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高田 孝*; 中原 宏尊*; 鈴木 徹*; 大石 佑治*
no journal, ,
革新的原子力システムであるナトリウム冷却高速炉を対象とし、シビアアクシデント時の炉内/炉外事象を一貫して解析するSPECTRAコードをベースとした安全性評価技術を構築している。今後4年間の開発では、AIを用いた設計最適解探索技術の開発、入力データのGUI化、解析作業の品質保証活動の自動化を行うと共に、小型モジュール高速炉(金属燃料)であるPRISM型原子炉への適用を行う。また、現状不確かさが大きい燃料等の溶融時の熱物性について最新技術での計測を行い、数値解析精度の向上に資すると共に基盤データベースの拡充を行う。
内堀 昭寛; 川田 賢一; 青柳 光裕; 高田 孝*; 中原 宏尊*; 阿部 崇*
no journal, ,
革新的原子力システムであるナトリウム冷却高速炉を対象とし、シビアアクシデント時の炉内/炉外事象を一貫して解析するSPECTRAコードをベースとした安全性評価技術を構築している。今後4年間の開発では、SPECTRAの適用性拡張を目的とした炉内冷却材挙動質点系モデルの構築、小型炉特有の自然通風型崩壊熱除去系RVACSに対する解析モデルの構築、及び小型モジュール高速炉であるPRISM型原子炉への適用を行う。
阿部 崇*; 中原 宏尊*; 青柳 光裕
no journal, ,
統合安全性評価シミュレーション基盤システムについて、PRISM型原子炉への適用性拡張を進めている。その一環として、空気の自然循環により除熱する受動的崩壊熱除去系RVACSに対応する解析モデルの基本部分を構築し、CFDを用いて検証を行った。
林 正明*; 中原 宏尊*; 阿部 崇*; 山野 秀将
no journal, ,
ナトリウム(Na)-硝酸系溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発の一環として、Naと溶融塩の熱交換に適した熱交換器形式の選定及び伝熱性能向上策検討を行う。本発表では、溶融塩伝熱・流動特性等の調査・整理結果を示すとともに今後の熱交換器伝熱性能向上策の検討計画概要について報告する
阿部 崇*; 中原 宏尊*; 青柳 光裕; 藤又 和博*
no journal, ,
PRISM型原子炉へのシミュレーション適用性拡張として、受動的崩壊熱除去系RVACSに対する解析モデルを構築した。実機条件においてRVACSモデルを適用した解析を実施し、CFD(Computational Fluid Dynamics)による解析結果と比較することで妥当性を確認した。
林 正明*; 中原 宏尊*; 阿部 崇*; 松永 修平*; 白倉 翔太*; 山野 秀将
no journal, ,
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発の一環として、液体金属ナトリウムと硝酸系溶融塩との熱交換器形式の最適化及び伝熱向上策を検討している。選定した熱交換器の要素モデル伝熱流動解析を実施しており、本発表では解析結果に基づく伝熱特性評価について報告する。