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論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool; Confirmation of fuel temperature calculation function with oxidation reaction in the SAMPSON code

鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00450_1 - 19-00450_17, 2020/06

本研究では使用済み燃料プール(SFP)における重大事故解析のため、SAMPSONコードの改良を行った。空気中酸化モデルとして、ジルカロイ4(ANLモデル)とジルカロイ2(JAEAモデル)の酸化試験データに基づく、それぞれの酸化モデルをSAMPSONコードに導入した。改良コードの有効性確認のため、米国サンディア国立研究所がこれまでに実施した、BWR燃料集合体の実規模モデルを用いての空気中酸化試験の解析を行った。その結果、Zrの空気中酸化に基づく急激な温度上昇を良い精度で再現できた。またSFP事故解析をSFPの初期水位がゼロの場合、燃料有効長の最下端位置の場合、中間位置の場合、の3ケースについて実施した。その結果、SFPの冷却水が完全に失われ、燃料集合体中の空気の自然循環が起きる場合にのみ、事故時初期の急激な温度上昇が起きることが示された。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 6; Analysis on oxidation behavior of fuel cladding tubes by the SAMPSON code

森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

本研究では使用済燃料プールでの事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだ空気中Zr酸化反応モデルの機能確認のために、既存の酸化モデルと、本研究で開発した酸化モデルを用いて、米国サンディア国立研究所の実施したBWR燃料集合体モックアップの空気中酸化試験の解析を行った。検証解析の結果に基づき、酸化反応モデルの違いが燃料棒温度変化の解析結果に及ぼす影響及び使用済燃料プール事故時の初期水位が酸化反応挙動に及ぼす影響について検討した結果を報告する。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 7; Analysis on effectiveness of spray cooling by the SAMPSON code

鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 永武 拓; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)での事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだスプレイ冷却モデルの機能確認のため検証解析を実施した。また実機におけるスプレイ流量が燃料棒温度変化に及ぼす影響評価や、効率的なスプレイ冷却の手法に関する評価等を行なった。その結果、SFPの真上からスプレイを降らせることにより、冷却水損失で大気中に露出した燃料集合体の冷却を有効に行なうことができ、燃料の破損を防ぎ得ることが示された。

論文

Improvement of plant reliability based on combining of prediction and inspection of crack growth due to intergranular stress corrosion cracking

内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*

Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:53.3(Nuclear Science & Technology)

原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。

論文

An Empirical model for the corrosion of stainless steel in BWR primary coolant

内田 俊介*; 塙 悟史; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; Lister, D. H.*

Corrosion Engineering, Science and Technology, 52(8), p.587 - 595, 2017/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.86(Materials Science, Multidisciplinary)

電気化学に対する静的解析と酸化皮膜成長に対する動的解析を組み合わせたECP評価モデルを開発した。このモデルで得られた主な結論は以下の通り。過酸化水素及び酸素のECPへの影響は、酸化皮膜の性状変化によるものとして説明できた。水化学条件の変更に起因するECPのヒステリシスを評価することができた。ECPに対する中性子照射効果として、酸化皮膜中の照射誘起拡散をモデルに導入することで、中性子照射によるアノード電流密度の低下に起因したECPの低下を予測した。

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

永瀬 文久; Gauntt, R. O.*; 内藤 正則*

Nuclear Technology, 196(3), p.499 - 510, 2016/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:12.18(Nuclear Science & Technology)

OECD/NEAが主催する福島第一原子力発電所での事故に関するベンチマーク研究計画(BSAF計画)を2012年の11月に開始した。計画の目標は、事故の進捗と燃料デブリの分布を含む炉内状況を推定し、福島第一原子力発電所の廃止作業に反映することである。8ヵ国の15研究機関がシビアアクシデント総合解析コードを用いて、地震から6日間について、熱流動挙動を解析した。冷却材水位、水素発生量、炉心溶融の開始と進展、圧力容器の破損、溶融固化物の分布と組成、及び溶融物とコンクリートの反応について参加者から提出された計算結果を比較検討した。本論文は、比較と議論の結果を不確かさ及びデータニーズとともにプロジェクトの成果として取り纏めたものである。

論文

国際核融合エネルギー研究センターの高性能計算機システムHeliosを利用した国内シミュレーション研究プロジェクトの進展

石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03

幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。

論文

Overview and outcomes of Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi NPS (OECD/NEA BSAF Project)

永瀬 文久; Gauntt, R. O.*; 内藤 正則*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.7033 - 7045, 2015/08

OECD/NEAが主催する福島第一原子力発電所での事故に関するベンチマーク研究計画(BSAF計画)が2012年の11月に開始された。8ヵ国の15研究機関がシビアアクシデント総合解析コードを用いて熱流動挙動を解析した。計画の目標は、デブリ取り出しに役立つ事故の進展、圧力容器及び格納容器内の状況、デブリの分布の推定を行うことである。参加者から提出された計算結果は大きなばらつきを示したが、比較及び検討により事故の進展と炉内状況を推定した。計画のアウトプットとして、解析者と廃止措置現場とのコミュニケーションに役立つ、未解明の事象やデータニーズについてもとりまとめた。

論文

J-PARCリニアックチョッパシステムの開発

平野 耕一郎; 伊藤 崇; 近藤 恭弘; 篠崎 信一; 千代 悦司; 三浦 昭彦; 森下 卓俊; 池上 雅紀*; 久保田 親*; 杉村 高志*; et al.

Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.858 - 861, 2014/06

J-PARCリニアックの運転パラメータは、ピーク電流17mA、マクロパルス幅500$$mu$$s、繰り返し25Hz、ビームエネルギー181MeVである。マクロパルスビームは、RFQ下流のMEBT領域にあるRFチョッパ空洞の電界によって、その一部が蹴りだされ、櫛形構造を持つビームに整形される。この整形されたビームは、パルス幅600nsの中間パルスが1066nsの間隔で並んだ構造である。一方、蹴りだされたビームは、RFチョッパ空洞から約70cm離れた場所にあるスクレーパに負荷される。今後、イオン源、及び、RFQの改造、並びに、加速管の増設を行い、ビーム電流を50mA、ビームエネルギーを400MeVに増強する計画である。ビーム電流を50mAに増加すると、ビームがチョッパ空洞の電極やビームパイプにあたるシミュレーション結果が得られている。また、スクレーパの損傷が懸念される。そこで、ビーム電流50mAに対応したMEBTビームラインに改造する計画である。今回は、チョッパ空洞やスクレーパ等に関するチョッパシステムの改造について報告する。

論文

J-PARCリニアックDTL部で発生したビームロスの計測

三浦 昭彦; 宮尾 智章*; 伊藤 崇; 平野 耕一郎; 南茂 今朝雄*; 丸田 朋史; 田村 潤; 池上 雅紀*; 内藤 富士雄*

Proceedings of 9th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.653 - 655, 2013/08

2011年3月の東北地方太平洋沖地震により、J-PARCでは大きな被害が発生した。震災前の運転に比べ、アライメントが異なることなどから、ビームロスの発生状況の変化が見られると同時に、部分的に非常に大きなビームロスが発生し、運転後のサーベイにおいて、ドリフトチューブリニアック(DTL)空洞の表面に、残留放射線が認められる箇所が見つかった。このため、シンチレーションビームロスモニタを追加し、DTL部でのビームロス挙動の観測を開始した。ビーム軌道をパラメータとした測定の結果、ビームロスイベントが軌道に伴って変化する様子が観測された。

論文

Detailed analyses of key phenomena in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors by the COMPASS code

守田 幸路*; Zhang, S.*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 241(12), p.4672 - 4681, 2011/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:31.15(Nuclear Science & Technology)

2005年から開始した研究プロジェクトでナトリウム冷却高速炉(SFR)の炉心損傷事故(CDA)の重点現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その着目現象とは、燃料ピン破損・崩壊,溶融プール沸騰,融体固化・閉塞挙動,ダクト壁破損,低エネルギー崩壊炉心の運動,デブリベッド冷却性,金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの着目現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。本結果は、COMPASSコードがSFRのCDAの重要現象を理解及び解明するのに有用であることを示している。

論文

COMPASS code development; Validation of multi-physics analysis using particle method for core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors

越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; 上原 靖*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10

本論文では、COMPASSコード開発の2009年度成果を報告する。融体固化・閉塞形成,金属燃料の共晶反応,ダクト壁破損(熱流動解析),燃料ピン破損、及びダクト壁破損(構造解析)に関する検証計算が示される。位相計算,古典及び第一原理分子動力学研究は金属燃料とスティール及び制御棒材料とスティールの共晶反応の物性を調べるために用いられた。粒子法の基礎研究やSIMMER計算もまたCOMPASSコード開発に役立った。COMPASSは、SIMMERコードで用いられている実験相関式の基盤を明らかにするものと期待される。SIMMERとCOMPASSの結合はCDAの安全評価並びに炉心設計最適化に有効になるだろう。

論文

Simulation study of the RF chopper

近藤 恭弘; 池上 雅紀*; 内藤 富士雄*; Qiang, J.*

Proceedings of 25th International Linear Accelerator Conference (LINAC 2010) (CD-ROM), p.911 - 913, 2010/09

J-PARCリニアックのビーム電流増強のために、新しいRFQ(RFQ III)を開発中である。RFQ IIIのピークビーム電流は、50mAである。ビーム電流を増やすために、縦方向と/又は横方向のエミッタンスが大きくなる。しかしながら、縦方向のエミッタンスが大きくなると、RFチョッパシステムへの悪影響が予想される。本論文では、RFチョッパシステムの詳細なシミュレーションについて述べる。

論文

Detailed analyses of specific phenomena in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors by the COMPASS code

守田 幸路*; Zhang, S.*; 有馬 立身*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; et al.

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05

2005年から開始した5年間の研究プロジェクトで、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故特有の現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その特有の現象とは、(1)燃料ピン破損・崩壊,(2)溶融プール沸騰,(3)融体固化・閉塞挙動,(4)ダクト壁破損,(5)低エネルギー崩壊炉心の運動,(6)デブリベッド冷却性,(7)金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの特有現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。

論文

Validation for multi-physics simulation of core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors by COMPASS code

越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; et al.

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09

COMPASSコードにより溶融炉心物質の分散・固化が計算され、GEYSER実験データと比較された。溶融炉心物質が配管内面を固化しながら流れていった。溶融プール挙動について、固体スティール球が固体燃料により囲まれた体系であるCABRI-TPA2実験が解析された。スティール球の溶融と沸騰を引き起こすために出力が印加された。SCARABEE-BE+3試験もダクト壁破損の検証としてCOMPASSコードにより解析された。

論文

Next generation safety analysis methods for SFRs, 6; SCARABEE BE+3 analysis with SIMMER-III and COMPASS codes featuring duct-wall failure

上原 靖*; 白川 典幸*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; 山野 秀将; 飛田 吉春; 山本 雄一*; 越塚 誠一*

Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/06

COMPASSコードを用いたメゾスコピックなアプローチによって、炉心崩壊事故の事象推移における重要現象の理解が進むと期待される。この論文では、SIMMER-IIIを使用したSCARABEE-BE+3試験の全体的な解析を記述するとともに、SIMMER-IIIによる解析結果から取り出された小さな時空間ウィンドゥにおけるダクト壁破損に注目したCOMPASSを使用した解析について述べる。

論文

COMPASS code development and validation; A Multi-physics analysis of core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors using particle method

越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), 1 Pages, 2009/05

ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故のマルチフィジックス解析のためCOMPASSというコンピュータコードを開発している。熱流動・構造の複合問題にさまざまな相変化過程を伴う解析が必要であるため、MPS法というメッシュレス法を用いている。分離された素過程に対する検証及び実現象に対する検証を実施する。また、COMPASSは、大型SFR炉心における再臨界回避のための溶融燃料の流出を調べることもまた期待される。MOX燃料に加えて、金属燃料も考慮している。金属燃料と被覆材間の共晶反応は、相図計算,古典・第一原理分子動力学によって調べられる。数値計算手法に関連した基礎研究はCOMPASSのコード開発に役立つ。並列計算は大規模計算を扱うためOpenMPを使用して実施する。AVSにより可視化ツールもまた備えている。

論文

Code development for multi-physics and multi-scale analysis of core disruptive accidents in fast reactors using particle methods

越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; et al.

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

ナトリウム冷却高速炉(SFR)における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名づけられたコンピューターコードを開発している。COMPASSコードは、Moving Particle Semi-implicit(MPS)手法という枠組みの中で、熱流動・構造・相変化を含むマルチフィジックス問題を解析するように設計されている。その開発プロジェクトが、2005年度から2009年度までの5年間で、6組織により実施されてきた。本論文では、2007年度におけるプロジェクトの成果が報告される。検証計画に従って、融体固化・閉塞形成,溶融プール沸騰,ダクト壁破損の3つの検証計算が行われた。また、COMPASSコード開発をサポートするため、数値計算手法の基礎研究,金属燃料の共晶反応に関する物質科学、及びSIMMER-IIIによる解析が行われた。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

論文

Alignment of cavities and magnets at J-PARC linac

森下 卓俊; 青 寛幸; 浅野 博之; 伊藤 崇; 上野 彰; 大川 智宏; 長谷川 和男; 池上 雅紀*; 内藤 富士雄*; 田中 宏和*; et al.

Proceedings of 10th International Workshop on Accelerator Alignment (IWAA 2008) (Internet), 6 Pages, 2008/02

高品質で安定したビーム加速を行うためには、機器の正確なアライメントが本質的に重要である。J-PARCリニアックでは、機器の滑らかな整列に重点を置き、精密な測量網を用いて加速器機器のアライメントを行った。同時に、建家レベル変動を定期的に観測し、アライメントでは不等沈下の影響を補正した。リニアックアライメントは2006年9月に完了し、2006年11月からビーム運転が開始され、高周波の振幅及び位相の簡単な調整を行っただけで、ほぼ完全なビーム透過率が得られた。この成果は、アライメントが適切に行われたことを実証するものである。

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