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曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 大木 裕*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.403 - 414, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウム漏えい事故を管理するためにナトリウムの燃焼挙動を理解することが極めて重要である。本研究では、多次元熱流動解析コードAQUA-SFを用いて、サンディア国立研究所(SNL)のT3実験のベンチマーク解析を実施した。この実験は、容器容積100m
、ナトリウム流量1kg/sの密閉空間で実施され、ナトリウム注入直後の局所的な温度上昇がもたらす多次元的な影響を明らかにした。本研究では、AQUA-SFの機能を拡張することを目的として、このような多次元的な温度変動、特に容器底部における高温領域の形成のシミュレーションに焦点を当てた。提案したモデルには、ナトリウム液滴着火の一時停止と床面上のナトリウム飛沫の噴霧燃焼が含まれる。さらに、底部高温域の再現性を高めるためには、床部近傍に熱源を追加することが不可欠であることを示した。そこで、噴霧円錐角の感度解析と床面上の液滴の長時間燃焼を含むケーススタディを実施した。この包括的なアプローチにより、ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム燃焼のダイナミクスと安全対策に関する貴重な知見を得ることができた。
飛田 吉春; 田上 浩孝; 石田 真也; 小野田 雄一; 曽我部 丞司; 岡野 靖
IAEA-TECDOC-2079, p.72 - 84, 2025/00
高速炉の炉心は最大反応度配置ではないため、仮想的な炉心損傷事故が発生すると、炉心物質配置の変化により即発臨界に至る可能性があり、それに伴うエネルギー発生は高速炉安全上の課題の一つとなっており、事故で発生するエネルギーの影響を緩和・抑制するための適切な方策が求められている。これらの緩和策の効果を評価するため、高速炉のATWSにおける事象推移やエネルギー発生挙動を解析する一連の計算コードが、原子力機構の国際協力のもとで開発・整備・改良されてきた。事象推移を支配する重要な物理現象は、事故の進行に伴い変化するため、事故解析では事故全体をいくつかのフェーズに分け、各フェーズにおける事象推移を解析するための専用の解析手法を用意している。本稿では、これらの解析手法の構成と概要について述べる。これらの解析手法を我が国の許認可手続きにおける原子炉安全評価に適用する際の検証アプローチの代表例として、事故時のエネルギー発生を解析するうえで重要な炉心物質の移動と原子炉出力を解析するコードSIMMERの原子炉解析への適用性を確認する検証試験を紹介する。SIMMERコードの検証研究により、SIMMERの原子炉解析への適用性を確認するとともに、原子炉解析においてその不確かさの影響を確認すべき重要な現象が認識された。
小野田 雄一; 飛田 吉春; 岡野 靖
IAEA-TECDOC-2079, p.215 - 225, 2025/00
日本原子力研究開発機構(JAEA)におけるナトリウム冷却高速炉の炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失事故の評価のための解析手法を、事故の膨張段階における機械的影響に焦点を当てて概略を説明する。JAEAでは、エナジェティクス評価のための解析手法を開発し、解析プロセスを次の3つに分けている:1)発生した熱を機械的エネルギーに変換するSIMMERコードを用いた解析、2)AUTODYNコードを用いた原子炉容器の構造応答解析、及び3)遮へいプラグ間の間隙から上部遮へいの上方に放出されるナトリウム量のPLUGコードを用いた解析。AUTODYNによる構造応答解析の入力として、SIMMERの計算により得られた、ガス(燃料,スティール蒸気及び核分裂ガス)と溶融炉心物質の混合物からなるCDA気泡の圧力-体積関係が使用される。PLUGの入力には、SIMMERの計算により得られた上部遮へい下面に作用する圧力履歴を使用する。これらの解析コードは、各計算の結果に大きな影響を与える支配的な現象の解析を通じて妥当性を確認している。これらJAEAが開発した解析手法を原子炉体系の解析に適用し、その適用性を確認した。
曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三郎*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。
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：43.92(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.
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。
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。
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：23.64(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.
田上 浩孝; 石田 真也; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信; Payot, F.*; Saas, L.*; Trotignon, L.*; Gubernatis, P.*; Dufour, E.*; et al.
Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 12 Pages, 2024/05
特殊な炉心設計を有する大型非均質炉心を含む将来的なナトリウム冷却高速炉(SFR)のシビアアクシデント(SA)解析のために、原子力機構はCEAと共同でSIMMER-Vを開発している。SAの事象推移は従来、個々の燃料集合体内で発生するピン破損と鉛直方向燃料分散が主体となる起因過程(IP)をSAS4Aで、炉心損傷領域が全炉心へと拡大する遷移過程をSIMMER-IIIもしくはSIMMER-IVで解析を行ってきた。SIMMER-Vの共同開発の範囲は限定的であるが、SIMMER-Vの計算を他の計算領域や他のコードと連携させるための柔軟なインタフェースを提供すること、また、詳細な燃料ピンモデルや燃料同位体組成を柔軟に扱えるモデルのような新しい先進物理モデルを追加することにより、コードの適用性を大幅に拡大することを目指している。前者はCEAが、後者は原子力機構(JAEA)が担当する。コード開発と並行して、新しいモデルや手法の検証と妥当性確認が実施された。本論文では、SIMMER-Vコード開発プログラムの目的と全体的な枠組み,代表的な新要素,最近の開発の進展について述べる。
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.
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.
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。
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：7 パーセンタイル：75.31(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.
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：43.92(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。
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。
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。
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。
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：2 パーセンタイル：36.16(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.
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。
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.
