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Bachrata, A.*; Gentet, D.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; 久保田 龍三朗*; 曽我部 丞司; 佐々木 啓介; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
日仏協力の枠組みにおける目的の1つは、計算方法を定義および評価し、ナトリウム高速炉(SFR)における重大事故シナリオの現象とその結果を調査することである。SFRのナトリウムプレナムで発生する燃料-冷却材相互作用によって生じる構造物の機械的応答を評価するための方法論は、2014-2019年の日仏協力の枠組みの中で定義された。2020-2024年の期間に広がった枠組みについて、主な目的とマイルストーンを本論文で紹介する。研究の目的は、原子炉容器の機械的強度の限界と重大事故により受ける機械的荷重との間のマージンを包括的に扱うことである。この目的のため、SIMMERコードを使ってSFRの炉心損傷事故を解析する。流体構造の相互作用については、流体構造ダイナミクスツール(CEA側はEUROPLEXUS、JAEA側はAUTODYN)を用いて評価する。本論文では、ホットプレナムの蒸気膨張過程の評価を示すため、ベンチマーク研究について説明する。そのために、蒸気膨張に至る、出力逸走後のASTRID 1500MWth炉心が損傷した状態に基づく共通入力データを使用する。本研究では、SIMMER入力データにおいて事故時の緩和デバイスであるトランスファーチューブの作用を制限し、溶融炉心物質を上向きに流出させることによって、最も厳しいケースを示した。本論文では最も厳しいケースを示したが、EUROPLEXUSとAUTODYNの両方の計算結果で、原子炉容器の有意な変形は生じなかった。これは、炉心膨張過程で想定した機械的エネルギーが小さかったためである。
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00393_1 - 16-00393_10, 2017/04
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の熱的影響を評価するためには、事故が核的に終息した後の再配置/冷却過程において、損傷炉心物質が炉容器内のどこに再配置し、それぞれの場所で長期にわたって安定冷却できるかを示す必要がある。本報では、IVR(In-Vessel Retention)成立性に関する見通しを得るために実施した低圧プレナム移行燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性評価について報告する。
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。
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
The achievement of in-vessel retention (IVR) of accident consequences in an unprotected loss of flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, is an effective and rational approach to enhancing the safety characteristics of the sodium-cooled fast reactor. The objective of the present study is to show that the decay heat generated from the relocated fuels would be stably removed in post-accident-material-relocation/post-accident-heat-removal (PAMR/PAHR) phase, where the relocated fuels mean fuel discharged from the core into low-pressure plenum through control-rod guide tubes, and fuel remnant in the disrupted core region (non-discharged fuel). As a result of the assessment, it can be concluded that the stable cooling of the relocated fuels was confirmed and the prospect of IVR was obtained.
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春
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), 3 Pages, 2016/06
高速炉の代表的な炉停止失敗事象(ATWS)である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討し、IVR成立の見通しを得た。
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.
鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之
Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04
被引用回数：23 パーセンタイル：90.07(Nuclear Science & Technology)In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.
鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 伊藤 啓
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation, hence, should be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU reflecting the knowledge newly obtained after the original licensing application, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.
曽我部 丞司; 高田 孝*; 山口 彰*; 菊地 晋; 大島 宏之
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1067 - 1077, 2012/11
被引用回数：1 パーセンタイル：10.57(Nuclear Science & Technology)ナトリウム-水反応は高速炉における設計基準事故の1つである。蒸気発生器中の伝熱管が破損したとき、高圧側の水/水蒸気が液体ナトリウム側へ噴出しナトリウム-水反応が生じる。ナトリウム-水反応の詳細な反応機構は完全には解明されていない。著者らはナトリウム-水気相反応の解明のため、数値解析コードの開発やナトリウム-水蒸気対向流拡散火炎実験を実施してきた。本論文では、実験条件に基づく解析を行い、2種類の化学反応モデルの妥当性を検証した。また、水和数や水蒸気流速度をパラメータとした解析を行った。反応面の位置を実験結果と比較すると、気相反応では反応生成物の水和も幾らか生じていると考えられる。水蒸気流速度の影響も無視できないと考えられる。
山口 彰*; 高田 孝*; 大島 宏之; 曽我部 丞司*; 出口 祥啓*; 菊地 晋
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管が破損すると、高圧の蒸気がナトリウム中に噴出し、ナトリウム-水反応を引き起こす。そのため、ナトリウム-水反応評価は、ナトリウム冷却高速炉における重要な安全課題である。本研究では、ナトリウム-水反応メカニズム及び反応過程を解明することを目的に、減圧条件でナトリウム-水対向流拡散試験を実施し、反応モデルなどをパラメータとした数値解析の結果と比較検討を行った。
曽我部 丞司*; 山口 彰*; 高田 孝*; 大島 宏之; 菊地 晋; 出口 祥啓*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管が破損すると、高圧の蒸気がナトリウム中に噴出し、ナトリウム-水反応を引き起こす。そのため、ナトリウム-水反応評価は、ナトリウム冷却高速炉における重要な安全課題である。本研究では、ナトリウム-水反応の機構論的な解明の一環として、減圧条件で実施されたナトリウム-水蒸気対向流拡散反応場実験について、反応モデル等をパラメータとした数値解析を実施し、実験結果との比較検討を行った。
曽我部 丞司*; 山口 彰*; 高田 孝*; 大島 宏之; 菊地 晋
no journal, ,
ナトリウム-水反応評価は、ナトリウム冷却高速炉における重要な安全課題である。本研究では、減圧条件で執り行われたナトリウム-水蒸気対向流拡散反応場実験において、反応面近傍で得られたナトリウム濃度,水蒸気濃度,エアロゾル濃度等の実験結果をもとに、反応面近傍でのナトリウム挙動モデルに関する考察を行った。
曽我部 丞司; 小山 和也*; 飛田 吉春
no journal, ,
高速炉における炉心損傷事故シナリオにおいて、炉心から流出した融体(燃料とスティールの混合溶融物質)は冷却材と反応して微粒子(デブリ粒子)化し、低圧プレナム下部の構造(炉内構造支持構造物)上に堆積してデブリベッドを形成することが想定されている。同シナリオの冷却過程では、デブリベッドから発生する崩壊熱が周囲のナトリウムにより長期的に冷却され、デブリベッドが炉内で保持されることを示す必要がある。本報では、冷却過程の評価ツールとして、デブリ冷却性評価モデルをプラント動特性解析コードSuper-COPD用のモジュールとして構築し、過去に米国サンディア研究所で実施されたDシリーズ試験の結果を用いて同モデルの検証解析を行った。
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 飛田 吉春
no journal, ,
研究開発段階のナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント(SA)事象推移評価について、影響緩和方策の有効性の評価を実施している。本報ではULOF事象における事故後物質移行過程評価の進捗について報告する。
曽我部 丞司; 和田 雄作; 鈴木 徹; 飛田 吉春
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss Of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討した。炉容器内終息((IVR))の成立性に関する見通しを得るため、低圧プレナム(LPP)移行燃料と炉心残留燃料の安定冷却性に関する評価について報告する。
曽我部 丞司; 和田 雄作*; 鈴木 徹*; 飛田 吉春
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討した。原子炉容器内終息(IVR)成立の見通しを得るために実施した、低圧プレナム流出燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性に関する最確及び不確かさ評価について報告する。
内堀 昭寛; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*
no journal, ,
高速炉を含む革新炉のライフサイクル自動最適化を行い、開発効率の飛躍的向上を実現する手法となるARKADIAの開発を進めている。本報では、安全性評価ツールARKADIA-Safetyの整備として、ナトリウム燃焼解析モデルの妥当性確認、及び、機能拡張に向けた炉外事象解析モデルの統一化検討を実施した。
岡野 靖; 内堀 昭寛; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 石田 真也; 曽我部 丞司; 高田 孝*
no journal, ,
高速炉を含む革新炉のライフサイクル自動最適化を行い、開発効率の飛躍的向上を可能とする手法となるARKADIAの開発を進めている。本報では、安全性評価ツールARKADIA-Safetyの整備として、内部ハザード(ナトリウム燃焼)に対する安全設計を例題として、格納容器の容積および安全対策を安全性・経済性の観点から最適化するための評価プロセスの構築について報告する。
