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高塚 大地*; 守田 幸路*; Liu, W.*; Zhang, T.*; 中村 武志*; 神山 健司
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 10 Pages, 2022/10
A 3D particle-based simulation code was developed to analyze jet impingement behavior, and the physical models for thermal-hydraulic interactions between molten jets and solid plates used in the code was validated by simulating existing jet impingement experiments. In addition, particle-based simulations were conducted to understand the impingement characteristics of molten MOX fuel jets on SS plates, and the erosion rate of the SS plate was evaluated. The results showed that fuel crusts formed on the plate potentially provide thermal protection and confirmed the effect of the plate erosion rate on the jet diameter under conditions where crust formation is dominant.
山野 秀将; 守田 幸路*
日本機械学会2022年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/09
我が国の先進大型ナトリウム冷却高速炉(SFR)の炉心損傷事故(CDA)における炭化ホウ素(B
C)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び再配置挙動を模擬する必要がある。SFRのCDA解析のため、その挙動を模擬する物理モデルを開発し、シビアアクシデント解析コードSIMMER-IVに組み込んだ。本研究では、新規に開発した物理モデルを含むこのコードをSFRのCDA解析に適用した。この解析により、共晶反応モデルを組み込んだSIMMER-IVは、共晶反応及び溶融プールでの共晶溶融物の上方移動及び溶融炉心物質再配置による反応度過渡挙動を示すことができた。
山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; et al.
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
本発表はプロジェクト全体概要及び2020年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶反応速度の測定並びに、SS坩堝の中にBCペレットを置いたBC-SS共晶反応速度実験の数値解析を通じて、解析コード内の共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。
森田 寿; 大伍 史久; 佐谷戸 夏紀; 綿引 俊介; 小島 一樹; 中山 一彦; 井手 広史
JAEA-Technology 2021-030, 166 Pages, 2022/05
JAEA-Technology-2021-030.pdf:3.65MB
平成27年1月にJMTRホットラボ建家において雨漏れ補修を行っていたところ、ホットラボ排気筒の基礎部アンカーボルト1本に減肉が確認された。その後の排気筒における詳細調査により、複数のアンカーボルトの減肉及びフランジプレートとアンカーボルトのナットに間隙が確認されたことを受け、排気筒の倒壊が否定できない状態であると判断されたため、排気筒の撤去を行った。そのため、早急に当該排気筒の取替えを行う必要が生じた。新たな排気筒の設計を行うにあたり、詳細調査により判明したアンカーボルトの減肉等の原因である基礎部への雨水の浸入への対策に加え、東京電力福島第一原子力発電所の事故後に策定された新規制基準への対応を踏まえた設計とした。また、建築確認を受けなければならない建築物及び工作物に該当することから、建築基準法及び煙突構造設計指針に基づく地震力や風荷重に対する排気筒の健全性の評価を行った。本報告書はホットラボ排気筒の基本設計についてまとめたものである。
山野 秀将; 守田 幸路*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
ナトリウム冷却高速炉(SFR)のシビアアクシデント(SA)シミュレーションのため、炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶反応モデルを開発し、SAシミュレーションコードSIMMER-III/IVに組み込んだ。共晶反応モデルを含むSIMMER-IVの実機適用性を確認するため、本研究では、新規に開発した物理モデルを含むこのコードを日本で設計された大型SFRのSAシミュレーションに予備的に適用した。本シミュレーションにより、共晶反応は、隣接燃料集合体から流入する固体燃料粒子と液体スティールの混合物によって溶融された被覆管の破損後に冷却材流路に放出された破損BCペレットと液体スティールとの接触によって生じることが示された。その反応によって形成された液体共晶物質は制御棒集合体及び隣接集合体に留まった。この予備的なシミュレーションは、本計算時間内では、BC-SS共晶物質生成の拡散範囲が限られることを示した。
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 162, p.108512_1 - 108512_10, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、常に原子炉からの発熱を除去できるのか、安全性を評価する必要がある。本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の大きさを同一条件で比較した。次に、自然災害により自然対流による平均熱伝達率が上昇するなどの偶発的な条件をSTAR-CCM+でシミュレーションし、除熱量の制御方法を検討した。その結果、受動的安全性に優れ、伝熱面の除熱量を制御できる、大気放射を利用したRCCSが優れていることを明示できた。最後に、自然対流と輻射を再現するためにスケールダウンした除熱試験装置の肉厚(板厚)を決定する方法を見出し、加圧室及び減圧室を用いた実験方法も提案した。
Zhang, T.*; 守田 幸路*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司
Extended abstracts of the 2nd Asian Conference on Thermal Sciences (Internet), 2 Pages, 2021/10
日本のナトリウム冷却高速炉では、高速炉の炉心損傷事故における大規模炉心プール形成による再臨界を回避する方策として、内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)が提案されている。本研究では、FAIDUSの有効性を実証するために実施されたEAGLE ID1炉内試験を対象に3次元粒子粒子法シミュレーションを行い、溶融燃料/スティールの混合プールからダクト壁への熱伝達機構を明らかにするための解析的検討を行った。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 11 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験,共晶溶融の熱物性計測,共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2019年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、SSプール中にBCペレットを置いたBC-SS共晶溶融実験の数値解析を通じて、CDA解析コードSIMMER-IIIにおける共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 151, p.107867_1 - 107867_11, 2021/02
被引用回数：1 パーセンタイル：30.57(Nuclear Science & Technology)受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの特徴を理解するために、受動的安全性および除熱量の制御方法について、大気放射を用いたRCCSと大気の自然循環を用いたRCCSを比較した。受動的安全性の大小関係は、熱伝導
輻射自然対流の順である。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、受動的安全性が高いことがわかった。また、除熱量を制御する方法については、前者のRCCSは伝熱面積を変えるだけである一方、後者のRCCSは煙突効果を変える必要がある。つまり、ダクト内の空気抵抗を変える必要がある。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、簡単に除熱量を制御できることがわかった。
Zhang, T.*; 船越 寛司*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
Annals of Nuclear Energy, 150, p.107856_1 - 107856_10, 2021/01
被引用回数：5 パーセンタイル：78.24(Nuclear Science & Technology)The EAGLE ID1 test was performed by the Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of fuel discharge from a fuel subassembly with an inner duct structure. The experimental results suggested that the early duct wall failure observed in the test was initiated by high heat flux from the molten pool comprising liquid fuel and steel. In addition, the post-test analyses showed that the high heat flux may be enhanced effectively by molten steel in the pool. In this study, a series of thermal-hydraulic behaviors in the ID1 test was analyzed to investigate the mechanisms of molten pool-to-duct wall heat transfer using a fully Lagrangian approach based on the finite volume particle method. The present 2D particle-based simulation demonstrated that a large thermal load on the duct wall can be caused by direct contact of the liquid fuel with nuclear heat and high-temperature liquid steel.
Sheikh, M. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 鈴木 徹*; 神山 健司
Energies (Internet), 13(19), p.5018_1 - 5018_15, 2020/10
被引用回数：2 パーセンタイル：10.48(Energy & Fuels)In the safety analysis of sodium-cooled fast reactors, numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multicomponent and multiphase flows in core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particularly difficult. In the material relocation phase of CDAs, core debris settle down on a core support structure and/or an in-vessel retention device and form a debris bed. The bed's shape is crucial for the subsequent relocation of the molten core and heat removal capability as well as re-criticality. In this study, a hybrid numerical simulation method, coupling the multi-fluid model of the three-dimensional fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze the sedimentation and bed formation behaviors of core debris. Three-dimensional simulations were performed and compared with results obtained in a series of particle sedimentation experiments. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different properties as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with experimental measurements. They demonstrate the practicality of the present hybrid method to solid particle sedimentation and bed formation behaviors of mixed as well as homogeneous particles.
Bh in the 
Cm(
Na,5
)Bh reaction and its decay properties羽場 宏光*; Fan, F.*; 加治 大哉*; 笠松 良崇*; 菊永 英寿*; 小森 有希子*; 近藤 成美*; 工藤 久昭*; 森本 幸司*; 森田 浩介*; et al.
Physical Review C, 102(2), p.024625_1 - 024625_12, 2020/08
被引用回数：5 パーセンタイル：56.79(Physics, Nuclear)The nuclide Bh was produced in the Cm(Na,5n)Bh reaction at beam energies of 125.9, 130.6, and 135.3 MeV. Decay properties of Bh were investigated with a rotating wheel apparatus for 
and spontaneous fission (SF) spectrometry under low background conditions attained by a gas-jet transport system coupled to the RIKEN gas-filled recoil ion separator. The half-life of Bh was measured to be 
= 10.0
s. The -particle energies of Bh disperse widely in the range of 8.62 - 9.40 MeV. The maximum production cross section for the Cm(Na,5n)Bh reaction was determined to be 
= 57 
14 pb at 130.6 MeV.
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2018年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。
Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
これまで炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶反応を模擬する物理モデルを2次元高速炉安全解析コードSIMMER-IIIに組み込んできた。共晶反応に係る実験的知見に基づき、共晶反応物質の生成は放物型法則に従ってモデル化された。固相と液相における共晶成分を含む炉心物質間の熱及び物質移動については平衡及び非平衡過程を考慮して相変化をモデル化した。共晶成分の物性値は5mass%BCの実験で得られた計測値に基づき定式化された。本研究では、共晶反応モデルをSIMMER-IIIの3次元版SIMMER-IVに拡張した。溶融SSプールにBCペレットを浸漬した実験に基づき、開発モデルを組み込んだSIMMER-IIIとSIMMER-IVの検証を実施した。プール内のボロン濃度が実験で計測されており、固化後のボロン濃度が解析結果と比較された。解析結果は実験結果と同等の結果を得た。
田中 泰貴*; 森田 浩介*; 森本 幸司*; 加治 大哉*; 羽場 宏光*; Boll, R. A.*; Brewer, N. T.*; Van Cleve, S.*; Dean, D. J.*; 石澤 倫*; et al.
Physical Review Letters, 124(5), p.052502_1 - 052502_6, 2020/02
被引用回数：12 パーセンタイル：74.3(Physics, Multidisciplinary)The excitation functions for quasielastic scattering of 
Ne+Cm, 
Mg+Cm, 
Ca+
U are measured using a gas-filled recoil ion separator The quasielastic barrier distributions are extracted for these systems and are compared with coupled-channel calculations. The results indicate that the barrier distribution is affected dominantly by deformation of the actinide target nuclei, but also by vibrational or rotational excitations of the projectile nuclei, as well as neutron transfer processes before capture. From a comparison between the experimental barrier distributions and the evaporation residue cross sections for Sg (Z=106), Hs (108), Cn (112), and Lv (116), it is suggested that the hot fusion reactions take advantage of a compact collision, where the projectile approaches along the short axis of a prolately deformed nucleus. A new method is proposed to estimate the optimum incident energy to synthesize unknown superheavy nuclei using the barrier distribution.
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 133, p.830 - 836, 2019/11
被引用回数：2 パーセンタイル：27.54(Nuclear Science & Technology)輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、崩壊熱除去を行う際、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、それらを失う可能性が大幅に低減される。そこで、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、実験を開始した。本研究では、実機のRCCSと等倍縮小した除熱試験装置を比較する方法を提案する。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09
制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。
CLiu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.47 - 51, 2019/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において、原子炉臨界は共晶反応後の反応度変化による影響を受けるため、共晶溶融反応の研究が重要となる。本研究は、高速炉安全評価コードSIMMER-III及びBCを溶融ステンレス鋼(SS)プールに浸漬させる新しい実験を元に開発されたモデルを使った、検証解析の第一段階である。実験による模擬結果から、共晶材料再配置の全体挙動が明らかとなった。共晶反応では固体BC及び液体SSを消費し、その後、溶融SSが高温であることから反応の早い段階で液体共晶組成が生成された。溶融プール内で共晶材が動くことで、ホウ素が再分布した。プール内のホウ素濃度は、溶融SSが固体になった後に計測した。模擬結果は、ホウ素が溶融プール上部で堆積する傾向にあることを示しているが、これはプール内でより軽いホウ素に働く浮力によるものである。本研究では、共晶反応挙動の温度感度を調べるためBCペレット及びSSの初期温度を変えて、パラメータ研究も行っている。
PtTsekhanovich, I.*; Andreyev, A. N.; 西尾 勝久; Denis-Petit, D.*; 廣瀬 健太郎; 牧井 宏之; Matheson, Z.*; 森本 幸司*; 森田 浩介*; Nazarewicz, W.*; et al.
Physics Letters B, 790, p.583 - 588, 2019/03
被引用回数：25 パーセンタイル：94.89(Astronomy & Astrophysics)Fragment mass distributions from fission of the excited compound nucleus Pt have been deduced from the measured fragment velocities. The Pt nucleus was created at the JAEA tandem facility in a complete fusion reaction 
Ar+
Nd, at beam energies of 155, 170 and 180 MeV. The data are indicative of a mixture of the mass-asymmetric and mass-symmetric fission modes associated with higher and lower total kinetic energies of the fragments, respectively. The measured fragment yields are dominated by asymmetric mass splits, with the symmetric mode contributing at the level of 
1/3. This constitutes the first observation of a multimodal fission in the sub-lead region. Most probable experimental fragment-mass split of the asymmetric mode, 
/
79/99, is well reproduced by nuclear density functional theory using the UNEDF1-HFB and D1S potentials. The symmetric mode is associated by theory with very elongated fission fragments, which is consistent with the observed total kinetic energy/fragment mass correlation.
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 122, p.201 - 206, 2018/12
被引用回数：3 パーセンタイル：35.39(Nuclear Science & Technology)輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、崩壊熱除去を行う際、それら作動流体及びヒートシンクを失う可能性が大幅に低減される。本研究では、熱伝導を利用したRCCSの除熱能力の向上を目指した結果、除熱できる熱流束が2倍となり、RCCSの高さを半分に、または熱出力を2倍にすることが可能となった。
