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小池 朱里*; 根本 将矢*; 中島 理紗子*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 2 Pages, 2023/04
異常降雪時のナトリウム冷却高速炉のアクシデントマネジメントとして除雪を行った場合に、運転員による異常気象の認知の成否がプラントの安全性に与える影響を評価するため、運転員の認知確率を時間の関数としてモデル化し、プラント状態についての動的PRA解析を実施した。その結果、事象開始後、比較的早い段階での炉心損傷は、運転員の異常降雪の認知により回避されることを示した。
小池 朱里*; 中島 理紗子*; 根本 将矢*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 4 Pages, 2022/10
地球温暖化により、今後異常降雪による降雪量が増大する可能性がある。地球温暖化が炉心損傷要因である炉心出口温度の制限温度超過確率に与える影響を評価するため、地球温暖化を考慮した降雪量のハザード曲線を作成するとともに、ナトリウム冷却高速炉を対象とした動的PRAを行った。その結果、異常降雪時の降雪量は地球温暖化により増加し、制限温度超過確率が高くなることが示された。
松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 9 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、溶融炉心物質が制御棒案内管などの流路を通って炉心領域下の炉心入口プレナムに流れ込む。溶融炉心物質は、ナトリウム冷却材中で入口プレナムの水平板に衝突しながら冷却・固化されると見込まれる。しかし、水平構造物に衝突した溶融炉心物質の固化・冷却挙動は、これまで十分に研究されていなかった。これはナトリウム冷却高速炉の安全性向上の観点から解明が必要な重要な現象である。そこで、カザフスタン共和国国立原子力センターの実験施設において、模擬溶融炉心物質(アルミナ: Al
O
)を水平構造物上のナトリウム冷却材中に放出する一連の実験が実施された。本研究では、高速炉安全性評価コードSIMMER-IIIを用いたナトリウム試験に関する解析を実施した。解析結果と実験データの比較により、解析手法の妥当性を確認した。また、ジェット衝突時の冷却・固化挙動を評価した。その結果、溶融炉心物質が水平板への衝突により破砕され、周辺部へ飛散することがわかった。さらに、模擬溶融炉心物質がナトリウムによって冷却され、その後、固化することを確認した。
中島 理紗子*; 小池 朱里*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08
ナトリウム冷却高速炉の外部ハザードに対する定量的リスク評価手法の構築の一環として、連続マルコフ過程モンテカルロ法(CMMC法)を用いた動的PRA解析を行い、地球温暖化が炉心損傷要因である制限温度超過確率に与える影響を評価した。地球温暖化に伴って、異常降雪時の降雪量が増大する可能性があることから、地球温暖化を考慮した降雪量のハザード曲線を作成した。解析の結果から、地球温暖化による降雪量の増加により、炉心制限温度を超過する可能性が高くなることが示された。
内田 真緒*; Alzahrani, H.*; 塩野 幹人*; 堺 公明*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
ナトリウム冷却高速炉の設計において、炉心反応度への予期せぬ影響の観点からカバーガスの巻込み現象が重要な課題の一つとなり、既往研究において高速炉プレナム内の自由液面部における自由表面渦のガスコア成長を評価するための、渦モデルに基づく評価手法が開発されている。本研究では、非定常渦のガスコア成長の予測精度を明確にするために、開水路試験体系を持つ回流水槽による水試験を実施した。また、実験と同じ体系による数値解析に基づいた評価手法によりガスコア長さを予測し、試験結果と比較した。その結果、試験では、下降流速が大きくなる下流領域においてガスコア長さが大きくなることが観測された。一方、数値解析結果を用いたガスコア長さの予測では、試験とは異なる位置でピークが現れ、ピーク値も過大評価となった。
内田 真緒*; 堺 公明*; 江連 俊樹; 田中 正暁
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.21-00161_1 - 21-00161_11, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の自由表面部におけるガス巻込み現象の発生予測を目的として、数値解析に基づく評価方法の開発を進めている。本研究では、水洞内に発生する移動渦に伴うガス巻込みを対象とした実験を実施すると共に、同体系において数値流体力学コードを使用した数値解析を実施した。その上で、CFD計算の評価精度を検討するため、渦周波数に関するストローハル数と流速分布について、実験結果と数値解析結果の比較を行った。その結果、数値解析で得られた渦周波数のストローハル数は、実験結果とよく一致することを示した。
松下 健太郎; 藤崎 竜也*; 江連 俊樹; 田中 正暁; 内田 真緒*; 堺 公明*
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 26, 6 Pages, 2021/05
ナトリウム冷却高速炉の冷却材自由液面部におけるガス巻込み渦について、数値解析によりガス巻込み量を評価する手法を開発している。本研究では、計算負荷を抑制し、かつ渦形状の予測精度を確保した解析メッシュの自動作成手法を調査し、その手法としてadaptive mesh refinement(AMR法)を非定常後流渦の体系を対象にすることによって検討した。メッシュ詳細化の基準として渦度、速度勾配テンソルの第二不変量(Q値)および速度勾配テンソルの固有方程式の判別式について検討し、Q値によるAMR法の適用がもっとも効率よく解析メッシュを詳細化できる見通しを得た。
五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs. CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.
鈴木 実*; 堺 公明*; 高田 孝; 堂田 哲広
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
ナトリウム冷却高速炉の定量的リスク評価として外部ハザード事象における繰り返し多重故障を評価する手法の確立を目的に、火山噴火時に最終ヒートシンクである空気冷却器が降灰によりフィルタ閉塞した際のアクシデントマネジメント策を繰り返し実施する場合を対象に連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)法を用いてプラント動特性解析を実施した。その結果から、本手法を用いることで火山降灰事象のAM策の有効性について時間経過を考慮して評価できることを示した。
平川 萌*; 菊池 祐一郎*; 堺 公明*; 田中 正暁; 大島 宏之
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07
ナトリウム冷却高速炉において、ガス通過による予期しない炉心反応度の投入を防止するため、カバーガス空間にある自由液面からのガス巻き込み現象は重要な評価課題となっている。本研究では、回流水槽を利用した実験で観察された自由液面を移動する非定常渦のガス巻込み現象の解析を行い、実験結果と比較して解析手法の妥当性について検討するとともに、解析結果に対し、原子力機構で開発された評価ツール(StreamViewer)を適用して、自由液面からのガスコア長さの評価を実施した。
鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04
高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。
上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁
Nuclear Engineering and Design, 312, p.30 - 41, 2017/02
被引用回数：6 パーセンタイル：51.46(Nuclear Science & Technology)第4世代原子炉システム国際フォーラムにおいて構築されている安全設計基準では、福島第一原子力発電所事故の教訓や革新技術と関連する研究開発成果を取り入れ、第4世代炉としてのナトリウム冷却高速炉の機器、構造、システムの安全設計にかかる基準を具体化している。この活動には多くの熱流動現象の評価が必要とされる。本論文はこの中から4つの現象として集合体熱流動、自然循環崩壊熱除去、炉心崩壊事故、高サイクル熱疲労を取り上げ、熱流動評価手法の進展を解析コードの検証、実験研究と合わせて示す。これらの手法は高速炉で生じ得る様々な熱流動現象の評価に適用できる包括的な評価手法に統合化され、人的資源の発展や熱流動知見の集約にも役立てられることが期待できる。
小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1774 - 1786, 2016/11
被引用回数：3 パーセンタイル：28.28(Nuclear Science & Technology)The accident categories of severe accidents (SAs) for prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) which need proper measures were investigated through the internal event PRA and event tree analysis for the external event and six accident categories, ULOF, UTOP, ULOHS, LORL, PLOHS and SBO, were identified. Fundamental safety strategy against these accidents is studied and clearly stated considering the characteristics and existing accident measures of prototype SFR, and concrete measures based on this safety strategy are investigated and organized. The sufficiency of these SA measures is confirmed by comparing the evaluated Core Damage Frequency (CDF) and Containment failure frequency (CFF) to the target value, 1
10
and 110
per plant operating year, respectively, which were selected based on the IAEA's safety target. However, the target value of CDF and CFF should be satisfied considering all the SAs caused by both internal and external events. External event PRA for prototype SFR is now under evaluation and we set out to satisfy the target value of CDF and CFF considering both internal and external events.
高田 孝; 東 恵美子*; 西野 裕之; 山野 秀将; 堺 公明*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2016/11
外部ハザード事象におけるプラントの様々な状態を定量化することを目的に、連続マルコフ過程モンテカルロ(CMMC)法と動特性解析手法とのカップリングを行った。本論文では強風事象を対象とし、開発手法を用いた定量化を行った結果、対象としたプラントにおける強風事象への耐性が高いことを明らかにした。また低頻度事象に対する手法適用拡張として、重み付けを用いたサンプル方法について提案した。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10
本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対するマージン評価手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、フィルター破損までの猶予時間をマージンと定義した。降灰継続時間より猶予時間が短いときだけマージンを検討する必要がある。機器別のマージン評価では、各機器の吸い込み風量とフィルタ破損限界を使って計算された。シーケンス別のマージン評価では、機器別のマージン評価とイベントツリーに基づき評価された。マージンを大きくするアクシデントマネジメント対策として、例えば、強制循環運転の手動トリップ、空気冷却器3系統の順次運転、及びプレフィルターによるカバーを提案した。
鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06
The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06
本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約310/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、支配的な火山ハザードは、大気中濃度10
kg/m
、粒径0.1mm、層厚50-75cm、継続時間1-10hrであった。
堺 公明; Ren, L.*; Tsige-Tamirat, H.*; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Ashurko, Y.*; Fanning, T.*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
The Generation IV (GEN-IV) international forum is a framework for international cooperation in research and development for the next generation of nuclear energy systems. The SFR Safety and Operation (SO) project addresses the area of the safety technology and the reactor operation technology developments. The aim of the SO project includes (1) analyses and experiments that support establishing safety approaches and validating performance of specific safety features, (2) development and verification of computational tools and validation of models employed in safety assessment and facility licensing, and (3) acquisition of reactor operation technology, as determined largely from experience and testing in operating SFR plants. In this paper, recent activities in the SO project are described.
上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 森下 正樹
Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, First Edition, p.283 - 307, 2016/00
本書は第4世代炉の世界における開発進捗をとりまとめ、2016年にハンドブックとして発行したもの。著者らは第11章としてナトリウム冷却高速炉の日本における開発状況を解説した。特にJapan sodium-cooled fast reactor (JSFR)の概念を中心に研究開発の成果と革新技術、東京電力福島第一原子力発電所事故を受けた安全性の強化の取組を示した。
阪井 寛志*; 江並 和宏*; 古屋 貴章*; 加古 永治*; 近藤 良也*; 道園 真一郎*; 三浦 孝子*; Qiu, F.*; 佐藤 昌人*; 篠江 憲治*; et al.
Proceedings of 56th ICFA Advanced Beam Dynamics Workshop on Energy Recovery Linacs (ERL 2015) (Internet), p.63 - 66, 2015/12
コンパクトERLとして入射器および主加速器モジュールの開発を行った。入射器モジュールは3台の2セル空洞で、主加速器モジュールは2台の9セル空洞で構成されている。建設後、20MeVのエネルギーで80
A以上の電流でエネルギー回収に成功した。入射器、主加速器とも安定に運転されているが、主加速器については電界放出が、入射器についてはHOMカップラーの発熱が問題となっている。コンパクトERLの2台のクライオモジュールの長時間ビーム運転中の性能について発表する。
