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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。
田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
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
原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。
田中 正暁; 堂田 哲広; 森 健郎; 横山 賢治; 上羽 智之; 岡島 智史; 松下 健太郎; 橋立 竜太; 矢田 浩基
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
日本原子力研究開発機構では、ARKADIAと呼ぶ原子炉の革新的な設計システムの開発を進めている。ARKADIAは、安全性かつ経済性を高め、脱炭素エネルギー源となる革新的原子炉の設計を実現するものである。最初の開発段階として、設計検討のためのARKADIA-Designと、安全性評価のためのARKADIA-Safetyを開発する。本報告では、ARKADIA-Designに焦点を当て、システムの概念と、マルチレベル解析及びマルチフィジックス解析を実施するための数値解析コードについて説明する。また、解析コードを組み合わせて構築する機能及び妥当性確認としての対象問題についても言及する。
森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04
長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08
安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。
本多 慶; 大平 博昭; 森 健郎
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
2008年から2012年にかけてIAEA/Monju-CRPにて「もんじゅ」炉上部プレナムの3次元熱流動解析が行われたが、どの参加国も解析と実機の熱電対プラグの温度が合わなかった。そのため、本研究では、入口条件を見直し、再解析を行った。その結果、解析と実機の熱電対プラグの温度が良い一致を見た。集合体出口の上部に整流管と温度計が取り付けられているが、その温度計位置における温度の解析結果と入口境界条件として与えた温度が一致した。また、解析と実機の温度計位置における温度を比較すると比較的一致しており、集合体出口上部に取り付けられた温度計の温度が、集合体出口の温度とみなせることが示された。これらの結果より、入口条件が妥当であることが示された。
大野 純; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭
Proceedings of ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2013) (DVD-ROM), 9 Pages, 2013/11
これまで「もんじゅ」の炉外燃料貯蔵槽(EVST)の過酷事故評価は1次元のフローネットワークコードSuper-COPDを用いて行われてきた。しかしEVST内の流体は自然循環によって駆動するため、過酷事故時の内部熱流動を正確に予想することは難しい。そこでEVST内部の熱流動挙動を明らかにし、フローネットワークモデルの適合性を評価するために多次元熱流動解析を実施した。この結果、EVST内の温度及び速度分布に関する多次元性の影響は小さく、上記のフローネットワークモデルの適合性はおおむね十分であることが示された。ただしフローネットワークモデルの回転ラック支持板の流動抵抗や冷却管の伝熱中心高さは、安全解析に対しては適切な範囲で保守的に設定する必要がある。
森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭
Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09
高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450
Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。
伊藤 敬輔; 川原 啓孝; 森 健郎; 城 隆久; 有吉 昌彦; 礒崎 和則
JNC TN9410 2005-008, 267 Pages, 2005/03
JNC-TN9410-2005-008.pdf:108.4MB
MK-Ⅲ冷却系を安定に制御できる制御定数の確認、及びプラントへ実際に外乱を印加した場合の安定性の確認を行うため、原子炉冷却材温度制御系の制御特性試験を実施した。本制御特性試験は、M系列試験、主冷却器出口温度変化応答試験及び制御棒小引抜・挿入応答試験の3項目で構成している。試験の結果、冷却材温度制御系の主送風機ベーン開度制御範囲におけるPI定数は、比例ゲイン0.36
1.12(MK-Ⅱの約1/2)、積分定数80秒が最適であることが確認できた。このPI定数に対する制御系のゲイン余裕は719dBであった。
山田 文昭; 森 健郎; 宮川 明; 此村 守
no journal, ,
「もんじゅ」炉心燃料のプルトニウム同位体組成変動等を踏まえた実効遅発中性子割合の変動について、これがプラントの過渡変化時における燃料等の最高温度に及ぼす影響を評価した。
森 健郎; 山田 文昭; 宮川 明; 此村 守
no journal, ,
「もんじゅ」炉心燃料のプルトニウム同位体組成変動等を考慮した反応度係数を用いて、これがプラントの過渡変化時における燃料温度変化に及ぼす影響を評価した。
山田 文昭; 木村 浩一; 城 隆久; 森 健郎; 森薗 孝次; 玉山 清志; 宮川 明
no journal, ,
「もんじゅ」プラント全系の過渡応答を解析するSuper-COPDコードと水・蒸気系の過渡応答を解析するFanpsyコードについて、試運転再開後に予定される性能試験に基づき、開発したコードの検証計画を明らかにした。
森 健郎; 荒木 浩介*; 加藤 満也*; 高野 雅仁*
no journal, ,
「もんじゅ」プラント動特性解析コードSuper-COPDについて、改良解析モデルと実機特性データを主冷却系全体に組込み、出力40%時のプラントトリップ及びプラント制御系制御特性の試験結果から、解析の妥当性を検証した。
本多 慶; 森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭
no journal, ,
IAEA/Monju-CRPにおいて「もんじゅ」原子炉上部プレナムの熱流動解析が行われたが、各国の解析結果から得られた知見として、入口境界条件を適切に定める必要があることが分かった。本研究では、炉上部プレナムの構造物の形状を忠実に模擬したモデルを用いて、入口境界条件を見直して、3次元熱流動解析をStar-CCM+を用いて行った。入口境界条件としては、温度分布として40%電気出力時の解析値を用い、流量として40%電気出力時の実機流量と設計流量の2通りについて行った。乱流モデルにはSST k-
モデルを、対流項には2次風上差分法を用いた。その結果、熱電対プラグ位置での温度分布に実機と解析で5C程度の差が生じた。また、構造物は温度分布に大きな影響を与えないこと、流量は温度分布に大きな影響を与えないことが示唆された。
森 健郎; 素都 益武; 大平 博昭
no journal, ,
もんじゅにおいて全交流電源喪失が発生した場合、ポンプや送風機の動力源が無くなるため、崩壊熱除去は自然循環に期待した冷却のみで行う。自然循環は、強制循環とは異なり、循環ヘッドは小さくかつ流路方向の流体の温度分布によって駆動力が決定されるため、流路の圧力損失特性は重要な因子となる。もんじゅにおいて、原子炉冷却系や炉外燃料貯蔵設備の最終ヒートシンクは空気冷却器であり、空気冷却器の圧力損失特性は、系統の温度に大きな影響を及ぼす。そこで本研究では、プラント動特性解析コードSuper-COPDの空気冷却器の空気側の解析モデルをベースにして、自然循環を解析対象とした場合に留意すべき物理量等を実機の状態を踏まえて把握・整理すると共に、その整理に基づき空気側の解析モデルを改良した。改良した解析モデルにて試験を再現した結果、試験値とほぼ一致することを確認した。相関式を積み上げて計算した圧力損失が試験結果とほぼ一致したこと、また、相関式の適用範囲が自然循環時の高温及び低流量に対応していることから、全交流電源の解析に適用可能である。
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 檜山 智之; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭
no journal, ,
高速実験炉「常陽」で行われた自然循環試験データを用いて、1次元動特性解析コードSuper-COPDの炉心部分を詳細な全集合体熱流動計算モジュールに置き換え、全体モデルを組み込んだコードの検証を行い、自然循環時における炉心及び冷却系統の熱流動挙動が定量的に評価できることを確認する。
山田 文昭; 森 健郎
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失の一つである主冷却系の強制循環機能喪失時に想定される多様な冷却材循環流路形態について、プラント動特性解析から自然循環による炉心冷却が有効である見通しを得た。
吉村 一夫; 相澤 康介; 市川 健太; 森 健郎; 山田 文昭
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失を確実に防止するため、主冷却系自然循環又は原子炉容器液位確保策に失敗した場合にも炉心冷却に対応できる独立の対策として、代替崩壊熱除去手段について検討し、プラント動特性解析により炉心冷却性の観点から有効である見通しを得た。
森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆
no journal, ,
高速炉における崩壊熱除去機能喪失時の炉心損傷防止対策であるナトリウム自然循環冷却の有効性を評価するために、炉心の全集合体毎の自然循環冷却挙動を解析する解析モデルについて、もんじゅの実機試験結果を用いて妥当性の確認を行い、崩壊熱除去機能喪失事象への適用性を確認した。
森 健郎; 素都 益武; 今泉 悠也; 吉村 一夫; 深野 義隆
no journal, ,
廃止措置段階における熱的影響評価として燃料健全性を評価した。本報では、廃止措置段階での燃料の取扱いについて整理し、炉心、炉外燃料貯蔵槽、燃料池及び燃料集合体の移送中の各段階における燃料健全性に関わる保守的評価の結果を示す。
