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報告書

RPV下部構造破損・炉内物質流出挙動のMPS法による予測(委託研究)

吉川 信治; 山路 哲史*

JAEA-Research 2021-006, 52 Pages, 2021/09

JAEA-Research-2021-006.pdf:3.89MB

福島第一原子力発電所2号機、3号機では、原子炉圧力容器(RPV)が破損し、炉心物質の一部(制御棒駆動機構(CRD)配管部品や燃料集合体上部タイプレート等)がペデスタル領域へと移行していることが確認されているが、沸騰水型軽水炉(BWR)ではRPV下部ヘッド及びその上下に複雑な炉心支持構造やCRDが設置されており、炉心物質のペデスタルへの移行挙動もまた複雑なものになっているものと推定される。BWRの複雑なRPV下部構造における炉心物質の移行挙動の概略特性把握には複雑な界面変化と移行を機構論的に解くことのできるMPS法の適用が有効である。本研究では、MPS法による福島第一原子力発電所2号機、3号機のRPVアブレーション解析のために、令和元年度は剛体モデル、並列化、計算タイムステップ効率化手法を開発し、令和2年度はMPS法の圧力壁境界条件の改良、剛体計算の安定化、デブリベッドの溶融過程の解析コスト低減のための計算アルゴリズムの改良を行った。これらの改良により、RPV下部プレナムに堆積した固体デブリが溶融しながらリロケーション再配置する過程を様々なケースについて実用的な計算コストで感度解析できるようになった。また、2号機及び3号機の解析の結果、下部プレナムで冷え固まったデブリの性状(粒子状/塊状)や堆積分布(成層化の程度)は、その後のデブリベッド再昇温及び部分溶融に要する時間と溶融プール形成に大きく影響し、RPV下部ヘッドの破損挙動や燃料デブリの流出挙動に影響することが明らかになった。

論文

Chapter 18, Moving particle semi-implicit method

Wang, Z.; Duan, G.*; 越塚 誠一*; 山路 哲史*

Nuclear Power Plant Design and Analysis Codes, p.439 - 461, 2021/00

The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is one kind of particles methods which are based on Lagrangian approach. It has been developed to analyze complex thermal-hydraulic problems, including those in nuclear engineering. Since meshes are no longer used, large deformation of free surfaces or interfaces can be simulated without the problems of mesh distortion. This approach is effective in solving multiphase fluid dynamics which is subject to complex motion of free surfaces or interfaces. Since its development, MPS method has been extensively utilized for wide range of applications in nuclear engineering. In this chapter, the basic theory of the MPS method is firstly explained. Then, some examples of its application in nuclear engineering, including bubble dynamic, vapor explosion, jet breakup, multiphase flow instability, in-vessel phenomenon, molten spreading, molten core concrete interaction (MCCI) and flooding, are presented.

論文

FEMAXI-7 analysis for modeling benchmark for FeCrAl

山路 哲史*; 鈴木 直道*; 加治 芳行

IAEA-TECDOC-1921, p.199 - 209, 2020/07

FeCrAlの物理的特性モデルや照射挙動を共通条件として、FEMAXI-7によりベンチマーク解析を実施した。定常条件における感度解析では、FeCrAl燃料被覆管のふるまい挙動はジルカロイと似た挙動を示したが、ギャップ閉塞が遅れる違いが見られた。冷却材喪失事故(LOCA)条件では、被覆管のバースト時のクリープひずみは塑性ひずみではなく主にクリープひずみが要因であることが予測された。全体的に、FEMAXI-7による解析によって、定常及びLOCA条件におけるFeCrAl-UO$$_{2}$$システムの優れたロバスト性や柔軟性が示された。

論文

Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。

論文

Benchmark of fuel performance codes for FeCrAl cladding behavior analysis

Pastore, G.*; Gamble, K. A.*; Cherubini, M.*; Giovedi, C.*; Marino, A.*; 山路 哲史*; 加治 芳行; Van Uffelen, P.*; Veshchunov, M.*

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1038 - 1047, 2019/09

耐酸化性FeCrAl鋼が軽水炉の事故耐性燃料用被覆管として提案されている。IAEAの研究プロジェクトの一環として、FeCrAl被覆管挙動に関する燃料ふるまいモデリングのベンチマークを実施した。この中で、FeCrAl被覆管材料の燃料棒問題に対して種々の燃料ふるまいコードを用いて計算を行い結果を相互に比較した。

論文

Three-dimensional numerical study on pool stratification behavior in molten corium-concrete interaction (MCCI) with MPS method

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*; Duan, G.*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

溶融コリウム・コンクリート相互作用(MCCI)は軽水炉の仮想的シビアアクシデント時の後期フェーズにおいて炉容器外で生じる可能性のある重要事象である。本研究では、MPS法を用いてKITによって実施された模擬物質による成層化溶融プールの実験COMET-L3に対する3次元解析を行った。コリウム/クラスト/コンクリート間の伝熱は粒子間の熱伝導モデルで模擬した。さらに、ケイ酸系コンクリートではケイ酸系析出物の効果によって軸方向と径方向の浸食が異なる可能性が既往研究から示唆されていることから、2つの異なる解析ケースを実施した。解析の結果、MCCIにおいて金属コリウムは酸化物コリウムと全く異なるコンクリート浸食パターンを示しており、アクシデントマネジメントにおける格納系境界の溶融貫通時間の評価に考慮する必要があることが分かった。

論文

Overview of Japanese development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel claddings for BWRs

坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09

本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。

論文

FEMAXI-7 prediction of the behavior of BWR-type accident tolerant fuel rod with FeCrAl-ODS steel cladding in normal condition

山路 哲史*; 山崎 大輝*; 岡田 知也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

現行のBWR9$$times$$9型燃料においてジルカロイ被覆管をFeCrAl-ODS鋼被覆管(経済産業省の研究開発プロジェクトで開発中の一種の酸化物分散強化型鋼)に置き換えた時の事故耐性燃料性能の特徴について、燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7を用いて評価した。特に、燃料温度、核分裂ガス放出、ペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に及ぼす、クリープひずみ速度やODS被覆管の肉厚の影響について調査した。

論文

Evaluation of large 3600 MWth sodium-cooled fast reactor OECD neutronic benchmarks

Buiron, L.*; Rimpault, G*; Fontaine, B.*; Kim, T. K.*; Stauff, N. E.*; Taiwo, T. A.*; 山路 哲史*; Gulliford, J.*; Fridmann, E.*; Pataki, I.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09

OECDの国際協力活動で実施中の大型ナトリウム冷却高速炉の核特性ベンチマークについて、複数の研究機関の参加者の評価結果を取りまとめた。反応度、同位体組成燃焼変化、反応度フィードバック、反応率分布について、異なる計算手法により評価された。参加者間の計算スキームの違いにかかわらず、燃焼組成、遅発中性子割合、ドップラー反応度係数、ナトリウムボイド反応度については、参加者間でよい一致を見た。しかしながら、臨界性に対しては、大きな差異が見られた。これは、計算手法の違いによるものではなく、使用した核データライブラリの違いによるものである。

論文

Summary of OECD/NEA/NSC expert group on integral experiments for minor actinide management

岡嶋 成晃; Fougeras, P.*; Gil, C.-S.*; Glinatsis, G.*; Gulliford, J.*; 岩本 修; Jacqmin, R.*; Khomyakov, Y.*; Kochetkov, A.*; Kormilitsyn, M. V.*; et al.

NEA/NSC/DOC(2013)3, p.265 - 278, 2013/04

マイナーアクチニド(MA)のマネジメントに必要な積分実験を検討する専門家グループ(EG on IEMAM)が、OECD/NEA/NSCの下に設立された。その目的は、MAマネジメントの観点から、MA核データの検証に必要な積分実験のレビュー、追加する積分実験の提案、それを遂行する国際的な枠組みを提案することである。本報告では、EG on IEMAMにおいて討議された以下の結果についてまとめた: (1) MAマネジメントに必要な核データ、(2)既存積分実験のレビューと必要となる実験の内容、(3)実験実施における課題とその解決策の検討、及び(4)国際協力の提案。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究(4),(5)及び(6); 2009-2012年度共同研究報告書

植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.

JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。

論文

Design study to increase plutonium conversion ratio of HC-FLWR core

山路 哲史; 中野 佳洋; 内川 貞夫; 大久保 努

Nuclear Technology, 179(3), p.309 - 322, 2012/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.11(Nuclear Science & Technology)

HC-FLWRは現行BWRから大きな技術的ギャップを伴わずに、核分裂性プルトニウム(Puf)残存比0.84を達成し、ウラン(U)やプルトニウム(Pu)資源を有効に活用できる。本研究では、L/F移行期における導入効果を高める観点から、現在の軽水炉のU酸化物(UO$$_{2}$$)燃料やU-Pu混合酸化物(MOX)燃料の技術に立脚して、Puf残存比0.95を達成する新たなHC-FLWR炉心の概念を構築した。炉心のボイド反応度特性悪化の対策として、稠密格子用に提案された、FLWR/MIX集合体の概念を用いた。燃料棒間ギャップ幅を0.20から0.25cmとした準稠密燃料格子でPuf残存比0.89から0.94、平均取出燃焼度53から49GWd/tが得られ、$$^{235}$$U濃縮度を4.9から6.0wt%に上げると、Puf残存比を0.97まで高めることができる。Puf残存比がそれぞれ0.91と0.94となる代表炉心設計及び、同0.97の代替設計例を得た。これらから、Puf残存比が従来の0.84から向上し、0.95までを達成するHC-FLWRの柔軟性を示した。

報告書

FLWRのMOX燃料ふるまい予測のためのFEMAXI-6コードの検証

山路 哲史; 鈴木 元衛; 大久保 努

JAEA-Research 2010-029, 54 Pages, 2010/09

JAEA-Research-2010-029.pdf:3.07MB

本研究では、FEMAXI-6コードの軽水炉MOX燃料ふるまい予測に伴う不確実性と特に重要となるパラメータを明らかにした。検証には、ハルデン炉の照射データ(IFA-597.4 rod-10, rod-11, and IFA-514 rod-1)を用いた。取出燃焼度は最大で約40GWd/tMOX(IFA-514 rod-1)であった。検証の結果、FPガス放出率の予測誤差が特に大きく、そのほかにペレットのリロケーションモデル,焼きしまりスエリングモデルの影響が大きく、これらが燃料中心温度の予測結果に及ぼす影響が定量的に明らかになった。FEMAXI-6中のFPガス放出モデルは一般的なUO$$_{2}$$燃料の照射経験から構築され、パラメータが経験的に最適化されている。MOX燃料からのFPガス放出メカニズムはUO$$_{2}$$燃料のそれと基本的には同様と考えられるが、MOX燃料についてこれらのパラメータの最適化を検討する必要がある。そのためには、多くの照射データが必要となるが、その際、急激な変動を繰り返す出力履歴で照射された場合は、ペレットのリロケーション変化が大きな影響因子と考えられ、それを考慮する必要がある。

論文

The Impact of americium target in-core loading on reactivity characteristics and ULOF response of sodium-cooled MOX FBR

山路 哲史; 川島 克之; 大木 繁夫; 水野 朋保; 大久保 努

Nuclear Technology, 171(2), p.153 - 160, 2010/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:33.21(Nuclear Science & Technology)

MA均質装荷炉心(3wt%MA)を参照炉心として、MAターゲット装荷法(20wt%MA)が炉心の反応度特性及びULOF応答特性に及ぼす影響を評価した。本研究のMAターゲット装荷法は、炉心径方向反応度分布を平坦化し、ULOF時の投入反応度を低減し、出力上昇速度を遅くできる。ターゲット領域の燃料最高温度は内側炉心のそれに比べて高くなることはなく、融点を十分に下回っている。このターゲット装荷法は炉心反応度特性及びULOF応答特性の観点から優れているといえる。

論文

FEMAXI-6 code verification with MOX fuels irradiated in Halden reactor

山路 哲史; 鈴木 元衛; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(12), p.1152 - 1161, 2009/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:33.03(Nuclear Science & Technology)

現行軽水炉の炉心の交換と最小限のシステム変更により早期のプルトニウムのマルチリサイクルを実現する革新的水冷却炉(FLWR)の燃料設計及びその健全性を評価するために、FEMAXI-6による約40GWd/tMOXまでのMOX燃料ふるまい解析の不確実性と特に重要となるモデルを明らかにした。検証計算にはHalden炉で照射された3本のMOX燃料(IFA-597.4 rod-10, rod-11, IFA-514 rod-1)の照射データ(TFDB)を用いた。検証の結果、特にFGR,ペレットの焼きしまり,スエリング、そしてリロケーションモデルが重要であることが示された。これらのうち、FGRモデルには大きな不確実性があり、そのためにFGRの計算結果には大きな予測誤差がある。一方で、他のモデルについては一般的なUO$$_{2}$$燃料と同程度の物性の変動幅をこれらのモデル中のパラメータに反映させれば、これらのモデルをMOX燃料の解析に用いることは妥当である。このとき、燃料中心温度の予測誤差としては測定値の上下5パーセント程度以内を期待できる。以上から、FEMAXI-6を用いてFLWRの燃料設計やふるまいを検討する場合はこれらの不確実性を考慮する必要がある。

論文

Design study of nuclear power systems for deep space explorers, 1; Criticality of low enriched uranium fueled core

久語 輝彦; 秋江 拓志; 山路 哲史; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9371_1 - 9371_8, 2009/05

原子炉と熱電変換素子の組合せによる電力供給システムは、深宇宙探査機の推進用システムの有望な概念と考えられる。本システムでは核拡散抵抗性の観点から低濃縮ウラン燃料を使用することとし、低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。燃料として酸化物燃料,窒化物燃料及び金属燃料を、減速材として、ジルコニウムやイットリウムの金属水素化物,ベリリウム,ベリリウム化合物,黒鉛を対象とした。反射体として、ベリリウム,ベリリウム酸化物,ベリリウム化合物,黒鉛を考慮した。燃料,減速材及び構造材の割合及び反射体厚さを変えながら低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。原子炉重量の低減を目指すうえで、高速中性子スペクトルの炉心より熱中性子スペクトルの炉心が、また減速材としてベリリウムや黒鉛よりも金属水素化物が良好であるとわかった。窒化物燃料,イットリウム水素化物減速材及びベリリウム反射体を組合せた原子炉の重量は、約500kgとなった。

論文

Design study of nuclear power systems for deep space explorers, 2; Electricity supply capabilities of solid cores

山路 哲史; 滝塚 貴和; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9366_1 - 9366_8, 2009/05

本研究では、深宇宙探査機の推進用として、固体原子炉と熱電変換素子を組合せた発電システムの設計を行った。具体的には、以下の3種類のシステムについて、電気出力,放熱器質量、及びヒートパイプと熱電変換素子の作動温度範囲を評価した。3種類のシステムは、固体熱伝導のみで冷却するsolid thermal conduction (STC)システム,炉心表面をヒートパイプで冷却するcore surface cooling with heat-pipes (CSHP)システム,炉心内部を直接ヒートパイプで冷却するcore direct cooling with heat-pipes (CDHP)システムである。その結果、これらのシステムは、従来、宇宙での電力源として欠如していた電気出力1から100kWeの範囲を広くカバーできることが明らかになった。特に、ヒートパイプ及び熱電変換素子の使用温度範囲は広く、比較的に低温領域までカバーしている。これは、機器の選択範囲の拡大,新規開発要素の低減,信頼性の向上の観点から望ましいことであり、本概念の早期実現に有利である。

論文

Evaluation of uncertainties in FEMAXI-6 calculations for predicting MOX fuel behavior in FLWR design

山路 哲史; 鈴木 元衛; 大久保 努

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9092_1 - 9092_9, 2009/05

軽水炉技術に立脚して早期のプルトニウムのマルチサイクルを実現するFLWRの燃料設計及びその健全性を評価するために、汎用性の高いFEMAXI-6コードを用いることが有用と考えられる。本研究では、FEMAXI-6による軽水炉MOX燃料ふるまい解析の不確実性を検証した。検証計算にはHalden炉で照射されたMOX燃料(IFA-514)の照射データ(TFDB)を用いた。検証の結果、測定された燃料棒内圧を再現するにはモデル中のFPガス放出閾値を8から10倍程度にする必要があり、FPガス放出計算に大きな予測誤差があることが明らかになった。燃料中心温度の予測結果に対してFPガス放出以外に、ペレットの焼きしまり,スエリング,リロケーションのモデルの感度が高かった。これらのモデル中のパラメータを燃料物性の変動と考えられる範囲で変化させた結果、測定された燃料中心温度に対してプラスマイナス50K程度の範囲で予測できた。

論文

Rationalization of the fuel integrity and transient criteria for the super LWR

山路 哲史*; 岡 芳明*; 石渡 祐樹*; Liu, J.*; 越塚 誠一*; 鈴木 元衛

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 7 Pages, 2005/05

スーパー軽水炉、すなわち高温超臨界圧水炉(SCLWR-H)において燃料健全性を保証することは最も基本的な事項の一つである。SCLWR-Hのほとんどの異常過渡事象は、短時間持続するだけであり、燃料は炉心で照射された後交換される。本研究では、燃料棒の機械的損傷を被覆管の歪みによって代表させることが可能である事実に立脚し、燃料健全性に関する基準を合理的に設定した。新しく設計したステンレス被覆管の燃料棒では、被覆管の応力を緩和するため、及びペレットと被覆管のギャップ熱伝達を向上させるために加圧した。通常運転時及び異常過渡時における燃料健全性を原研のFEMAXI-6コードを用いて評価した。

口頭

Evaluation of uncertainties in FEMAXI-6 calculations with MOX fuels irradiated in Halden reactor

山路 哲史; 鈴木 元衛; 大久保 努

no journal, , 

軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-6は、プルトニウムの有効利用を図る革新的水冷却炉のようなMOX燃料を利用する次世代軽水炉概念の研究開発の強力なツールとなると考えられている。しかしそのためには、本コードのMOX燃料ふるまい解析の検証が必要である。本研究では、Halden炉で照射されたMOX燃料照射データを用いて、コードの検証を行った。約40GWd/tまでの燃料ふるまいの予測には、ギャップ熱伝達を通じた燃料温度の予測が重要となり、特にFGR,ペレットリロケーション,焼きしまり,スエリングの影響が大きい。FEMAXI-6中のこれらのモデルはUO$$_{2}$$燃料照射経験に基づいているものの、FGRモデルを除けば、MOX燃料ふるまい解析に適用できることが明らかになった。

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