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Kam, D. H.*; Grabaskas, D.*; 岡野 靖; 内堀 昭寛; Starkus, T.*
Nuclear Technology, 212(2), p.347 - 364, 2026/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)In sodium-cooled fast reactors, iodine gas may be retained during bubble transport through the sodium pool. Data was collected from past experimentation and used for model validation, and considered for validation includes various parametric conditions regarding the sodium pool and injected gas mixture. According to the assessment, the approach with bubble sizes from past experimentation leads to underestimates of iodine removal. The predictability of iodine removal is improved in sodium-cooled fast reactors, which supports the impact of small-sized bubbles that promotes a mass transfer through the enlarged surface area.
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。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 渡部 晃*; 椎名 祥己*
Proceedings of 10th Workshop on Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (CFD4NRS-10) (Internet), 12 Pages, 2025/00
In a steam generator (SG) of a sodium-cooled fast reactor, water leakage caused by heat transfer tube failure in an SG makes a high-temperature, high-velocity, and corrosive jet with sodium-water reaction (SWR). The reacting jet may cause further tube failure and the expansion of the affected area in an SG. A mechanistic analysis code SERAPHIM has capability to evaluate the reacting jet considering multi-component, multiphase and compressive flow with SWR. By comparing analysis and experimental results, SERAPHIM code has been validated from the case of a free jet to the reacting jet in a tube bundle system with an average water leak rate of 0.15 kg/s. In this paper, as one of the validation analysis series of SERAPHIM code, we performed numerical analysis for the reacting jet in a tube bundle system with larger average water leak rate, i.e. 1.85 kg/s. Similar to previously reported results, the gas phase expanded in the system immediately after the discharging and then flowed in the direction of buoyancy force. It was confirmed the occurrence of an underexpanded jet and the limitation of the maximum temperature, which are consistent with the knowledge of the SWR phenomena in an SG. The low and high-temperature regions were wider than in previous reports due to the larger average water leak rate. The high-temperature region obtained by the analysis agreed with the representative characteristics appeared in the experimental result such as location and shape of the temperature distribution. The analysis results were consistent with previous knowledge. The representative characteristics that appeared in the experimental result were also reproduced. SERAPHIM code was applicable to the selected average water leak rate in the tube bundle system.
東ヶ崎 駿*; Jang, S.*; 小坂 亘; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 9 Pages, 2024/11
In the steam generator of a sodium-cooled fast reactor, if a heat transfer tube fails and high-pressure water/steam leaks into the sodium, a rapid chemical reaction called the sodium-water reaction occurs. The high-temperature, high-velocity, and corrosive reaction jets formed by this reaction bring thermal and mechanical loads on other tubes, causing secondary ruptures of neighbouring tubes. Thus, it is important to evaluate the behaviour of the reaction jet after a leak has occurred in the safety assessment of sodium-cooled fast reactor plants. Numerical solutions to evaluate the effects of the propagation of tube failures have attracted attention, and a computer program called SERAPHIM has been developed as one of these solutions. Although SERAPHIM can evaluate reaction jet behavior in detail, it requires high computational performance and time. Significantly, an analysis code based on the particle method approach has been developed by the Japan Atomic Energy Agency. This code is a breakthrough in our field, aiming to lower computational costs and enhance our understanding of the reaction jet behavior. The vapor jet from the broken hole in the heat transfer tube is simulated by the particle method, and the interaction of the jet with the tube and sodium is modeled as a force acting on the particles. This approach significantly reduces computational cost while providing accurate results, a promising advancement in our research. In this study, we upgraded the particle method code by improving the physical models that make up this code and introducing new models. As a result, the particle method code calculated the maximum temperatures similar to the results obtained with the SERAPHIM in a short computation time. The particle method code has the potential to become one of the fastest methods for parameter analysis in complex systems.
山野 秀将; 二神 敏; 堂田 哲広; 田上 浩孝; 内堀 昭寛; 尾形 孝成*; 太田 宏一*
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
Japan Atomic Energy Agency and Central Research Institute of Electric Power Industry have been conducting a project to develop safety analysis methodologies on metal fuel sodium-cooled fast reactors in the area of advanced reactors under the framework of the U.S.-Japan bilateral commission on civil nuclear cooperation since 2018. The project encompasses analysis methodology development and experiment on core bowing reactivity analysis, core damage accident analysis, and mechanistic source-term analysis. This report describes the project overview and the outcomes of five-year activities in Phase 1: 2018-2022.
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：30.64(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。
上出 英樹; 浅山 泰; 若井 隆純; 江連 俊樹; 内堀 昭寛; 久保 重信; 竹内 正行
Nuclear Engineering and Design, 421, p.113062_1 - 113062_10, 2024/05
被引用回数：5 パーセンタイル：80.41(Nuclear Science & Technology)本報告では、設計支援解析評価手法の開発を通じて、プラントライフサイクル、リスクインフォームドアプローチ、持続可能性を考慮した日本のナトリウム冷却高速炉開発の進捗について、ARKADIAライフサイクル評価・設計支援システム、シビアアクシデント、自然循環、ナトリウム化学反応を対象とする安全設計・評価、リスクインフォームドアプローチをベースとした新しい規格基準体系、燃料サイクル技術の開発にかかる成果をまとめた。
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。
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.
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：8 パーセンタイル：66.43(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：3 パーセンタイル：44.12(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。
曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 青柳 光裕; 大木 裕*
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), 4 Pages, 2023/09
ナトリウム(Na)冷却高速炉の開発において重要な課題の一つであるNa燃焼解析は複雑な流体反応現象であるため、従来は経験則に基づくモデルを採用し、安全性評価では過剰な安全裕度や高価な設計に繋がる保守的な仮定を行っていた。一方、Na漏えい・燃焼事象を3次元で取り扱い可能な解析コードAQUA-SFを用いることで、より詳細なNa燃焼の現象解明や安全対策の有効性評価が可能となる。本稿ではAQUA-SFのベンチマーク解析として、大型・閉空間におけるNa燃焼試験であるSNL-T3試験を対象としたスプレイ燃焼における多次元効果の検討を行った。その中で試験中に確認されたスプレイ燃焼中での圧力、温度上昇の停止及び床面付近における温度の上昇をAQUA-SFにおいて模擬するため、新たなモデルとして、Na液滴着火の一時的な停止およびNa液滴変形による抗力係数増加を考慮し、噴流と床面との衝突による液はねを模擬するため床面に仮想的なスプレイ噴射口を設定した上で、測定結果と比較した。
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：25.25(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.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Luxat, D. L.*
Nuclear Engineering and Design, 407, p.112285_1 - 112285_5, 2023/06
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The paper describes progress of an international collaborative research in the area of SFR sodium fire modeling between the United States and Japan under the framework of the Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group (CNWG). In this collaboration between Sandia National Laboratories (SNL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the validation basis for and modeling capabilities of sodium spray and pool fires in MELCOR of SNL and SPHINCS of JAEA are being enhanced. This study documents MELCOR and SPHINCS sodium pool fire model validation exercises against the JAEA's sodium pool fire experiments, F7-1 and F7-2. The proposed enhancement of the sodium pool fire models in MELCOR through addition of thermal hydraulic and sodium spreading models that enable a better representation of experimental results is also described. Both MELCOR and SPHINCS can capture the F7-1 and F7-2 experimental data well in the area of thermal hydraulics.
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.
