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山野 秀将; 豊岡 淳一; 佐藤 博之; 坂場 成昭
日本原子力学会誌ATOMO
, 66(12), p.607 - 611, 2024/12
主要な開発国を対象に国外の高速炉開発動向を紹介するとともに、国内動向を紹介する。
山野 秀将; 守田 幸路*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 9 Pages, 2024/11
This study is intended to investigate the effect of boron mixing in the degraded core using the eutectic reaction model between B
C and SS. Two difference BC particle sizes were used to examine the effect of the boron dilution in the degraded core material mixture. The tight fluid-particle momentum coupling in the case of small size of BC particles allows boron to keep remaining in the core mixture in a longer time than in the case of nominal size of BC particles. However, this preliminary calculation showed that the upward motion of the eutectic melt in the molten core pool as well as the reactivity transient behavior caused by the molten core material relocation. This analysis indicated that the reactivity increase could be delayed thanks to the boron mixing.
江村 優軌; 松場 賢一; 菊地 晋; 山野 秀将
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
Assuming the CDA of SFRs, the eutectic melting between BC as a control rod material and stainless steel (SS) as a structural material could occur below their melting points. After that, the mixture produced by eutectic melting between BC and SS (BC-SS mixture) would relocate inside or outside of the original core region. From the viewpoint of core reactivity changes, the relocation behavior of BC-SS mixture induced by its melting/freezing behavior, is one of the key elements to evaluate the CDA consequences. Many experimental studies on freezing behavior using core materials and its simulants, including molten UO
, SS, tin, wood's metal have been reported in the past. Based on these experimental findings, the freezing/blockage model for the severe accident simulation code was established and discussed through analyses of freezing process. Specifically, it has been considered that the experimental correlation of melt-penetration length was a key indicator to quantitatively describe freezing behavior. However, there was no experimental data for the freezing behavior of actual BC-SS mixture. Therefore, the freezing experiments of BC-SS mixture were conducted to investigate the freezing and blockage behavior inside a flow path such as fuel pin bundle. In the freezing experiments, BC powder and SS block were heated up to around 1,750 K using a graphite heating furnace, then BC-SS mixture flowed down into an SS pipe for cooling below 750 K. The experimental results showed that the BC-SS mixture solidified and resulted in the blockage in the SS pipe with 4 mm or 6.7 mm in inner diameter, respectively. Furthermore, the observations for cross section of SS pipe suggested that the BC-SS mixture penetrated deeper than molten SS. This difference is considered to be influenced by decrease of the melting point.
近藤 悟; 飛田 吉春*; 守田 幸路*; 神山 健司; 山野 秀将; 鈴木 徹*; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 石田 真也
JAEA-Research 2024-008, 235 Pages, 2024/10
JAEA-Research-2024-008.pdf:4.77MB
日本原子力研究開発機構が開発したSIMMER-III及びSIMMER-IVは、2次元/3次元、多速度場、多成分流体力学モデルを空間・時間依存の核動特性モデルと結合した計算コードであり、液体金属高速炉の炉心崩壊事故の解析に広く利用されている。従来コードに対して次のような高度化したモデルが採用されている。すなわち、安定かつ頑健な流体力学アルゴリズム、最大8までの多速度場モデル、構造材及び多相流幾何形状の取扱いの改善、熱及び質量移行過程の包括的取扱い、高精度の状態方程式、高精度かつ高効率の中性子束計算モデル、崩壊熱モデルなどである。本報告書ではSIMMER-III及びSIMMER-IVのモデル及び解法の詳細を記述する。別途詳細が報告されている個別モデルについてはその概要をまとめる。なお、コードの検証及び妥当性確認についてはすでに報告済みである。
曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三郎*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。
山野 秀将; 江村 優軌; 高井 俊秀; 久保 重信; Quaini, A.*; Fossati, P.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
本論文では、炉心混合物質の相互作用に関する反応速度論、二酸化ウラン(UO)と鉄(Fe)と単価ホウ素(BC)に対する高温熱物性データ、BCとステンレス鋼(SS)並びにBC-SS共晶物再配置(固化も)に関する実験研究、シビアアクシデントコードにBC-SS共晶物と反応モデルを組み込む。
大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
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。
林 正明*; 中原 宏尊*; 白倉 翔太*; 山野 秀将
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉のリスク評価技術開発の一環として、熱伝達係数の相関式を用いて伝熱性能の簡易評価を実施した。評価技術を開発するため、熱交換器の部分モデルを用いてSTAR-CCM+による熱流動解析を実施した。ナトリウム-溶融塩熱交換器の性能評価技術を開発するととともに、伝熱向上方策効果を確認した。
小野田 雄一; 石田 真也; 深野 義隆; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 柴田 明裕*; Bertrand, F.*; Seiler, N.*
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
PIRTs have been developed and are reported for the 3 sequence event families of SFR severe accidents. For ULOF, there are 13 phenomena ranked with high importance and large uncertainty. Two PIRTs for primary phase of UTOP have been developed based on those of ULOF. Two phenomena with high importance and large uncertainty both in FRN and JPN ranking are highlighted. For USAF PIRT, they are eight phenomena ranked important and uncertain by both sides related to heat transfer coefficient, chunk relocation in the molten pool of the initiating SA and to thermomechanical loading on the hexcan of the initiating SA. These phenomena are recognized to deserve priority study. The event progression regarding FP transport focusing on phenomena of ULOF is investigated. Seven phenomenological phases were identified along with the accident sequences and of their events progression. The summary of the elementary phenomena on this PIRT, and the vote for the table are foreseen in the future study.
Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
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単列ダクトの熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。
二神 敏; 近藤 佑樹; 山野 秀将; 栗坂 健一
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 9 Pages, 2024/10
This study is intended to develop PRA methodology using the AI technology. The authors have been conducting a three year program including the development of AI tools for automatic FT creation. This AI tools are intended to enable any users to easily perform PRA with the same quality less depending on user's PRA skill. This paper describes updates of the AI tools for automatic FT creation, as a second step progress.
西野 裕之; 栗坂 健一; 二神 敏; 渡壁 智祥; 山野 秀将
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
従来の地震PRAでは原子炉容器(RV)の座屈は炉心損傷に支配的に寄与していた。しかしながら現実的には、たとえRVが地震の揺れによって座屈したとしてもRVの破裂や倒壊のようなことになることはなくRV本来の機能を損なうようなことはないと期待できる。このような現実的な座屈後の挙動を考慮することを本研究ではレジリエンス向上策と考える。本研究の目的はRV座屈後の挙動を理解すること、及び疲労破損に基づくフラジリティ評価をすることである。RV座屈後の挙動を理解するために本研究ではひずみやその変位の時間履歴などを定量化するために有限要素法を使って構造解析を実施した。解析の結果、座屈のしわはRV液位よりも高い位置で現れた。最も大きなひずみの値もまたこの高さであることを示せた。この解析によって疲労損傷係数を評価し、座屈によるフラジリティに加えて疲労破損のフラジリティもこの解析結果を用いて評価した。この結果、我々が対象としたプラントに対して、疲労破損及び座屈のフラジリティの中央値(地震動の強さ)は、それぞれ設計基準地震動の6倍と5倍であり、疲労破損フラジリティの中央値の方が座屈フラジリティの中央値よりも1.2倍大きかった。これは座屈後の挙動の現実的な評価は構造のレジリエンス向上に寄与することを意味する。
小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉を対象として、設計想定を超える超高温によって破損や損傷が生じた場合でも、その拡大を抑制する技術を用いて原子炉構造のレジリエンスを向上させる対策を構築するとともに、その対策の有効性を評価した。超高温状態に至る事故進展に対して炉心損傷を防止するには、原子炉容器の加圧防止対策と炉心冷却対策の両方が必要となる。炉心冷却対策として、原子炉容器からの輻射熱伝達を促進しCV外面を自然対流により冷却する炉心冷却概念(CVACS)を構築した。事故進展の不確かさとレジリエンス向上策の成否について検討し、当該対策の有効性を評価する方法としてPRAを活用し、イベントツリーにおける分岐確率を評価して、炉心損傷頻度の低減効果を有効性評価の指標とする方法を構築した。CVACSによる炉心の冷却性を評価するとともに、構造解析及び人間信頼性評価の結果を反映して炉心冷却の成功確率を評価し、超高温に対するレジリエンス向上策の有効性を定量的に評価した。既存の対策に加えてレジリエンス向上策を講じることにより、LOHRSを起因として炉心損傷に至る頻度を従来の1/100程度に低減した。
栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
本研究の目的は破損拡大抑制技術によって過大地震時の原子炉構造レジリエンス向上策の有効性を評価することである。安全上重要な機器・構造物のレジリエンス向上策によって耐震裕度が増すとみなす。同向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度CDFを指標に選び、CDFの低減を地震PRAによって定量化する。ループ型次世代ナトリウム冷却高速炉を想定して有効性評価を実施した。地震時CDFに寄与の大きい原子炉容器RVを対象に、従来は座屈を破損とみなしていたところ、振動座屈後に安定な状態を維持する場合を想定し、疲労破損に至るまでの座屈後のRV挙動を現実的に考慮することをレジリエンス向上策とみなした。仮定した範囲内では、レジリエンス向上策は設計地震動の数倍の地震までCDFを有意に低減する効果を示した。
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.
守田 幸路*; 山野 秀将
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08
本論文は、単価ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)間の共晶反応のための一般化モデルを記述する。また、固体状と液体状の共晶反応生成物とSSあるいはBCとの反応についても記述する。さらに、熱物性データに基づく熱物性モデルについても報告する。
山野 秀将; 二神 敏; 日暮 浩一*
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08
本論文は、最近日本で設計されたナトリウム冷却高速炉に対して、第4代原子力システムフォーラムで開発された安全設計クライテリアと安全設計ガイドラインの自然循環について適用性を記述したものである。
山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; Ahmed, Z.*; Pellegrini, M.*
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08
本発表はプロジェクト全体概要及び2022年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、初めての固化試験データを取得したことである。
C-stainless steel using the Moving Particle Semi-Implicit (MPS) MethodAhmed, Z.*; Wu, S.*; Pellegrini, M.*; 岡本 孝司*; Sharma, A.*; 山野 秀将
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 14 Pages, 2024/08
本解析では、いったん共晶反応が起こると、ステンレス鋼(SS)へボロンが拡散していくことを示す。単価ホウ素(BC)とSSの界面で溶融が開始し、融体はSS被覆管を伝って流下する。また、昇温するにつれて、融体内のボロン濃度が上昇することがわかった。炉心内のBC侵入の効果を理解するため、更新されたMPS法によって、共晶反応モデルの計算能力がシビアアクシデントを模擬した制御棒の共晶反応及びその後の再配置を効果的に解析できることを示した。
山野 秀将; 二神 敏; 柴田 明裕*
Proceedings of Advanced Reactor Safety (ARS 2024), p.151 - 160, 2024/08
本研究では、動的安全保護系に関して、第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリアとガイドラインを我が国で最近に設計されたナトリウム冷却高速炉へ適用した。
