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大島 宏之; 浅山 泰; 古川 智弘; 田中 正暁; 内堀 昭寛; 高田 孝; 関 暁之; 江沼 康弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.025001_1 - 025001_12, 2023/04
本論文は、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ためのARKADIAについて、概要及び開発計画を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。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。開発の第一フェーズでは、ナトリウム冷却高速炉を対象としてARKADIA-DesignとARKADIA-Safetyを個別に開発する。続く第二フェーズでは、既存の軽水炉に加え、コンセプト,冷却材,構造,出力の異なる多様な革新炉に適用可能な一つのシステムに統合する計画である。
大野 雅広*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 高田 孝*
JAEA-Testing 2022-004, 193 Pages, 2023/03
JAEA-Testing-2022-004.pdf:3.31MB
高速炉の燃料破損時にナトリウム中に放出される放射性物質の挙動は、燃料破損の速やかな検出によるプラント異常事象の拡大防止、保守時の被曝線量の低減、及び事故時に放出される放射性物質量評価等に関して重要である。このため、燃料破損時に冷却材中に放出され、一次冷却材を経由してカバーガス空間へ至る核分裂生成物(以下、FPと略す)の種類とその量(炉内ソースターム)をより現実的に評価することを目的として、これらの FP 移行過程で起こる物理的・化学的挙動を機構論的に取り扱う解析コードTRACER (Transport phenomena of Radionuclides for Accident Consequence Evaluation of Reactor)が開発されている。TRACERコードは、燃料ピンの破損に伴う冷却材へのFP放出から始まる、一連のFP移行挙動を解析する。解析は燃料ピン、一次冷却材及びカバーガスと炉内の範囲でのFP挙動を対象としている。具体的には、燃料ピンから放出されるFP、1次系冷却材中を移行するFP、冷却材中を輸送されるFPを含む希ガス気泡、カバーガスへ放出されるFP、カバーガスから炉外へ漏洩するFPといった一連の挙動である。本マニュアルはTRACER Version 2.3のマニュアルに対し、数式等の参考文献の追加、インプットファイル作成方法の解説の改善、TRACERコードへ加えたNUREG-0772モデルの改良に関して追記、Appendixで行ったサンプル解析の図の修正、サンプル解析の追加といった変更を加えたものである。
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.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Luxat, D. L.*
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 6 Pages, 2022/09
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.
Sun, G.*; Zhan, Y.*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 岡野 靖
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。一方で実際の破損孔は必ずしも円形ではないことから、本研究では長円形断面のノズルを用いた実験を行い、噴流の状態を高速度カメラにより可視化した。可視化実験の結果、一定の速度域では表面波の出現によって、噴流の分裂が促進されることが明らかとなった。
Li, C.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
第26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, 2022/07
シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。
Kam, D. H.*; Grabaskas, D.*; Starkus, T.*; Bucknor, M.*; 内堀 昭寛
Transactions of the American Nuclear Society, 126(1), p.536 - 539, 2022/06
ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損事故を評価する上で、破損燃料から放出された気泡に含まれる放射性物質の周囲ナトリウムへの移行挙動が重要となる。アルゴンヌ国立研究所におけるソースターム挙動解析コードSRT(Simplified Radionuclide Transport)の整備の一環として、気泡中放射性物質の移行挙動のモデル化に資するため、ナトリウム中ヨウ素ガス移行試験の数値解析を実施した。これにより、提案する評価手法が計測された除染係数を概ね再現できることを確認した。
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。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 13 Pages, 2022/03
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 establishing a sodium pool and floor concrete module commonly used in individual physical modules. This paper describes the framework of modelling for the mass and heat transfer in the sodium pool and the floor concrete. Considering concrete ablation due to sodium and debris, bottom of the sodium pool changes during event progression. This change in material composition in certain position is modeled by volume and mass fraction of each component. A simple convection model for the pool is implemented to ensure the conservation of heat and mass. This model is tested through the verification analysis in comparison with the existing model. As the result, it is confirmed the behavior of pool spreading and concrete ablation can be simulated by this module correctly.
小坂 亘; 内堀 昭寛; 高田 孝; 柳沢 秀樹*; 渡部 晃*; Jang, S.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 11 Pages, 2022/03
ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)の安全性評価のため、解析コードLEAP-IIIではSG内伝熱管の破損に端を発する伝熱管破損伝播を含む長時間事象進展中の水リーク率を評価する。LEAP-IIIは半理論式や1次元保存式で構成されるため、低計算コストで計算が完了するという利点がある。しかしながら、反応ジェットにより形成される温度分布についての評価モデルが実験結果より過度に広い高温領域を与えている。結果として、LEAP-IIIは過度に保守的な結果を示すことがある。より現実的な温度分布評価を与えるようにモデルを改良するため、工学的近似を用いた粒子法コードの開発を行ってきた。この手法では、ジェット挙動と化学反応について、Na-水反応と多次元多相流の方程式群を解く代わりに、いくつかの工学的近似を用いたニュートンの運動方程式により評価する。本研究では、粒子間相互作用力モデルを追加し、化学反応・気液相間熱伝達の評価モデルを高度化した。テスト解析を実施し、本粒子法の結果をSERAPHIM(Na-水反応と非圧縮性を考慮した多次元多相流についての機構論的解析コード)の結果と比較した。このテスト解析を通じ、粒子法が低計算コストで現実的な温度分布を評価するという点について基本的な適用性が確認でき、また、LEAP-IIIとの連成によって伝熱管破断予測が可能であることも確認した。
内堀 昭寛; 椎名 祥己*; 渡部 晃*; 高田 孝*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 12 Pages, 2022/03
ナトリウム-水反応現象数値解析コードSERAPHIMを開発している。最近の研究で、伝熱管群の存在する複雑形状領域に対応するため非構造格子解析手法を本解析コードへ導入した。本研究では、非構造格子化の効果を確認するため、伝熱管群体系でのナトリウム-水反応試験を構造格子及び非構造格子のそれぞれで解析した。構造格子の影響を受けて生じた流動が、非構造格子では改善されることを確認した。また、試験結果との比較から、非構造格子の解析において、化学反応により上昇した温度のピーク値が測定値と同程度であることを確認した。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
日本機械学会論文集(インターネット), 88(905), p.21-00310_1 - 21-00310_9, 2022/01
仮にナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG: Steam generator)内部の伝熱管から加圧された水/水蒸気が漏えいした場合、管内外の圧力差のため高流速かつ高温の腐食性ジェットを形成される。このジェットが隣接する管に新たな破損を生じさせ、管破損が伝播する可能性がある。このような伝熱管破損伝播事象の評価はNa冷却高速炉の安全性評価において重要である。数値解析コードLEAP-IIIは、実験相関式や1次元保存式などで構成され、事象進展に伴う水リーク率変化を低計算コストで評価できるが、構成モデルのひとつである現在の反応ジェット温度分布評価モデルでは、いくつかの条件において高温領域を過度に広く評価する。低計算コストという利点を生かしつつ、この温度分布評価を精緻化するため、工学的近似に基づいたLagrange粒子法コードを開発してきた。本論文では、管群内の流体挙動評価に注目し、管近傍の粒子挙動に関する新しいモデルを構築した。本粒子コードと既往の計算流体力学コードを用いてテスト解析を行い、構築したモデルにより、ターゲット管内部に粒子が侵入しない、管周りに粒子が広がる、最終的に浮力方向への運動に帰結する、という基本的な挙動が示されることを確認した。
杉本 太郎*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝; 大島 宏之
Nuclear Engineering and Design, 380, p.111306_1 - 111306_11, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：68.44(Nuclear Science & Technology)ナトリウム-水反応現象の評価において、液体ナトリウム中の高速気体ジェットによる液滴エントレインメントは重要な要素現象である。本研究では、ナトリウム-水反応現象解析コードの液滴エントレインメントモデル整備に資することを目的として、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントを対象に、フレームストラドリング法を用いた可視化実験を実施した。本実験では、液滴の発生と移動に関する鮮明な画像の取得に成功し、その画像処理から計測位置や気相噴出流速をパラメータとした液滴径と液滴速度を取得した。取得したデータは、現象解明と解析モデルの整備に寄与するものである。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器の安全性評価や設計において、ナトリウム-水反応で生じる多相流の影響を評価することは重要である。伝熱管より高圧水あるいは高圧水蒸気が漏洩した場合、腐食性で高温かつ高流速のジェットが形成され、隣接伝熱管の破損を引き起こす可能性がある。多数の伝熱管破損が発生することにより、冷却系における1次-2次系バウンダリの破損に至る。上述した現象の影響を考慮した水リーク率を短い計算時間で評価するために、数値解析コードLEAP-IIIが開発されてきた。しかしながら、現在のEAP-IIIでは、構成要素のひとつである温度分布評価モデルのために、いくつかの解析条件で過度な保守性を示している。この過度な保守性を適正化するため、新たに工学的近似を用いたラグランジュ粒子法を開発した。また、蒸気発生器内における水蒸気ジェットの時間発展を模擬するテスト解析を実施した。解析結果をSERAPHIM(圧縮性と化学反応を考慮した多次元多相流熱流動解析コード)による結果と比較した。このテスト解析により、本手法の基本的な適用性を確認した。
青柳 光裕; Louie, D. L. Y.*; 内堀 昭寛; 高田 孝; Luxat, D.*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08
The models in the MELCOR-NAC package have been assessed through benchmark analyses of the F7-1 sodium pool fire experiment within the framework of the U.S.-Japan collaboration. This study assesses the capability of the improved models proposed for the sodium pool fire in MELCOR through comparison with the test data and the results of the SPHINCS code. Pool heat transfer, pool oxide layer, and pool spreading models are improved in this study to mitigate the deviations exhibited in the previous study: the overestimation of combustion rate and associated temperature during the initial phase of the sodium fire relative to the experimental data and SPHINCS results, and the underestimation of them during the later phase. The analytical result of the improved sodium pool fire model agrees well with the experimental data and SPHINCS results over the entire course of the sodium fire. This study illustrates these enhanced capabilities for MELCOR to reliably simulate sodium pool fire events.
齋藤 雅史*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝*; 大島 宏之
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08
ナトリウム-水反応現象解析コードの妥当性評価及び改良に資する実験データ取得のため、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントの可視化実験を実施した。本実験では液滴径と液滴速度を計測するとともに、ノズル形状の影響を明らかとした。
小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
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), 4 Pages, 2021/07
ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の安全性評価において、伝熱管破損伝播の事象進展予測をするための解析コードLEAP-IIIの整備を進めている。構成モデルのひとつである反応ジェット温度場評価モデルは、条件によっては高温領域を過度に広く評価することがある。この点を改善すべく、反応ジェット挙動をラグランジュ粒子で表現し、工学的観点に基づくモデルを取り入れた解析手法を開発した。解析結果を機構論的ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMによる結果と比較し、開発したモデルの妥当性を検討した。
Li, C.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*
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), 4 Pages, 2021/07
溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。
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。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Louie, D. L. Y.*; Clark, A. J.*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。本研究ではF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を実施して、プール燃焼モデルの評価と、今後のモデル改良に向けた課題抽出を実施した。MELCOR解析の結果、ナトリウム供給中のプール燃焼率やプール温度、ガス温度等は、実験結果よりも低い結果が得られた。これはナトリウムプールから床への過剰な伝熱が原因であり、床の伝熱モデルを改良する必要性が示唆された。ナトリウム供給停止後は、実験ではプール表面の酸化物層の影響で燃焼率が抑制されたが、解析ではこの効果がモデル化されていないため、比較的高い燃焼率や温度が継続した。この結果より、酸化物によりプール燃焼の抑制するモデルも組込みが必要である。
