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藤井 祥万*; 山野 秀将; 大野 修司; 早船 浩樹
第28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), 4 Pages, 2024/06
年間シミュレーションを行うための修正価格追従モデルを開発し、太陽光、風力、蓄熱式SMRを結合したシステムを対象にケーススタディを実施した。結果として、熱源である太陽光と風力を比較すると、蓄熱材の容量の場合、SMRのような安定熱源の方が売電量を大きくできることがわかった。
大野 修司; 前田 誠一郎; 若井 隆純; 上田 雅司; 上出 英樹
日本機械学会誌, 127(1267), p.29 - 32, 2024/06
新型炉開発の動きが活発化する中、原子力機構で進めるナトリウム冷却高速炉の研究開発について、経緯概要と現状・トピックスを紹介する。
大野 修司; 前田 誠一郎
第27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), 3 Pages, 2023/09
The book, JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation Vol.3 Sodium-cooled Fast Reactor, was published. The book is a collection of the past experience of design, construction, and operation of the experimental reactor "Joyo" and the prototype reactor "Monju", the latest knowledge including related research and development activities and technology for SFR designs, and the future prospects of SFR development in Japan, looking back the history of development of fast reactors started in the early 1960s. The development of sodium-cooled fast reactor in Japan, which contributes to energy security and high-level waste reduction, is reaching to the stage where demonstration reactor will be deployed based on the experience of "Joyo" and "Monju" design, construction and operation. The present report introduces outlines of experiences, results and activities accumulated through these reactors and R&Ds for demonstration reactor.
大野 修司; 山野 秀将
日本原子力学会誌ATOMO
, 65(7), p.438 - 442, 2023/07
変動性再エネの導入拡大に伴う調整力の重要性を述べたのち、再エネと共存できる新型炉システムについて国内外の開発動向を紹介する。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 536, p.152119_1 - 152119_8, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)照射済高速炉MOX燃料の加熱試験(2773K, 2973K及び3173K)により放出したFP等が沈着したサンプリングパーツにおける核種分析結果に基づき、高速炉MOX燃料からのFP等の放出挙動を評価した。その結果、FP核種の放出速度は、従来の軽水炉燃料で得られている知見と同等または低い値となる傾向を示した。また、燃料組成については、先行研究結果で得られた軽水炉燃料におけるデータのばらつきの範囲内にあることがわかった。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00366_1 - 19-00366_8, 2020/03
ナトリウム(Na)冷却高速炉においては、冷却材Naの漏えいに伴うNa火災の発生が懸念されている。Na火災時の種々の影響を評価するため、原子力機構ではNa燃焼解析コードを開発している。本報では、Na火災事象における関連現象の重要度評価および重要現象に対する評価マトリクスの構築とともに、評価マトリクスに基づくNa燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSの妥当性評価解析について述べる。妥当性評価解析は、Run-E1スプレイ燃焼実験に対して実施し、両解析コードによる圧力変化挙動は実験結果と良好な一致を示した。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Nuclear Engineering and Design, 353, p.110240_1 - 110240_10, 2019/11
被引用回数：5 パーセンタイル：43.78(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。さらに、より精緻な妥当性評価を念頭に、エアロゾル挙動モジュールおよび多次元コードのCFDモジュールの詳細な評価に関する検討を実施した。
青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10
ナトリウムの漏えい燃焼はナトリウム冷却高速炉における懸念事項の一つである。その際、ふく射は主要な熱移行形態であり、本研究では燃焼液滴からのふく射熱移行をモデル化する。液滴表面での放射および吸収、散乱を考慮して、ふく射の壁面境界と同様な定式化によってモデル化を行う。開発したモデルの確認として、単純体系での検証解析や上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析を実施する。その結果、従来のモデルで生じていたガス温度や圧力の過大評価が低減されることが確認された。
青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*
日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00374_1 - 17-00374_13, 2018/03
本研究ではナトリウム冷却高速炉の格納容器へ負荷を与えうるリスクの一つとされるナトリウム漏えい燃焼事象に着目し、ナトリウム燃焼時の熱影響詳細評価手法の開発を行っている。本報ではモデル改良について簡単に述べた後、上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析について、各モデル改良の詳細な影響因子について追加分析評価によって明らかにする。さらに改良モデルの汎用性を示すため、同ベンチマーク解析結果に基づき、上向きスプレイ以外のナトリウム燃焼事象への適用性について検討する。
Zhan, Y.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕; 高田 孝
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数と無次元衝突頻度の関数として定式化できることが示された。
高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。
小島 早織*; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大野 修司; 福田 武司*; 山口 彰*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/11
Na冷却高速炉蒸気発生器伝熱管のセルフウェステージ現象に対して多次元ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMを用いた解析評価を進めている。従来の解析評価では、反応温度の保守的評価の観点で伝熱管外表面は断熱を仮定しているが、セルフウェステージ進展の評価では伝熱管構造部の温度評価も重要となる。そこで本研究では、流体-構造間の熱移行影響評価を行うことを目的とし、流体-構造熱的連成モデルを構築し、SERAPHIMコードへ導入した。熱的連成あり/なしの解析をそれぞれ実施し、得られた各種物理量分布に対する考察から熱移行を考慮することの影響を明らかとした。
Yi, Z.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕; 高田 孝
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数とストローハル数、オーネゾルゲ数の関数として定式化できることが示された。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11
ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。
近澤 佳隆; 加藤 篤史*; 山本 智彦; 久保 重信; 大野 修司; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*
Nuclear Technology, 196(1), p.61 - 73, 2016/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.88(Nuclear Science & Technology)JSFR(Japan Sodium-cooled Reactor)は高い信頼性確保を目指し、設計の初期の段階から完全2重管を採用しナトリウム漏えいに対策している。ここでは、2次ナトリウム火災対策設備候補としてナトリウムドレン、窒素ガス注入、圧力放出弁、キャッチパン、漏えいナトリウム移送設備を比較評価した。また、仮想的に2次主冷却系において2重バウンダリから漏えいがあり、ナトリウムが原子炉建屋の鋼板コンクリート上に漏えいして燃焼した場合を仮定して対策設備の効果を解析により評価した。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-6) (Internet), 11 Pages, 2016/09
Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発し、SERAPHIMコードに組み込んだ。組み込み後SERAPHIMコードにより不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致することを確認した。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした試解析も実施し、妥当な解析結果を得た。
Yi, Z.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数とストローハル数の関数として定式化できることが示された。
大野 修司; 高田 孝; 田嶋 雄次*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
ナトリウム冷却高速炉プラントで想定されるナトリウム漏えい燃焼状況のうち一つの重要なセル間通気影響の観点に着目して、2セル体系におけるナトリウムプール燃焼と熱移行に関する研究を行った。開口を介して水平方向に配置された2セル体系でのナトリウム燃焼と付随する熱流動挙動について、実験計測値と多セル解析コードSPHINCSによる数値解析の両面から分析・調査した結果をまとめる。
