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上出 英樹; 川崎 信史; 早船 浩樹; 久保 重信; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎; 佐賀山 豊; 西原 哲夫; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.
次世代原子炉が拓く新しい市場; NSAコメンタリーシリーズ, No.28, p.14 - 36, 2023/10
高速炉、高温ガス炉を始めとする次世代原子炉の開発が進み、日本を含む世界の電力あるいは熱利用など産業利用の市場への貢献が目前となっている。ここでは、世界の動向を含め日本の開発状況についてまとめ、特に第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)の活動ならびに日本の高速炉、高温ガス炉、世界のSMRについて開発の現状を解説した。
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。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 上出 英樹
Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Second Edition, p.173 - 194, 2023/03
第4世代原子炉の最近の開発進捗を網羅するよう取りまとめ、2016年発行の第1版から第2版として更新したもの。著者らは、本ハンドブックの第5章ナトリウム冷却高速炉ならびに第12章日本における第4世代ナトリム冷却高速炉概念の章を担当し、それぞれナトリウム炉の特徴と安全性を含む新しい技術展開、日本におけるナトリウム炉開発の成果と革新技術、東京電力福島第一原子力発電所事故を受けての安全性強化の取組を示した。
高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12
日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。
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
C程度であった。
二神 敏; 久保 重信; Sofu, T.*; Ammirabile, L.*; Gauthe, P.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
In the framework of the GIF, an effort to develop Safety Design Criteria (SDC) for SFR systems was initiated in 2011. For this purpose, an SDC task force (SDC-TF) was formulated in July 2011. The SDC-TF members consist of representatives of CIAE (China), CEA (France), JAEA (Japan), KAERI, KINS (Republic of Korea), IPPE (Russia), ANL, INL, ORNL (United States of America), EC and IAEA. This paper describes the outline of the SDC and SDGs contents and its development background as shown above. These SDC and SDGs refer related IAEA safety standards, such as SSR-2/1 Safety of Nuclear Power Plants: Design, SSG-52 Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants. This paper focuses on both technology neutral aspects, which are common parts between the SDC/SDG and IAEA standards, and SFR specific aspects.
山野 秀将; 久保 重信; 時崎 美奈子*; 中村 博紀*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 12 Pages, 2022/10
日本で設計された新型ナトリウム冷却高速炉の独特な設計の特徴は、設計拡張状態(DEC)において、受動的炉停止系,受動的崩壊熱除去系(DHRS),異常な過渡時スクラム失敗(ATWS)事象に対する炉内事象終息(IVR)概念である。本論文では、日本で研究された事象シーケンスのための数値解析手法を記述するとともに、典型的なATWS事象に対する受動的炉停止系及び溶融炉心物質のIVRのためのシビアアクシデント対策の有効性を示す。受動的炉停止能力のため、数値解析により、厳しいATWS事象に対して自己作動型炉停止系の有効性を示した。その際、温度応答遅れ時間を流体力学計算(CFD)コードにより評価した。また、デブリベッド冷却性評価のため、最近、3次元CFD解析コードと1次元デブリベッドモジュールを結合させた手法を開発し、受動的DHRSを用いてデブリベッド周辺の3次元流動場を模擬するとともに、コアキャッチャーでのデブリベッド冷却性を示した。
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。
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。
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。
加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 鈴野 哲司*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*; 村上 久友*; 鵜澤 将行*; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 11 Pages, 2022/04
プール型ナトリウム冷却高速炉の概念設計研究を行っている。本検討では、日本の地震対策、原子炉容器の熱流動、崩壊熱除去システムの設計などの主な課題の報告を行う。日本に650MWeのタンク型ナトリウム炉が設置される場合、厳しい地震に対する設計が必要で、原子炉構造を強化している。また、新たに3次元免震システムの開発も進めている。
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.
Bachrata, A.*; Gentet, D.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; 久保田 龍三朗*; 曽我部 丞司; 佐々木 啓介; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
日仏協力の枠組みにおける目的の1つは、計算方法を定義および評価し、ナトリウム高速炉(SFR)における重大事故シナリオの現象とその結果を調査することである。SFRのナトリウムプレナムで発生する燃料-冷却材相互作用によって生じる構造物の機械的応答を評価するための方法論は、2014-2019年の日仏協力の枠組みの中で定義された。2020-2024年の期間に広がった枠組みについて、主な目的とマイルストーンを本論文で紹介する。研究の目的は、原子炉容器の機械的強度の限界と重大事故により受ける機械的荷重との間のマージンを包括的に扱うことである。この目的のため、SIMMERコードを使ってSFRの炉心損傷事故を解析する。流体構造の相互作用については、流体構造ダイナミクスツール(CEA側はEUROPLEXUS、JAEA側はAUTODYN)を用いて評価する。本論文では、ホットプレナムの蒸気膨張過程の評価を示すため、ベンチマーク研究について説明する。そのために、蒸気膨張に至る、出力逸走後のASTRID 1500MWth炉心が損傷した状態に基づく共通入力データを使用する。本研究では、SIMMER入力データにおいて事故時の緩和デバイスであるトランスファーチューブの作用を制限し、溶融炉心物質を上向きに流出させることによって、最も厳しいケースを示した。本論文では最も厳しいケースを示したが、EUROPLEXUSとAUTODYNの両方の計算結果で、原子炉容器の有意な変形は生じなかった。これは、炉心膨張過程で想定した機械的エネルギーが小さかったためである。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00489_1 - 19-00489_16, 2020/06
日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。
都留 智仁; 板倉 充洋; 弓削 是貴*; 青柳 吉輝*; 下川 智嗣*; 久保 百司*; 尾方 成信*
Proceedings of 4th International Symposium on Atomistic and Multiscale Modeling of Mechanics and Multiphysics (ISAM-4) (Internet), p.59 - 62, 2019/08
ハイエントロピー合金(HEA)は結晶構造をもつ単相または多相の合金であり、主要な構成元素をもたず5種類またはそれ以上の等原子分率の組成を有している。このような状況では、変形挙動は従来の固溶強化機構では説明することができないため、変形の基礎的な機構はわかっていない。本研究では、第一原理計算を用いて体心立方(BCC)構造を有するHEA合金の転位挙動に関して検討を行った。クラスター展開に基づくSpecial quasirandom structures (SQS)を用いて、高濃度不規則固溶体を構築して、MoNbTaVWの組成を有する原子モデルに対して転位芯構造を導入した。第一原理計算の結果、局所的な変位が小さいMoNbTaVWでは、純BCC金属で見られる転位構造と同様の転位芯構造を有することがわかった。一方、その運動は純BCC金属と異なり、転位芯構造の化学的に無秩序さを反映して、Peierlsポテンシャル面が複雑に変化することがわかった。
近澤 佳隆; 高屋 茂; 田川 明広; 久保 重信
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 6 Pages, 2019/05
研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果を行った。本報告では提案した研開炉の保守管理の考え方に基づき、ナトリウム冷却高速炉の特有な機器であるナトリウム弁の保全計画(点検計画)を検討した例を示す。
松尾 英治*; 佐々 京平*; 小山 和也*; 山野 秀将; 久保 重信; Hourcade, E.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; Bachrata, A.*; Dirat, J. F.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05
炉心損傷事故(CDA)時に炉心から排出される溶融燃料は、下部ナトリウムプレナムで燃料冷却材相互作用により固化した粒子デブリになり、そのデブリは、原子炉容器の下部にあるコアキャッチャー上にベッドを形成する可能性がある。デブリベッドの冷却性評価は、コアキャッチャーの設計に必要である。本研究の目的は、ASTRID設計のために、コアキャッチャー上のデブリベッドの冷却性を評価することである。この目的のための第一歩として、デブリベッドのみをモデル化することにより、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドの冷却性計算が実施された。したがって、コアキャッチャーの設計及び崩壊熱除去系の詳細は、本論文では述べていない。全ての計算において、デブリベッド近くの冷却材温度はパラメータである。計算ツールは、一次元プラント動特性解析コード、Super-COPDに組み込まれたデブリベッドモジュールである。その評価は、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドが、コールドプール中のコアキャッチャー近くの十分な冷却材流量を確保する設計により冷却可能となることを示している。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。
内田 昌人*; 宮川 高行*; 堂崎 浩二*; 近澤 佳隆; 久保 重信; 早船 浩樹; 鈴野 哲司*; 深沢 剛司*; 神島 吉郎*; 藤田 聡*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.380 - 386, 2018/04
近年開発における第4世代炉であるSFRについては、プール型の開発が主流であることはよく知られている。一般に、プール型は主要な一次系機器を原子炉容器に内包するよう炉心周辺に配置することから、ループ型に比べて原子炉容器径が相対的に大きくなる。また、実用炉への展開の観点からは、大出力化がターゲットとなり、原子炉容器径は更に大きくなり、ナトリウム冷却材インベントリの増加により更に重量化する。本紙では、大型化の観点から原子炉容器の直径をパラメータとして、座屈を防止するための耐震設計と耐熱設計の見通しについて述べる。加えて、大型容器の座屈損傷に対する余裕を確保するため、対策として有効な免震装置について提案する。
上出 英樹; 阪本 善彦; 久保 重信; 大木 繁夫; 大島 宏之; 神山 健司
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
東日本大震災以降、日本におけるナトリウム冷却高速炉の開発において安全性の強化、特にシビアアクシデント対策が重要な視点となっている。本論文ではこれらの点での設計ならびに研究開発の進捗を報告する。崩壊熱除去系の強化では炉心損傷事故時の対応を含む多様性、信頼性の向上、熱流動評価手法にかかる研究が行われている。炉心損傷事故時の溶融燃料の挙動について、国際協力を含む炉内試験、炉外試験、基盤的研究が行われ、シビアアクシデントの発生防止の観点での炉心設計改良が進んでいる。
