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小野田 雄一; 久保田 龍三朗*; 山野 秀将
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 11 Pages, 2025/09
Calculations of core degradation behavior under Unprotected Loss of Flow (ULOF) accident of ASTRID CFV-type core equipped Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) had been conducted using severe accident analysis code SIMMER-III. The main objective of this study is to understand event sequences accompanied by re-criticality due to core material motion. Fuel melting and significant core degradation leading to fuel discharge into the upper and lower direction of the core occurred in the reference case calculation. Two types of sensitivity calculations have been done. One aims to investigate the effect of Fuel-Coolant Interaction (FCI) in the failed control rod guide tube. The other one aims to investigate the effect of pressure generation due to FCI inside a special device which discharges molten core material into the lower plenum. This study is a part of France-Japan collaboration on R&Ds of SFRs conducted from 2020 to 2024.
山野 秀将; 二神 敏; 佐々 京平*; 中村 博紀*; 時崎 美奈子*; 久保田 龍三朗*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 12 Pages, 2025/09
本研究では、受動的炉停止能力に関して、第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリアとガイドラインを我が国で最近に設計されたナトリウム冷却高速炉へ適用した。
曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三朗*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。
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。
久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
久保田 龍三朗*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
本論文はJSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の数値シミュレーションで解明したメルトダウン事象進展を説明する。損傷炉心での複雑な炉心物質運動及びそれに関連した熱伝達挙動を模擬するため、多成分,多速度場のコンピュータコードであるMUTRANを適用した。MUTRANの解析は健全形状から損傷挙動を取り扱った。また、2種の初期状態として、炉心に冷却材のない漏えい型及び冷却材が燃料炉心上部までを覆う沸騰型を取り扱った。解析は代表的な事象進展を明らかにした。
今泉 悠也; 木下 円機*; 久保田 龍三朗*; 石田 真也; 小野田 雄一
no journal, ,
高速炉実証炉の酸化物燃料炉心の選択にあたり、内部ダクト代替型(CMR-D型)と改良ボイド反応度低減型(改良CFV型)の2つの炉心について、SIMMERコードを使用してULOF事象を想定した炉心損傷事故の解析を行い、炉心損傷時事故の影響緩和対策の有効性を評価した。その結果、CMR-D型では炉心損傷事故時の再臨界回避の見通しが得られたのに対し、改良CFV型は固体状の燃料の流出についての実験的知見が乏しく、現段階では再臨界回避の見通しが困難であることが分かった。
小野田 雄一; 石田 真也; 山野 秀将; 久保田 龍三朗*
no journal, ,
The objective of this study is to investigate the effect of the burn-up state on the ULOF accident progression of ASTIRD type Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR). The target core is ASTRID CFV-V3 core, which has MOX fueled axial heterogeneous core, sodium plenum just above the driver core fuel, and low void reactivity. Calculation of ULOF accident progression at the End of Equilibrium Cycle (EOEC) has been conducted using SIMMER code in the frame of the French-Japanese collaboration initiated at the beginning of 2020 on SFR R&D. The result was compared to that at the Beginning of Life (BOL) to see the effect of burn up. The whole core damage was predicted in BOL case, although the core is not damaged in EOEC case. The reason why the fuel pin failure and whole core melting occurred in BOL case is probably due to the combination of channel power level, axial power profile, and flow coast-down history.
久保田 龍三朗; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*
no journal, ,
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
久保田 龍三朗*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春
no journal, ,
従来、除熱機能喪失事象(PLOHS)の炉心崩壊挙動の解析は、簡易解析コードを用いて実施されてきたが、本検討では、JSFRを対象としたレベル2PSAに資する目的で、溶融・固化を模擬できる多成分多相流解析コードMUTRANを用いて、PLOHSにおける炉心崩壊過程の代表的な事象推移を検討した。
久保田 龍三朗*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信; 岡野 靖
no journal, ,
事故事象要因の分析手法(Objective Provision Tree: OPT)を用いて、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷防止及び格納機能確保に対するチャレンジ要因とそれのメカニズム、及び設計制約条件を検討した。また、その結果を踏まえてJSFRの重要事象を選定した。