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吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04
高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
Hong, Z.*; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; Liao, H.*; Yang, H.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*
Annals of Nuclear Energy, 180, p.109462_1 - 109462_9, 2023/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.18(Nuclear Science & Technology)実機制御棒の模擬材として、B
C材とSUS304を用いて一連の実験を実施した。1450K-1500Kの温度範囲で共晶反応速度定数を得た結果、本研究で得られた反応速度定数は参照値と一致した。また、反応面の微細構造を観察し、組成分析を行った。
高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12
日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。
中村 博紀*; 早川 教*; 柴田 明裕*; 佐々 京平*; 山野 秀将; 久保 重信
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 7 Pages, 2022/10
デブリベッドの長期冷却性評価のため、本研究ではデブリベッドモジュールと連成させた3次元解析手法を開発した。連成解析により、浸漬型直接炉心冷却熱交換が稼働後に、ホットプレナムとコールドプレナムの間で冷却材の自然循環が4つの中間熱交換器を通じて確立されることを示した。デブリベッドに接したコールドプールは継続的に冷却され、自然循環だけなく、ホットプールとコールドプールを隔てる分離板を通じた熱伝達により冷却される。デブリベッドの温度分布に対するコアキャッチャ周辺の3次元流れの影響は現在の計算条件では20
C程度であった。
浜瀬 枝里菜; 大釜 和也; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 9 Pages, 2022/10
プラント動特性解析コードSuper-COPDの予測精度向上のため、米国中性子試験炉FFTFスクラム不作動流量喪失事象を対象としたIAEAベンチマークに参加している。ブラインド解析で課題として抽出された燃料集合体出口温度の再現性向上のため、自然循環時における集合体間熱移行及び集合体間流量再配分を精度よく評価可能な全炉心モデルを用いてプラント動特性解析を実施した。また、全炉心モデルと一点炉動特性モデルを連成した過渡解析の妥当性を確認するため、主要な反応度フィードバックであるGEM、炉心湾曲等を考慮した解析を実施した。その結果、2次ピーク時の温度を良好に再現するとともに、実測値の過渡挙動を概ね評価できることを確認した。
小野田 雄一; 山野 秀将
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 9 Pages, 2022/10
原子力機構におけるナトリウム冷却高速炉の設計では、シビアアクシデントが生じた場合に、さまざまな設計対策により損傷炉心物質を原子炉容器内で安定的に冷却する方針(炉容器内保持: IVR)をとっている。IVRに失敗する可能性は非常に低いものの、確率論的リスク評価の研究では、IVRの失敗を含むさまざまなシナリオの検討が必要となる。そこで本研究では、原子炉容器内におけるデブリの安定冷却に関わる事象スペクトルを幅広く検討するため、コアキャッチャーのスカート部にデブリが堆積する場合の原子炉容器の変形・破損挙動を、構造解析コードFNAS-STARを用いて数値的に解析した。原子炉容器の破損条件を調査する観点から、出力密度の異なる2ケースの解析を実施した。今回の想定条件下における高出力密度のケースでは、原子炉容器の温度が約1100Cに達すると原子炉容器が大幅に変形し、その破損判断基準に到達した。
山野 秀将; 久保 重信; 時崎 美奈子*; 中村 博紀*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 12 Pages, 2022/10
日本で設計された新型ナトリウム冷却高速炉の独特な設計の特徴は、設計拡張状態(DEC)において、受動的炉停止系,受動的崩壊熱除去系(DHRS),異常な過渡時スクラム失敗(ATWS)事象に対する炉内事象終息(IVR)概念である。本論文では、日本で研究された事象シーケンスのための数値解析手法を記述するとともに、典型的なATWS事象に対する受動的炉停止系及び溶融炉心物質のIVRのためのシビアアクシデント対策の有効性を示す。受動的炉停止能力のため、数値解析により、厳しいATWS事象に対して自己作動型炉停止系の有効性を示した。その際、温度応答遅れ時間を流体力学計算(CFD)コードにより評価した。また、デブリベッド冷却性評価のため、最近、3次元CFD解析コードと1次元デブリベッドモジュールを結合させた手法を開発し、受動的DHRSを用いてデブリベッド周辺の3次元流動場を模擬するとともに、コアキャッチャーでのデブリベッド冷却性を示した。
C in a liquid state福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将
Journal of Nuclear Materials, 568, p.153865_1 - 153865_12, 2022/09
被引用回数：1 パーセンタイル：71.47(Materials Science, Multidisciplinary)炭化ホウ素(BC)含有316系オーステナイトステンレス鋼(SS)の垂直分光放射率,比熱,熱伝導率を、SS-
mass%BC (10%まで)の組成範囲と幅広温度範囲で、静磁場電磁浮遊法により実験的に測定した。SS-BCメルトについては、垂直分光放射率,比熱は温度に対してほぼ一定、熱伝導率は正の温度依存性は無視できるほど小さい。1800Kでの各物性値のBC含有依存性は、SS-B疑似二元系では共晶組成(3mass%BC程度)をまたがると異なる傾向を示した。
山野 秀将; 守田 幸路*
日本機械学会2022年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/09
我が国の先進大型ナトリウム冷却高速炉(SFR)の炉心損傷事故(CDA)における炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び再配置挙動を模擬する必要がある。SFRのCDA解析のため、その挙動を模擬する物理モデルを開発し、シビアアクシデント解析コードSIMMER-IVに組み込んだ。本研究では、新規に開発した物理モデルを含むこのコードをSFRのCDA解析に適用した。この解析により、共晶反応モデルを組み込んだSIMMER-IVは、共晶反応及び溶融プールでの共晶溶融物の上方移動及び溶融炉心物質再配置による反応度過渡挙動を示すことができた。
山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; et al.
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
本発表はプロジェクト全体概要及び2020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、共晶反応速度の測定並びに、SS坩堝の中にBCペレットを置いたBC-SS共晶反応速度実験の数値解析を通じて、解析コード内の共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。
山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
本研究では、多目的有限要素解析コードFINAS/STARを用いて、ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の詳細構造解析を実施し、超高温時における変形挙動を理解するとともに、破損への影響を緩和するのに注目すべき部位を同定することを目的としている。解析では、減圧を仮定し、原子炉容器を通常運転状態からナトリウム沸点まで20時間かけて加熱させた。本解析により、発生応力は有意ではなく、破損判定基準を十分に下回ることが示された。構造破損緩和の観点で、原子炉容器上部銅が重要な部位として同定された。原子炉容器は最終的には16cmも下方に変形するも、破損には至らなかった。この効果は長期にわたり原子炉容器ナトリウム液位を維持することができ、それにより、原子炉容器のレジリエンス向上につながる。
山野 秀将; 久保 重信; 菅 太郎*; 柴田 明裕*; Hourcade, E.*; Dirat, J. F.*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 10 Pages, 2022/08
本論文では、まずコアキャッチャへの負荷に関する重要な点と共に、イベントツリー解析のアプローチとスコープを記述する。解析条件としては、コアキャッチャ負荷条件として上限ケースと保守側ケースを対象にした。イベントツリーの重要なヘッディングには重要現象が含まれ、ストロングバック設計、下部ナトリウムプレナムにおける燃料冷却材相互作用と固化,ジェットアタック,コアキャッチャ上での臨界性と冷却性とした。本論文では、高額的判断に基づく確率ランクテーブルを用いて、予備的な定量化を試行した。このイベントツリー解析により、支配的なシーケンスが同定され、コアキャッチャへの負荷と設計対策の有効性の効果を明確にした。この研究により、臨界性対策がコアキャッチャ研究に非常に重要であることが示唆された。
山野 秀将; 久保 重信; 佐々 京平*; 柴田 明裕*; Hourcade, E.*; Dirat, J. F.*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 9 Pages, 2022/08
本論文は、短時間でコアキャッチャ上での燃料堆積を仮定して、様々な崩壊熱除去系(DHRS)運転条件でのデブリベッドの冷却性評価を記述する。評価は、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDで実施した。冷却性評価では、DHRS1系統さえ稼働されれば、現設計は、コアキャッチャ周辺の十分な自然循環流によってデブリベッドの冷却性は確保できることを示した。悲観的な条件での感度解析では、短時間でコアキャッチャ上にほとんどの燃料が堆積したとしても、改善されたDHRSの少なくとも1系統あれば、デブリベッドは冷却可能であることを示した。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 10 Pages, 2022/08
反応度モデルの適用性確認のため、タンク型高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験のベンチマーク解析に参加している。コールドプールを完全混合モデルで模擬したプラント動特性解析(1D)コードを使用したブラインドフェーズにおける解析では、コールドプールで発生している温度成層化現象を無視したことにより、炉心入口温度の上昇が緩慢であり、フィードバック反応度が過小評価されていることがわかった。そこで、本報では、コールドプールを数値流体力学(CFD)解析コードで詳細に模擬し、1D-CFD連成解析手法を適用することで、コールドプールにおける温度成層化現象と炉心入口温度上昇を再現できることを確認した。
二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将
Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 9 Pages, 2022/07
To enhance resilience of next-generation nuclear structures, it is necessary to develop design methodology that mitigates impacts of failure caused by extremely high temperature conditions which might lead to a severe accident. In this study, three-dimensional structural analysis of a loop-type sodium-cooled fast reactor (SFR) Monju has been conducted to understand its deformation behavior and to identify the areas which should be focused to mitigate impacts of failure. A postulated event sequence was a protected loss of heat sink (PLOHS) event, which may cause all decay heat removal systems to lose their functions immediately after reactor shutdown. This analysis suggests that no discontinuous section of RV lower panel is recommended to restrain the fracture of RV lower panel in order to enhance the RV resilience.
山野 秀将; 岡村 茂樹*
Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 9 Pages, 2022/07
地震波を基に免震システムの有無で配管に対する地震応答解析を実施した。本研究では、既往研究に基づいて不確かさパラメータを設定することによってフラジリティ解析を実施した。解析結果を比較すると、免震技術はクリフエッジ効果を防ぐのに有効であることを示した。言い換えれば、免震プラントの耐震余裕は非免震プラントに比べて1.2倍大きい。応答低減効果を評価するため、本研究では不確かさパラメータとして機器の応答係数に着目した。物理的にありうる範囲で不確かさを考慮しても、免震プラントのHCLPF(5%破損確率相当95%信頼度値)は非免震プラントより2倍ほど高く、免震プラントに対して応答低減効果は有意であることが分かった。以上より、免震技術がクリフエッジ効果を避けるのに有効であることが示された。
笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*
Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 8 Pages, 2022/07
破壊制御を利用して、設計想定を超える事象によって破損が生じた場合に、その拡大を抑制する技術の開発を進めている。開発課題として、(1)超高温時の破損拡大抑制技術、(2)課題地震時の破損拡大抑制技術、(3)原子炉構造レジリエンス向上手法の3つの計画を立てた。
木下 貴博*; 岡村 茂樹*; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一; 二神 敏; 深沢 剛司*
Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 7 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR)で、原子炉容器のような重要な機器の地震評価は、地震リスク評価(S-PRA)において、原子炉容器のような重要な機器の破損を評価できる評価方法は必要である。疲労破損と機器に累積した振動エネルギーの関係は、過去の研究において確かめられている。また、振動エネルギーによる破損評価は検討されている。本研究では、地震時に機器に累積する振動エネルギーを評価した破損確率評価手法を開発する。
佐藤 理花*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将
International Journal of Thermophysics, 43(6), p.85_1 - 85_15, 2022/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Thermodynamics)本研究では、振動の周期と対数減衰から最小二乗法を基にした簡易な粘度測定法を開発した。提案手法の再現性を確認するため、溶融ニッケルの粘度を測定した結果、文献で報告されたものと良い一致が見られた。測定誤差は
3%であり、実験データは良い再現性を示した。提案した測定手法は高い精度を持つことが示された。
高塚 祐理子*; 松本 早織*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 堀 亜由美*; 林 喜一郎*; 山野 秀将
実験力学, 22(2), p.117 - 119, 2022/06
本研究では、るつぼ回転振動法により粘度を測定し、高温時の溶融耐熱鋳鋼の粘度の影響を明らかにした。粘度測定で用い高温耐熱鋳鋼の試料は、Ni量として0, 10, 20, 30, 40及び50質量%を含有させた。粘度は、Roscoeの式により評価するとともに、1693Kから1803Kの温度範囲で計測された。
