液型グラウトの周辺岩盤への影響については未知の部分が多い。このような背景を踏まえて、本業務は、資源エネルギー庁の公募事業である、「地層処分技術調査等事業(沿岸部処分システム高度化開発)」の一環として、3年程度をかけてグラウトに関する研究を行う計画であり、本報告書はその初年度の成果をまとめたものである。