Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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：59.55(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。
青柳 光裕; 曽根原 正晃; 石田 真也; 内堀 昭寛; 川田 賢一; 岡野 靖; 高田 孝
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 3 Pages, 2022/09
Development of Advanced Reactor Knowledge- and Artificial Intelligence (AI)-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA) has been started in Japan Atomic Energy Agency. ARKADIA can automatically provide possible solutions of design, safety measures, and a maintenance program to optimize the lifecycle performance of advanced reactors by using the state-of-the-art numerical simulation technologies. In the first phase of this project, ARKADIA-Safety is developed for the purpose of automatic optimization of the severe accident (SA) management and its feedback to the plant design of sodium-cooled fast reactors (SFRs). This paper describes the overview of ARKADIA-Safety and its application for SA evaluation.
内堀 昭寛; 曽根原 正晃; 青柳 光裕; 高田 孝*; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAを新たに開発している。炉内側については、多次元圧縮性混相流と溶融燃料の移行挙動に対する連成解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む圧縮性多成分気相に対する質点系解析手法をベースとし、Na燃焼等の炉外事象に対する解析モデルを構築した。ナトリウム漏えいを起因とする原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、炉内/炉外一貫評価を行うための基本的な機能を確認した。
高田 孝; 青柳 光裕; 曽根原 正晃
IAEA-TECDOC-1972, p.224 - 234, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉においてナトリウム燃焼影響評価は安全上重要となる。一般にコンクリートは水分を含有しているため、大気中の水蒸気濃度が0(ドライ)であっても、ナトリウム燃焼による加熱で水分が放出されナトリウムと反応し、水素が発生する。小型炉では一般に建屋や区画が小さくなり、区画体積に対するコンクリート壁の影響が大きくなるため、大型炉よりも水素発生に留意する必要がある。本報では、区画の大きさとナトリウム燃焼時の水素発生に関する数値実験による影響評価を行うと共に、水素対策に関する考察を行った。
曽根原 正晃; 内堀 昭寛; 青柳 光裕; 川田 賢一; 高田 孝; 大島 宏之
第25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, 2021/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉において、炉心損傷を伴うシビアアクシデント(SA)発生時の際、炉心部から溶融燃料が流出し、ナトリウム冷却材との相互作用により数mm
数百オーダーの径を持つデブリ粒子として固化し、原子炉容器下部に堆積する可能性が指摘されている。そのためSA事象進展を評価する際にはこうしたデブリ粒子の挙動を適切に把握する必要がある。これらの要求に応えるため、原子力機構で開発中のSAを含むNa高速炉事故シナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールSPECTRAコードの一部として、粒子法の一種である散逸粒子動力学(DPD: Dissipative Particle Dynamics)を用いた溶融燃料挙動解析コードを開発した。本報では解析コード開発に使用したモデルの詳細について述べた後、デブリ粒子の炉心下部への堆積を模擬したテスト解析の結果について報告する。
曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Louie, D. L. Y.*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 4 Pages, 2020/08
ナトリウム燃焼における多次元効果の検証のために、原子力機構においてSNL T3ナトリウム燃焼試験をAQUA-SFおよびSPHINCSコードを用いて検証を行った。解析において、試験中の燃焼停止期間を模擬し、ナトリウム液滴径の最適化を行うことで、試験結果の再現を行った。その際、AQUA-SFにおけるBest estimateの液滴径は2.5mmとなり、ハイスピードカメラによる測定と矛盾しない結果を得ることができた。
曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Denman, M. R.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
日米国際協力CNWGの枠組みの一環として、Sandia National Laboratoriesと原子力機構の共同でSNL T3/T4試験をベンチマーク解析に用いて多次元解析コードAQUA-SFと質点系コードSPHINCSを利用し、ナトリウム燃焼の研究を進めている。本稿ではT3試験を使用し乱流効果や液滴輻射といった多次元効果の影響を明らかにするためにAQUA-SFの感度解析を行った。その結果、乱流効果や液滴輻射およびナトリウム液滴燃焼部の温度上昇がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。
曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Denman, M. R.*
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11
日米国際協力CNWGの枠組みの一環として、Sandia National Laboratoriesと原子力機構の共同でSNL T3/T4試験をベンチマーク解析に用いて多次元解析コードAQUA-SFと質点系コードSPHINCSを利用し、ナトリウム燃焼の研究を進めている。本著ではT3試験を使用し乱流効果や液滴輻射といった多次元効果の影響を明らかにするためにAQUA-SFの感度解析を行った。その結果、乱流効果や液滴輻射がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。
曽根原 正晃; 青柳 光裕; 小坂 亘; 内堀 昭寛; 岡野 靖
no journal, ,
開発システムの民間への供与を前提としたユーザー利便性向上のため、AIを用いた設計最適解探索ツール、ユーザーインターフェースである入力GUIツール及び品質保証自動化ツールの基本部分を構築した。
青柳 光裕; 江沼 康弘; 曽根原 正晃; 小坂 亘
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント事象の一貫解析評価ツールとして、SPECTRAコードを開発し、その高度化を進めている。同コードは産業界での幅広い利用を目指しており、そのためには物理モデルの有用性等と同時に、解析を実施するユーザーの利便性が重要となる。このため、プラント設計の最適化手法や、入力作成のGUI(Graphical User Interface)化、品質保証作業の自動化手法について、それぞれ開発を実施する。本発表では、これらについての開発計画と令和2年度成果を述べる。
内堀 昭寛; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 岡野 靖; 高田 孝*
no journal, ,
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。安全性評価を目的としたARKADIA-Safetyの基盤技術として、シビアアクシデント時の炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAの整備が必要である。炉内側については、多次元圧縮性混相流と溶融燃料の移行挙動に対する連成解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む圧縮性多成分気相に対する質点系解析手法をベースとし、Na燃焼等の炉外事象に対する解析モデルを構築した。ナトリウム漏えいを起因とする原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、炉内/炉外一貫評価を行うための基本的な機能を確認した。
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。
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。
内堀 昭寛; 曽根原 正晃; 青柳 光裕; 岡野 靖; 高田 孝
no journal, ,
革新的ナトリウム冷却高速炉を対象に、統合安全性評価シミュレーション基盤システムとしてSPECTRAコードの開発を進めている。その一環として、プラント全体への適用性拡張に資する炉内側質点系冷却材挙動モジュール、及び、ユーザー利便性向上ツールを構築した。質点系モジュールについて、多次元メッシュと接続した体系を用い、圧縮性気液二相流実験を解析することで妥当性を確認した。ユーザー利便性向上としては、AI設計ツールが単変数問題で最適解に到達することを確認した。入力データの作成と解析作業の品質保証を支援するGUIツールも構築した。
曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 大木 裕*
no journal, ,
ナトリウム(Na)冷却高速炉の開発において、Na漏えい事故における対処するためにNaの燃焼挙動を把握することが重要である。サンディア国立研究所で実施されたT3試験は大規模Na燃焼試験を対象に。本研究では、試験中に観測された多次元的な温度変化と容器底部での高温領域の形成を模擬できる新しい物理モデルを多次元熱流動解析コードAQUA-SFに適用することに焦点を当てた。このモデルでは、スプレイ燃焼におけるNa液滴着火の一時停止と床面からのNa液はねの燃焼および、液はねからのプール形成の過程における床上での液滴燃焼の延長を考慮した。これにより、T3試験での容器下部における温度上昇の再現性が向上した。
青柳 光裕; 曽根原 正晃; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全基盤技術としてマルチレベル・シナリオシミュレーションシステムの開発を進めている。本報では、シビアアクシデント時の炉内/炉外事象を統一的に扱うマルチシナリオシミュレーションシステムの開発の一環として、散逸粒子動力学(DPD)を用いた溶融燃料挙動の検討等、ツールに組み込む物理モデルの抽出, 開発を行った結果について報告する。
内堀 昭寛; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術としてマルチレベル・シナリオシミュレーションシステムの開発を進めている。本報では、SFRのシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価するための、マルチシナリオシミュレーションシステムを新たに開発した。原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、システムとしての妥当性を確認した。
内堀 昭寛; 曽根原 正晃; 青柳 光裕; 川田 賢一; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAを新たに開発している。炉内側については、多次元圧縮性混相流解析モデルと、散逸粒子動力学法に基づく溶融燃料挙動解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む多成分気相に対する質点系熱流動解析手法をベースとし、ナトリウム燃焼,ナトリウム-コンクリート相互作用,デブリ-コンクリート相互作用に対する解析モデルを構築した。原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、炉内/炉外一貫評価を行うための基本的な機能を確認した。
