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浜瀬 枝里菜; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Annals of Nuclear Energy, 236, p.112358_1 - 112358_13, 2026/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの解析結果の信頼性担保のため、順方向不確かさ定量化(Forward UQ)とSobol'法を用いた感度解析(SA)による妥当性確認プロセスを整備した。FFTF試験を対象に入力因子の不確かさ伝播解析を行い、試験結果が不確かさ範囲内に収まることを妥当性判断基準の1つとして使用可能であることを確認した。また、SAにより不確かさに対する支配的因子を特定し、不確かさ低減に向けた優先検討項目を提示した。これにより、Forward UQ及びSobol'法を用いたSAが妥当性確認プロセスに適用可能であることを示した。
江連 俊樹; 小林 順; 松野 圭子*; 田中 正暁
第30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, 2026/06
ナトリウム冷却タンク型高速炉実証炉の設計において、概念設計段階で取り組むべき研究課題の一つとして、自然循環時を含む炉心崩壊熱除去評価手法の整備が進められている。実証炉では、安全性強化のために多様化させた崩壊熱除去システムの一つとして2次系共用型炉心冷却系(IRACS)の採用が検討されている。本報では、IRACSを用いた崩壊熱除去運転時におけるホットプレナム部の温度成層化に着目し、実証炉との相似則を考慮して実施したPLANDTL-2試験結果を報告する。
田中 正暁; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 森 健郎; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 菊地 紀宏; 松下 健太郎; 持永 祥汰; 江連 俊樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR26) (Internet), 9 Pages, 2026/05
本報では、ナトリウム冷却高速炉実証炉の概念設計における熱流動課題(関連課題含む)の評価に対し、原子力機構がこれまでのナトリウム冷却高速炉の開発を通じて蓄積した解析評価技術及び知見・ノウハウ等を集約して整備を進めてきた統合評価手法「ARKADIA」の解析評価技術基盤を活用した評価支援計画について報告する。さらに、ARKADIAの機能拡張として、プラント全系連成解析モデルによる解析を例題として示しながら、SFRライフサイクルを対象に、デジタルツインの導入によるモデルベース開発が実現可能となるフレームワークを示す。
吉川 龍志; 今井 康友*; 田中 正暁
JAEA-Research 2025-015, 100 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-015.pdf:6.94MB
日本原子力研究開発機構(原子力機構)では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)直管型2重伝熱管蒸気発生器(SG)内の伝熱流動現象を解析するための計算コードとして、TSG (Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発した。TSGコードは、直管型2重伝熱管を有するSG内において、伝熱管外のナトリウム側の3次元熱流動解析と伝熱管内の水側マルチチャンネル解析を連成させたSG伝熱流動解析システムである。ナトリウム側3次元解析は、汎用計算流体力学(CFD)コードFLUENTによるポーラスボディ解析モデルを採用した解析モジュールとしている。水側はドリフトフラックスモデルを採用して伝熱管(チャンネル)内の沸騰2相流動現象を解析することができる内作の解析モジュールとしている。これらの2つの解析モジュールを連成させ、時々刻々と変化する伝熱管壁を介した熱交換を計算することができ、SG全体の伝熱流動特性を評価することができる。本報告では、TSGコードについて、ナトリウム側と水側解析モジュールの連成解析手法を説明するとともに、解析コードの妥当性確認の一環として実施した原子力機構における1MW2重管SG試験装置(1MW-SG試験)での静特性試験を対象とした試験解析結果について報告する。また、実用炉の直管型SGのうち、伝熱管10本をプラグさせた場合の伝熱管温度偏差評価結果及びナトリウム出入口プレナム部を含む大型直管型SG全系を対象とした伝熱管プラグを含む条件での3次元温度分布と構造健全性評価結果について報告する。また、1MW-SG試験での流動安定性試験を対象に、流動安定性解析への適用性を確認した結果についても付録にて紹介する。
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
JAEA-Data/Code 2025-018, 96 Pages, 2026/03
JAEA-Data-Code-2025-018.pdf:5.54MB
日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉(高速炉)の燃料集合体内の詳細な熱流動評価を目的として、有限要素法による詳細熱流動解析コードSPIRALの整備を進めている。高速炉での特長的なワイヤスペーサ型燃料集合体では、計算に利用する計算格子(要素)の品質が予測精度に大きく影響するため、燃料集合体ピンバンドル領域に高品質の要素を配置することが数値解析を実行する上で重要な課題となる。複雑な燃料集合体領域の要素分割を行う手段としては、燃料集合体形状をCADデータで再現した上で市販されている汎用の計算格子生成プログラム(メッシャー)を利用することが考えられるが、極めて煩雑な作業となる。そこで、高品質の要素分割を効率的に配置するため、燃料集合体の幾何形状(設計情報)と要素分割を設定するパラメーターを入力条件として、燃料集合体領域の要素分割を自動で実行するメッシャーを開発した。本報では、このメッシャーの各種要素分割モデルの詳細とその利用法について詳説する。本メッシャーでは、複雑形状となる燃料集合体領域に対して、計算格子を規則的に配置するためマルチブロック法による領域分割を行った上で、それぞれのブロック領域で曲線座標系による境界適合格子を生成し、最終的に統合して一つの燃料集合体体系とする要素分割法を採用した。また、隣接するブロック領域間での要素の連続性を維持するため、六面体(Hexa)要素とプリズム状の(Prism)要素を併用する要素配置とした。以上の六角形断面のラッパ管で囲まれた燃料集合体に対する基本的な要素分割機能に加え、溶融燃料の排出を促進するため燃料集合体内部にダクトを設けた変則的な燃料集合体に対する要素分割も可能である。本メッシャーの開発によって、様々な条件における複雑な燃料集合体領域の要素分割を正確かつ効率的に実行することが可能となった。
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-モデルの導入と妥当性確認菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
JAEA-Data/Code 2025-017, 133 Pages, 2026/03
JAEA-Data-Code-2025-017.pdf:3.9MB
ナトリウム冷却高速炉(高速炉)の炉心設計では、定格運転時(高流量条件)から、崩壊熱除去運転時(低流量条件)までの広範囲にわたる運転条件において、炉心の構成要素である燃料集合体が健全であることを確認する必要がある。そこで、燃料集合体内の流速及び温度分布等を詳細に評価するため、複雑形状を詳細に模擬できる有限要素法を用いた燃料集合体内詳細熱流動解析コードSPIRAL の整備を進めてきた。前報までに、等温条件での燃料集合体内流動に対する解析機能と速度場乱流モデルを導入した。その後、燃料集合体内の温度分布を評価するために必要な乱流熱伝達(温度場乱流)モデルを組み込み、主に高流量条件における試験解析を通じて妥当性確認を実施してきた。燃料集合体内の熱流動は、運転条件によって層流から乱流まで幅広く変化し、また、燃料集合体内の局所的なRe 数は燃料要素にらせん状に巻かれているワイヤスペーサ等の影響によって幅広い値を示す。このため、これまでに整備してきた標準型や低Re 数型k-/k-モデルでは、層流-乱流間の遷移領域における熱流動現象の再現が難しいことが示されていた。そこで、これらの遷移領域を含む幅広いRe 数範囲での熱流動場を再現するため、標準型k-/k-モデルに低Re 数型k-/k-モデルの長所を組み合わせたHybrid 型k-/k-モデルを整備することとした。本報では、基礎方程式、Hybrid 型k-/k-モデルを含む各種乱流モデルから導かれる構成方程式、それらの有限要素法による定式化とその数値計算上での取り扱い及び有限要素法に特化した境界条件の取り扱いについて記述するとともに、圧力損失及び温度分布の予測に関するHybrid 型k-/k-モデルの妥当性確認として実施した解析結果を報告する。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 藤崎 竜也*; 村上 諭*
Annals of Nuclear Energy, 226, p.111896_1 - 111896_11, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉のプラント設計や安全性向上に資するため、プラント全体応答から局所現象までの一貫した評価を可能とするマルチレベルシミュレーション(MLS)手法の整備を実施している。MLSシステムによる連成手法の妥当性確認のため、1次元プラント動特性解析コードとしてSuper-COPDを、多次元熱流動解析コードとしてFluentを使用した1D-CFD連成解析手法をEBR-IIの自然循環試験に適用した。その結果、プラント全体応答を押さえつつ、上部プレナム,Z型配管やコールドプールの温度成層化現象(多次元熱流動現象)を予測可能であることを確認した。また、実測データとの比較から本手法の自然循環試験への適用性を確認した。
遠藤 達朗*; 荒木 康史; 関 宗俊*; 田畑 仁*; 田中 雅明*; 大矢 忍*
Applied Physics Letters, 128(2), p.022405_1 - 022405_6, 2026/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Physics, Applied)Perovskite transition metal oxides (TMOs) are hallmark systems for studying electron correlations, with strong Coulomb interactions reaching the electron volt scale. Such interactions generally hinder coherent charge transport, limiting its observation to only moderately correlated TMOs. Among TMOs with strong electron correlations, the ferromagnetic perovskite manganite La
Sr
MnO
(LSMO) has attracted significant attention for spintronics applications due to its half-metallic nature and robust ferromagnetism, with a Curie temperature above room temperature. In this Letter, we report the emergence of oscillatory conduction in tunnel diodes incorporating an epitaxial thin LSMO layer - a phenomenon not previously observed in strongly correlated oxides. The observed oscillations originate from discrete quantum-well states formed via quantum confinement, indicating coherent transport across the LSMO layer. These quantum-well states are quantitatively explained using a tight-binding model tailored for the electronic structure of LSMO. Our findings demonstrate that high- quality epitaxial perovskite manganites can sustain coherent transport, even in the presence of strong electron correlations, offering avenues for oxide-based quantum and spintronics devices.
菊地 紀宏; 吉川 龍志; 田中 正暁
Proceedings of 32nd International Conference on Nuclear Engineering, Vol.15 (Internet), p.647 - 659, 2026/01
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(SFR)の燃料集合体の安全設計では、信頼性の高い燃料集合体内の熱流動評価が必要である。原子力機構では、燃料集合体内の熱流動を評価するためサブチャンネル解析コードASFREを開発してきた。そのコードの信頼性を確認するため、AESJやASMEの標準に従いV&Vを実施する必要がある。本研究では、これまでに実施してきたValidationが十分か系統的に確認するために、まず現象の重要度ランク表を作成し、妥当性確認において着目する重要度が高い現象を抽出した。次に、妥当性確認の充足性を確認するために、妥当性確認マトリックスを作成し、集合体内の重要現象を解くためのコードの必須モデルと妥当性確認に必要な実験を整理した。
福井 誠; 千頭和 慎吾*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 橋本 周
JAEA-Review 2025-045, 42 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-045.pdf:2.95MB
大洗原子力工学研究所ホットラボ施設(以下、「HL施設」という)は、ホットセル内で燃料試料や原子炉材料の照射後試験を行う施設である。作業環境中の空気中放射性物質濃度を評価するための放射線管理設備として、管理区域内の空気を捕集するローカルサンプリングシステム(以下、「LSS」という)が設置されている。本施設のLSSには、ローカルサンプリング端(以下、「LSE」という)と呼ばれるサンプリング箇所が23箇所ある。そのうち一部のLSEにおいて、サンプリングを行わない状態が継続し、空気中放射性物質濃度の測定が規定どおりに行われていなかった。そこで、本報告では、LSS一部停止やそれに伴うサンプリング間隔の広がりにより、空気中放射性物質濃度の管理に対してどのような影響を及ぼすのかについて、HL施設の管理区域内にあるホットセルからの放射性物質の拡散を想定した気流解析を用いて評価した。評価に当たっては、広いエリアに10箇所のLSEが設置されているサービスエリアを評価領域とした。評価領域に対して仮想汚染粒子の拡散を含む気流解析を実施した。ホットセルからの仮想汚染粒子の拡散状況やLSEによるサンプリング状況について、LSSが全稼働している場合と4箇所停止している場合の結果を比較した。これらの評価結果は、空気中放射性物質濃度の管理に対して、LSS一部停止やそれに伴うサンプリング間隔の広がりの影響が小さいことを示した。
Renaudi
e de Vaux, S.*; Li, S.*; Marrel, A.*; 江連 俊樹; 田中 正暁
Nuclear Engineering and Design, 444, p.114382_1 - 114381_15, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、PLANDTL-2において実施した8ケースのナトリウム中自然循環過渡試験結果について報告する。試験パラメータは、一次系の初期条件、二次系停止時の熱慣性および崩壊熱除去システム(DHRS)の運転モードである。試験の結果、DHRSによる急速冷却時にプレナム内の温度成層化の発達に伴う一次系冷却材の逆流がみられることを明らかにするとともに、崩壊熱除去システムの起動から温度成層化の発達までの遅延時間を推定する新たな手法を提案した。さらに、今回明らかになった不安定性を回避するための今後の研究指針を提示した。
田中 正暁
日本原子力学会誌ATOMO
, 67(10), p.588 - 592, 2025/10
日本原子力研究開発機構でのナトリウム冷却高速炉(SFR)の開発における熱流動CFD技術の展開として、今後のSFR実証炉の概念設計に向け、「常陽」新規制基準対応の経験を交え、統合評価手法「ARKADIA」で整備する熱流動CFD技術含む解析評価技術基盤の適用と、これまでの解析経験(ナレッジ)を資産化し、有効活用するためのVLS-KMS連携機能の構築について概説した。また、ARKADIAの中で整備中のプラント全系連成解析手法について、デジタルツイン技術に拡張して整備し、SFR開発に適用する予定であることに言及した。
Alzahrani, H.*; 松下 健太郎; 堺 公明*; 江連 俊樹; 田中 正暁
Nuclear Technology, 211(10), p.2446 - 2458, 2025/10
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の炉上部プレナム部自由液面において発生する渦によるカバーガス巻込み現象の評価手法の開発が求められており、CFD解析によって得られた流速分布から渦を予測する評価手法の開発が進められている。本研究は、渦の予測のためのCFD解析の効率化の観点からAdaptive Mesh Refinement(AMR)法の適用性について検討した。解析メッシュを詳細化する基準指標として、速度勾配テンソルの第二不変量Qが負となる指標(Index-1)およびIndex-1に圧力勾配の条件を追加した指標(Index-2)を選択した。垂直平板のある非定常渦体系にAMR法を適用し、得られた詳細化メッシュを用いて解析を行った結果、Index-2によって詳細化された解析メッシュにおける圧力分布や垂直平板周りの流速分布が、リファレンスとなる一様詳細メッシュのものと同等となり、Index-2によってはく離点近傍のメッシュが詳細化されることで渦の発生や成長をより正確に予測できることが確認された。
浜瀬 枝里菜; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁
日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09
高速炉プラント動特性解析コードの妥当性確認のための不確かさ定量化(UQ)及び感度解析(SA)手法の適用性を検討するため、FFTF試験を対象にForward UQ及びSobol'法を用いたSAを実施した。統計的評価を用いて解析結果に含まれる不確かさを定量化し、本不確かさ範囲内に試験結果が収まることから妥当性判断が可能であること及び不確かさに対して支配的な入力因子の定量評価により、不確かさ低減に向けて優先的に検討すべき因子を特定可能であることを確認した。
伊藤 啓*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*
日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09
巻き込まれた気泡によってポンプ等の流体機械の性能低下が引き起こされる可能性があることから、バスタブ渦によって巻き込まれるガスの流量(ガス巻込み流量)の推定が重要となる。本研究では、著者らが提案した旋回環状流モデルに基づくガス巻込み流量の評価モデルの適用性を確認するために、数値解析によって得られた渦の自由表面凹部(ガスコア)周辺の液相流速分布に本評価モデルを適用し、ガス巻込み流量を評価した。その結果、適切な評価領域を設定することで、ガス巻込み流量を評価できる見通しを得た。
松下 健太郎; 江連 俊樹; 藤崎 竜也*; 中峯 由彰*; 今井 康友*; 田中 正暁
日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09
ナトリウム冷却高速炉の設計において、カバーガスの巻込みや溶解によって一次冷却系統内に混入した非凝縮性ガスの挙動の評価が重要となる。本研究では、分散相モデルを適用した三次元CFD解析によって、タンク型炉コールドプレナム領域内における気泡の移行の軌跡を評価した。コールドプレナム内に流入する気泡の半径をパラメータとした感度解析の結果、自由液面部からの気泡離脱率は、気泡の半径が増大するにつれて増加し、気泡半径が大きくなると漸近的に増加する傾向を示すことがわかった。
加藤 慎也; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁; 遠藤 知弘*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 11 Pages, 2025/09
ナトリウム冷却高速炉におけるULOF事象及びUTOP事象に伴う原子炉出力の上昇時に、炉心構成要素の熱膨張による炉心変形がこの出力上昇を抑制する負の反応度フィードバック効果をもたらす。原子力機構ではこの炉心変形反応度の解析評価手法(設計手法)の開発を実施している。設計手法を構成する反応時計算モジュールは、計算理論に多くの近似を使用しているため、計算された炉心変形反応度の妥当性確認には、核計算の参照解を導出する詳細な評価手法が必要となる。本研究では、開発の第一段階として、設計手法の妥当性確認用の参照コードとして、非構造メッシュを使用できるSimplified P3(SP3)近似に基づく2次元有限体積法(FVM)コードの開発を実施し、拡散理論に基づくFVMコードの計算理論、コードへのSP3近似導入手順、これまでに開発された計算機能の検証結果を示す。
大釜 和也; 堂田 哲広; 太田 宏一*; Wozniak, N.*; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 尾形 孝成*; Shemon, E.*; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.160 - 164, 2025/09
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。
Wozniak, N.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 太田 宏一*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.165 - 170, 2025/09
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の複数ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは、複数のダクトで構成されるダクト列の熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。
小林 順; 田中 正暁; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
JAEA-Data/Code 2025-009, 74 Pages, 2025/08
JAEA-Data-Code-2025-009.pdf:4.7MB
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から、多様な崩壊熱除去システムの設置が重要となっている。崩壊熱除去システムとして、原子炉容器内に冷却器を設置するDRACS、1次熱輸送系内に冷却器を設置するPRACS、2次熱輸送系内に熱交換器を設置するIRACS、蒸気発生器を用いた除熱、そして原子炉容器の外側から冷却するRVACSが挙げられる。原子炉容器内の上部プレナム部に浸漬させた直接炉内冷却器(D-DHX)を用いたDRACSは、炉心入口流量の確保が要件とはならず、原子炉容器内で冷却過程が完結する利点があるが、炉心部ではD-DHXからの低温ナトリウムが炉心部の集合体間の隙間に潜り込む流れ(IWF)が生じ、炉心-プレナム相互作用と呼ばれる複雑な熱流動現象を考慮することが必要となる。一方、炉心入口流量が確保されるPRACSあるいはIRACSでは、炉心部での複雑な熱流動現象を考慮する必要はないが、プラントの運転条件との関係が重要となる。そこで、崩壊熱除去システムと炉心部、さらにはプラント運転条件との相互作用を考慮したプラント挙動を適切に再現及び予測できる解析手法の構築を目的として、2つの試験条件を対象としてベンチマーク解析を実施することとした。これらの試験は、日本原子力研究開発機構が所有するナトリウム試験装置(PLANDTLDHX)にて、炉心部での集合体間径方向熱移行やIWFを含む炉内自然対流が重要となるDRACS方式と、1次熱輸送系の自然循環流量の確保による熱輸送が重要となるPRACS方式を採用して、定常運転時からのスクラムを模擬したシステム過渡試験である。本報は、ベンチマーク解析の実施にあたり、モデル化に必要となるPLANDTL-DHXの試験体の形状情報(1次熱輸送系のみ)と、計測結果に基づいて、中間熱交換器(IHX)と崩壊熱除去系の各2次熱輸送系入口における流量及び温度変化を解析時の境界条件として記載したものである。
