検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 168 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

The Development of Petri Net-based continuous Markov Chain Monte Carlo methodology applying to dynamic probability risk assessment for multi-state resilience systems with repairable multi-component interdependency under longtermly thereat

Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.935 - 957, 2024/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:41.04(Nuclear Science & Technology)

For all the nuclear reactor systems, quantitative assessment of the accident management (AM) effects against long-term external hazards became one of the essential issues after the lesson learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. However, the influence from the safety systems' stochastic and dynamic shifting between multiple working states, which is related to the interaction with the adjacent components/systems in general, has not been accounted for yet. Therefore, this research aims to develop a dynamic probability risk assessment tool considering repairable multi-component interdependency for investigating the AM influences on the multi-state safety systems under long-term external hazards. Based on the newly proposed methodology in this research via integrating the Petri Net (PN) model with the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method, a framework applying PN-CMMC methodology to a severe accident analysis code, SPECTRA, had been originally constructed. Different AM influences on the multi-state decay heat removal systems against long-term volcanic ashfall were also quantitatively confirmed, indicating that halving the repairing time is more influential in suppressing the core damage frequency than doubling the number of adjacent electricity support systems. Therefore, the PN-CMMC-SPECTRA framework can further assess the uncharted dynamic multi-state concerns, leading to a safer AM strategy.

論文

シビアアクシデント統合評価解析コードSPECTRAを用いた炉心損傷解析

石田 真也; 内堀 昭寛; 岡野 靖

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

本研究では、炉心損傷事故の起因過程から遷移過程までの一貫解析も可能な炉心損傷挙動評価モジュールの開発を行い、ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の原子炉全体の挙動を一貫して評価する解析コードSPECTRAに導入した。本モジュールを含むSPECTRAの統合的な妥当性確認の一環として、混合酸化物(MOX)燃料炉心における炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失事象(ULOF)を対象とした解析を実施し、冷却材の沸騰から燃料ピンの破損、損傷領域の拡大に至るまでの高速炉の炉心損傷事故を評価するための機能がSPECTRAに備わっていることを確認した。

論文

新シミュレーション手法開発; 次世代革新炉の設計支援

内堀 昭寛; 岡野 靖

Isotope News, (793), p.32 - 35, 2024/06

AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法ARKADIAの基盤技術として、ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント発生時に原子炉容器内外で進展する事象を一貫してシミュレーションする手法(SPECTRAコード)を開発している。本手法は、安全性と経済性を両立させる最適な機器設計条件を探索することに有用である。本研究では、Na漏えい・燃焼を含む仮想的な事故を例題として、複数の設計条件に対する解析を実施し、安全性を保ったまま経済性を向上できる小型格納容器及び安全対策の設計条件を発見できた。これにより、ARKADIAの設計最適化プロセスに対する本手法の有効性を確認した。

論文

Numerical study of initiating phase of core disruptive accident in small sodium-cooled fast reactors with negative void reactivity

石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(5), p.582 - 594, 2024/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:41.04(Nuclear Science & Technology)

To improve the safety of future SFRs, the development of SFRs with low void reactivity has been promoted. Small SFRs can have a negative void coefficient of reactivity, so the analysis of the CDA event sequence in small SFRs is valuable for the investigation of the reactor characteristics for the future research and development of SFRs. In this study, the typical initiating events of a CDA in small SFRs were evaluated with the computational code, SAS4A. The event progression of ULOF and UTOP in the low void reactivity reactor is found to be slow due to the effective operation of the negative reactivity feedback and the absence of significant positive reactivity insertion. No power excursion occurs in the initiating phase. In ULOF, the cladding melt and relocation behavior becomes more important for the evaluation of the event progression due to its positive reactivity.

論文

Development of severe accident simulation code for sodium-cooled fast reactors: SIMMER-V, 2; Development and verification of detailed fuel pin model

石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春

Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/05

The new detailed fuel pin model has been developed in the SIMMER-V code to simulate thermal and mechanical behavior of the fuel pin from accident initiation to fuel pin failure. The SIMMER code has mainly been developed to simulate the event progression in Transition Phase (TP), and the Initiating Phase (IP) was simulated by the SAS4A code and the results of the SAS4A code were taken over as the initial conditions of the SIMMER code. The transfer of data between codes causes discontinuities due to differences in geometric models and analysis models. There is an additional issue that SIMMER has no analytical model applicable to reactor cores with complex geometry. To solve these issues, the improved SIMMER code, SIMMER-V, is being developed by introducing a detailed and flexible model to simulate fuel pin failure in the IP. This paper describes the development of the new detailed fuel pin model, the construction of the verification matrix, and the results of the verification.

論文

Development of element functions and design optimization procedures for knowledge- and AI-aided advanced reactor lifecycle optimization method, ARKADIA

田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00424_1 - 23-00424_13, 2024/04

安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出する統合評価システムであるARKADIAについて、その概要とともに、要素開発及び設計最適化プロセスの開発状況についてまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現するとともに、最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムであることについて概要を紹介する。

論文

Model integration of the ex-vessel modules for the SFR safety analysis code SPECTRA

青柳 光裕; 牧野 徹*; 大木 裕*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00459_1 - 23-00459_12, 2024/04

The SPECTRA code has been developed as an integrated safety analysis tool for sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the capability of SPECTRA is enhanced by integrating the analyses of sodium pool fire and concrete ablation for overlapped events of the ex-vessel phenomena. The sodium pool fire module is connected to the shared module for the sodium pool and the floor concrete developed in our previous study. The developed model is validated through the benchmark analysis of the F7-1 pool fire experiment. The calculation results of the temperature and combustion rate show good agreement with the experimental result. A demonstration analysis is also conducted for an overlapped event of the ex-vessel phenomena.

論文

Effects of nozzle orifice shape on jet breakup and splashing during liquid jet impact onto a horizontal plate

Sun, G.*; Zhan, Y.*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Experimental Thermal and Fluid Science, 151, p.111095_1 - 111095_15, 2024/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.04(Thermodynamics)

Experiments were carried out on the liquid jet ejected from oval nozzles to investigate the effects of nozzle orifice shape on jet behavior. At low and high liquid flow rates, the liquid jet behaved similarly to the circular jet in our previous studies; the jet breakup lengths and the size of the droplets formed after the jet breakup were expressed by similar dimensionless correlations as those for the circular jet. At the intermediate liquid flow rate, a bamboo leaf-like structure formed on the liquid jet dominated the jet breakup. The jet breakup lengths were therefore correlated using a theory for the surface tension-induced shape oscillation of elliptical fluid. These correlations enabled to estimate the liquid jet state at any distance from the nozzle. It was also confirmed that if the state of the liquid jet at the impact point is known, the splash rate and the size of the splashed droplets can be predicted satisfactorily using the available correlations based on the experimental data for the circular jet.

論文

Numerical simulation technologies for safety evaluation in plant lifecycle optimization method, ARKADIA for advanced reactors

内堀 昭寛; 堂田 哲広; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; et al.

Nuclear Engineering and Design, 413, p.112492_1 - 112492_10, 2023/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:65.72(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動で行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形のマルチレベル連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまで含む範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。また、炉外事象に対する解析モデルの高度化、設計最適解の探索工程を合理化するAI技術の開発に着手した。

論文

部門設立30周年記念出版Vol.3(ナトリウム冷却高速炉の開発; 社会実装に向けた熱流動・安全性研究)

田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰

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), 5 Pages, 2023/09

日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。

論文

SIMMER-Vコードの詳細燃料ピンモデルの開発と検証

石田 真也; 田上 浩孝; 飛田 吉春; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信

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), 5 Pages, 2023/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の評価に際し、CDAの起因過程から遷移過程までの一貫解析を可能とするとともに多様な炉心にも適用できるようにするため、日仏協力のもとでSIMMER-Vの開発を進めている。本研究ではこの開発の中心となる詳細燃料ピンモデルを開発し、一貫解析に必要な事故の開始から燃料ピンの破損までの燃料ピンの挙動の模擬を可能とした。加えて、詳細燃料ピンモデルを構成する各種モデルの検証を行い、高速炉の安全評価ツールとしての信頼性を向上させた。

論文

Development of Lagrangian particle method for temperature distribution formed by sodium-water reaction in a tube bundle system

小坂 亘; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 柳沢 秀樹*

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.1150 - 1163, 2023/08

ナトリウム冷却型高速炉における蒸気発生器(SG)の安全性評価及び設計について、SG内伝熱管からの加圧水のリーク及びその後の事象進展の評価は重要である。解析コードLEAP-IIIは半経験式や1次元保存式などの低計算コストなモデルで構成されるために短い計算時間で水リーク率等を評価でき、革新炉開発における多様なSG設計の探求を加速させることが期待される。しかし、現在の温度分布評価モデルには、過度な保守性を示す場合があること、及びチューニングのために予備的な実験又は詳細な数値解析が必要とされて準備に時間がかかることに課題がある。これらを改善するため、より単純な計算原理に従い、機構論的な側面を持ちつつも高速計算可能なラグランジュ粒子法コードの開発に取り組んでいる。今回は、本粒子法コードに実装されている粒子ペア探索手法の効率化、及び粒子ペア探索を用いずに同等の結果を得るためのモデルの開発を行った。テスト解析を通して、これらのモデル改良による計算時間短縮効果を確認し、また、伝熱管破損判定に重要な伝熱管周囲の代表温度について、詳細な機構論的解析コード(SERAPHIM)による評価結果とよい一致を示すことを確認した。

論文

The Development of a Multiphysics Coupled Solver for Studying the Effect of Dynamic Heterogeneous Configuration on Particulate Debris Bed Criticality and Cooling Characteristics

Li, C.-Y.; Wang, K.*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 高田 孝*; 岡本 孝司*

Applied Sciences (Internet), 13(13), p.7705_1 - 7705_29, 2023/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:33.61(Chemistry, Multidisciplinary)

For a sodium-cooled fast reactor, the capability for stable cooling and avoiding re-criticality on the debris bed is essential for achieving in-vessel retention when severe accidents occur. However, an unexploited uncertainty still existed regarding the compound effect of the heterogeneous configuration and dynamic particle redistribution for the debris bed's criticality and cooling safety assessment. Therefore, this research aims to develop a numerical tool for investigating the effects of the different transformations of the heterogeneous configurations on the debris bed's criticality/cooling assessment. Based on the newly proposed methodology in this research, via integrating the Discrete Element Method (DEM) with Computational Fluid Dynamics (CFD) and Monte-Carlo-based Neutronics (MCN), the coupled CFD-DEM-MCN solver was constructed with the originally created interface to integrate two existing codes. The effects of the different bed configurations' transformations on the bed safety assessments were also quantitively confirmed, indicating that the effect of the particle-centralized fissile material had the dominant negative effect on the safety margin of avoiding re-criticality and particle re-melting accidents and had a more evident impact than the net bed-centralized effect. This coupled solver can serve to further assess the debris bed's safety via a multi-physics simulation approach, leading to safer SFR design concepts.

論文

Development of the ex-vessel modules for the integrated SFR safety analysis code SPECTRA

青柳 光裕; 牧野 徹*; 大木 裕*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

The SPECTRA code has been developed as an integrated safety analysis tool for sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the capability of SPECTRA is enhanced by integrating the analyses of sodium pool fire and concrete ablation for overlapped events of the ex-vessel phenomena. The sodium pool fire module is connected to the shared module for the sodium pool and the floor concrete developed in our previous study. The developed model is validated through the benchmark analysis of the F7-1 pool fire experiment. The calculation result of the pool and catch pan temperature shows good agreement with the experimental data. A demonstration analysis is also conducted for an overlapped event of the ex-vessel phenomena.

論文

Development of dynamic PRA methodology for external hazards in sodium-cooled fast reactor via applying Markov chain Monte Carlo method to severe accident analysis code; Assessment of accident management of assigning independent emergency diesel generators to each air cooler

Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.

論文

Experimental study on the breakup of liquid jet discharged from a nozzle with sudden contraction

Sun, G.*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

ナトリウム冷却高速炉における冷却材漏えい時には、漏えいした液体ナトリウムの液跳ねが、ナトリウムの燃焼へ影響する。これまでの研究では、円形の破損孔を想定した実験を行い、液跳ね前の噴流の状態が液跳ね挙動へ影響することが分かっている。本研究では実機を模擬した急拡大ノズルを用いた実験を行い、噴流の状態を可視化した。可視化実験の結果、ジェット流速が一定以上の場合には、ジェットが安定状態に至るまではジェット崩壊が促進された。またジェットが不安定状態に遷移すると、流速を大幅に低下させない限り安定状態には戻らない結果であった。安定状態に遷移した後のジェット流は、同流量の不安定状態のものと比べて長い分裂長さであった。

論文

Development of element functions and design optimization procedures with knowledge- and AI-aided design integration approach for advanced reactor lifecycle in ARKADIA

田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 11 Pages, 2023/05

In Japan Atomic Energy Agency (JAEA), an artificial intelligence (AI) aided integrated digital system named "Advanced Reactor Knowledge- and AI aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA)" has been developing to offer the best possible solutions for challenges arising during the design process, safety assessment, and operation of a nuclear plant over its life cycle. ARKADIA aims for creating a new plant design beyond the reach of experienced engineers by assembling the solutions to be met a safe, economic, and sustainable carbon-free energy source. ARKADIA consists of three inter-connected systems: EAS (Enhanced and AI-aided optimization System) as a controller for the numerical analyses and the design optimizations, VLS (Virtual plant Life System) for numerical simulator, and KMS (Knowledge Management System) with knowledges obtained through the development of sodium-cooled fast reactors (SFRs) in JAEA. These systems stand on the AI aided platform. Until 2023, the platform, the ARKADIA-Design, the ARKADIA-Safety, and the KMS are separately being developed. In the next five years until 2028, the element functions and the systems are to be unified to one system, ARKADIA. In this paper, outlines of current status in its development are introduced.

論文

Study on safety characteristics of a sodium-cooled fast reactor with negative void reactivity during initiating phase in severe accident

石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖

Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04

One of the effective design measures against core disruptive accident (CDA) is to decrease void reactivity, and a sodium-cooled fast reactor (SFR) with low void reactivity has been developed to improve reactor safety for future SFR. The evaluation of small SFRs, which can have a negative void reactivity coefficient, is useful to examine the reactor characteristics for future research and development. The event progression of unprotected loss of flow (ULOF), which is a typical initiating event of CDA, was analyzed by the SAS4A code. In comparison with a general behaviour of large SFR with relatively higher positive void reactivity, it was confirmed that the low void reactivity reactor has the following characteristics: (1) Event progression becomes slow and mild. (2) Positive reactivity insertion by a cladding melting and relocation has larger importance. (3) Generating mechanical energy during the initiating phase becomes less likely to occur.

報告書

炉内ソースターム解析コードTRACER Version 2.4.1(マニュアル)

大野 雅広*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 高田 孝*

JAEA-Testing 2022-004, 193 Pages, 2023/03

JAEA-Testing-2022-004.pdf:3.31MB

高速炉の燃料破損時にナトリウム中に放出される放射性物質の挙動は、燃料破損の速やかな検出によるプラント異常事象の拡大防止、保守時の被曝線量の低減、及び事故時に放出される放射性物質量評価等に関して重要である。このため、燃料破損時に冷却材中に放出され、一次冷却材を経由してカバーガス空間へ至る核分裂生成物(以下、FPと略す)の種類とその量(炉内ソースターム)をより現実的に評価することを目的として、これらの FP 移行過程で起こる物理的・化学的挙動を機構論的に取り扱う解析コードTRACER (Transport phenomena of Radionuclides for Accident Consequence Evaluation of Reactor)が開発されている。TRACERコードは、燃料ピンの破損に伴う冷却材へのFP放出から始まる、一連のFP移行挙動を解析する。解析は燃料ピン、一次冷却材及びカバーガスと炉内の範囲でのFP挙動を対象としている。具体的には、燃料ピンから放出されるFP、1次系冷却材中を移行するFP、冷却材中を輸送されるFPを含む希ガス気泡、カバーガスへ放出されるFP、カバーガスから炉外へ漏洩するFPといった一連の挙動である。本マニュアルはTRACER Version 2.3のマニュアルに対し、数式等の参考文献の追加、インプットファイル作成方法の解説の改善、TRACERコードへ加えたNUREG-0772モデルの改良に関して追記、Appendixで行ったサンプル解析の図の修正、サンプル解析の追加といった変更を加えたものである。

論文

Development of plant lifecycle optimization method, ARKADIA for advanced reactors

内堀 昭寛; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰; 大島 宏之

Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 10 Pages, 2022/09

ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動に行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形の連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまでの範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。

168 件中 1件目~20件目を表示