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論文

Numerical analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

本研究では、イベントツリー解析を踏まえて、1次元燃料集合体体系および隣接集合体を含む制御棒案内管を対象にした2次元体系を用いて、燃料流出能力を数値解析により調べた。単一集合体解析により、下部遮蔽体領域で燃料閉塞が生じることが示された。これはFPガスがない場合にナトリウムとの接触により燃料が固化されるからである。FPガス放出を仮定すると、溶融燃料は炉心下部へ再配置することが可能であることも示された。次に、CGRT対象解析により、CRGT流路を通じて燃料流出が有意であることが分かった。これはCRGT壁破損直後は燃料温度がまだ高温であること、少量の溶融燃料が侵入するとCRGT内のナトリウムがすぐにボイド化するからである。

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in whole core refueling

山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖; 鳴戸 健一*

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2018/10

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。EVSTの安全設計の考え方は、ナトリウム液位が下がって長期的には炉心頂部が露出されるような厳しい状況を想定しても全燃料集合体を交換できるようにすることとしており、EVSTへ早期に燃料を移行できる。本研究では崩壊熱の減衰に沿って成功基準の緩和を取り入れた。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-5}$$/年程度と評価された。支配的なシーケンスは、1系統の除熱運転系統の喪失を起因事象として、待機している3系統の運転への運転員による切替失敗及び静的機器破損であった。

論文

Modeling of eutectic reaction between molten stainless steel and B$$_{4}$$C for severe accident simulations

Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10

実験結果に基づき、共晶物質成長速度を放物線型法則によりモデル化した。熱及び物質移行過程についても共晶物質の平衡及び非平衡相変化を考慮してモデル化された。共晶物の熱物性値もまた実験で計測されたデータを用いて、熱物性及び状態方程式の解析モデルに組み込んだ。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology against volcanic eruption for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山元 孝広*

ASCE-ASME Journal of Risk and Uncertainty in Engineering Systems, Part B; Mechanical Engineering, 4(3), p.030902_1 - 030902_9, 2018/09

本論文では、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルタ目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約3$$times$$10$$^{-6}$$/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、感度解析を通じて火山灰到達低減係数とプレフィルタ設置の効果を調べた。

論文

ステンレス鋼-B$$_{4}$$C溶融混合物の系統的な粘度測定を目指したニッケルおよびステンレス鋼の粘度測定

小久保 宏紀*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将

日本金属学会誌, 82(10), p.400 - 402, 2018/09

 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント評価手法の改良のため、ステンレス鋼と炭化ホウ素(SUS316L+B$$_{4}$$C合金)で構成される溶融混合物の粘度を取得することは重要である。本研究では、最初の段階として粘度計測装置の性能確認のため、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼(SUS316L)の粘度を、るつぼ回転振動法により計測することにした。溶融NiとSUS316Lの粘度は1823Kまでを測定した。測定値のバラつきから、溶融NiとSUS316Lの測定誤差はそれぞれ$$pm$$4%と$$pm$$3%であった。また、溶融NiとSUS316Lの測定値は同様の組成をもつ文献値に近いことが分かった。さらに、SUS316L-B$$_{4}$$C合金の粘度も暫定的に計測できた。本研究によりNiとSUS316Lの粘度のフィッテイング式を得た。

論文

Development of a probabilistic risk assessment methodology against a combination hazard of strong wind and rainfall for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00093_1 - 18-00093_19, 2018/08

本論文では、強風と降雨の重畳ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法について述べる。この重畳ハザードPRAでは、ハザード曲線を最大瞬間風速、1時間降水量、降雨継続時間について評価された。シナリオ分析により、強風と降雨の重畳ハザードから起こりうる事象シーケンスを導き出した。その事象シーケンスは、雨水液滴の繰返し接触による伝熱管疲労破損による補助冷却設備の機能喪失で特徴づけられた。この状況が起こるのは、強風起因の飛来物が空気冷却器雨どいに衝突して雨どい破損後に雨水液滴が侵入することが考えられる。この事象シーケンスは重畳ハザードによる機器破損を考慮するイベントツリーに取り入れた。最後に、離散的なハザード発生頻度に条件付除熱失敗確率を乗じて合計すると炉心損傷頻度が求められ、10$$^{-6}$$/yearのオーダーの結果を得た。支配的なシーケンスは飛来物による燃料タンク破損後に空気冷却器ダンパーの手動操作失敗であった。支配的なハザードは最大瞬間風速40-60m/s、1時間降水量20-40mm/h、降雨継続時間0-10時間であった。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00079_1 - 18-00079_17, 2018/08

A probabilistic risk assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is aimed at developing a PRA methodology for the combination of low temperature and snow for a sodium-cooled fast reactor which uses the ambient air as its ultimate heat sink to remove decay heat under accident conditions. The annual exceedance probabilities of low temperature and of snow can be statistically estimated based on the meteorological records of temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., a clogged intake and/or outtake for a DHRS and for an emergency diesel generator, an unopenable door on necessary access routes due to accumulated snow, failure of intake filters due to accumulated snow, and possibility of water freezing in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around intakes and outtakes caused by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intakes and outtakes as an additional countermeasure. By using the annual exceedance probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence caused by a snow and low temperature combination hazard is the failure of the electric heaters and the loss of the access routes for snow removal due to low temperature and snowfall which last for a day, and daily snowfall depth of 2 m/day.

論文

Development of seismic countermeasures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants; Cliff edges relevant to NPP building system

西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 高田 毅士*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 11 Pages, 2018/07

本研究では、原子力プラントの安全性確保のためにプラントをトータルシステムとして取り扱い、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化し、これらを回避する技術を開発することを目的としている。本研究では、物理的なクリフエッジと知識起因のクリフエッジの2つのクリフエッジを扱う。物理的クリフエッジに対しては免震効果他を、知識起因のクリフエッジについては建物のモデル化手法や境界条件の違いなどについて検討を行った。応答解析は、原子力施設のモデルプラント建屋のスウェイロッキング(SR)モデルと3次元モデルを用いて行われた。耐震建屋の解析結果と比較し、免震導入建屋の大幅な応答低減効果(免震効果)が確認された。免震導入建屋の擁壁との衝突の場合、建屋の損傷は想定される衝突条件のモデル化によって異なることがわかった。一方、SRモデルと3次元モデルの結果の比較により、入力レベルが大きくなるにつれ両者の違いが大きくなることを確認した。

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$/年程度と評価された。2次系のナトリウム凍結を考慮することで、燃料損傷頻度は2倍増加した。支配的なシーケンスは、ダンパ開の共通原因故障及び待機系統の運転モードへの切り替えに関する人的過誤であった。また、重要度解析によりリスク重要度の高いものを示した。

論文

ナトリウム冷却高速炉における炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶反応に関する速度論的検討

菊地 晋; 山野 秀将

第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/06

ナトリウム冷却高速炉の仮想的過酷事故条件では、炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)との共晶反応が発生する恐れがある。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の評価において、当該共晶反応の挙動を解明することは非常に重要である。B$$_{4}$$C-SS共晶反応の速度論的特徴を明らかにするための第一段階として、それぞれの試薬を用いたTG-DTA測定を実施し、基礎的な情報を取得するとともに熱分析容器の適用性を確認した。共晶反応を対象とする場合、アルミナ容器が適用可能であることを確認した。また、昇温速度を変えたDTAデータをもとにKissinger法を用いて速度論パラメータを見積もった。

論文

Thermophysical properties of stainless steel containing 5mass%-B$$_{4}$$C in the solid phase

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1007 - 1013, 2018/04

This study describes estimation results of thermophysical properties of stainless steel containing 5mass% boron carbide (5mass%B$$_{4}$$C-SS) in the solid state. 5mass%B$$_{4}$$C-SS eutectic sample was synthesized using a hot press method. Homogeneity of the sample was evaluated by chemical composition analysis, metal structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). Specific gravity and specific heat were evaluated up to 1000$$^{circ}$$C. These measurements proved that the specific gravity in our sample was lowered and the temperature dependence of the specific gravity, along with the elevation of temperature, became gradual compared to that of grade type 316L stainless steel (SUS316L) used as a reactor material by addition of B$$_{4}$$C. The specific heat became slightly higher than that of SUS316L by addition of B$$_{4}$$C and showed similar temperature dependence up to 800$$^{circ}$$C.

論文

Thermophysical properties of molten stainless steel containing 5mass%-B$$_{4}$$C

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1014 - 1019, 2018/04

本研究では、静磁場での電磁浮遊法を用いてSUS316Lと5mass%-B$$_{4}$$C含有SUS316Lの密度, 表面張力, 輻射率, 比熱及び熱伝導率を測定した。

論文

Determination of fusion barrier distributions from quasielastic scattering cross sections towards superheavy nuclei synthesis

田中 泰貴*; 成清 義博*; 森田 浩介*; 藤田 訓裕*; 加治 大哉*; 森本 幸司*; 山木 さやか*; 若林 泰生*; 田中 謙伍*; 武山 美麗*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(1), p.014201_1 - 014201_9, 2018/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:24.36(Physics, Multidisciplinary)

ガス充填型反跳生成核分離装置GARISを用いて$$^{48}$$Ca + $$^{208}$$Pb, $$^{50}$$Ti + $$^{208}$$Pb, $$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cm反応系における準弾性散乱断面積の励起関数を測定した。これらのデータから融合障壁分布を導出し、チャンネル結合計算と比較した。$$^{48}$$Ca + $$^{208}$$Pb及び$$^{50}$$Ti + $$^{208}$$Pb反応の障壁分布のピークエネルギーはそれらの反応系における2中性子蒸発断面積のピークエネルギーと良く一致し、一方$$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cm反応の障壁分布のピークエネルギーは4中性子蒸発断面積のピークエネルギーより少し下に現れることが判った。この結果は超重核合成の際の最適ビームエネルギーの予測に役立つ情報を与える。

論文

Study on combination hazard curve of forest fire with lightning and strong wind

岡野 靖; 山野 秀将

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/11

ロジックツリーを用いたハザード曲線評価手法を、森林火災と落雷、および森林火災と強風のハザード重畳に対して適用した。森林火災と落雷の重畳ハザード曲線は、強度増加に伴う頻度低下において複雑な傾向を示したが、これは両ハザードに対し天候不順が共通の要因となっているためである。森林火災と強風の重畳ハザード曲線は、強風による機器への影響が生じる風速(例: 80m/s以上)に対しては10$$^{-14}$$/年を下回る極めて小さい頻度となる。

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/11

日本におけるナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本研究の目的はEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスを同定することである。JSFRにおけるEVST冷却系は1次系と2次系からなる独立4系統である。JSFR設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$ /年程度と評価された。燃料損傷頻度を高くするのは主に冷却系の除熱機能喪失であった。また、支配的な起因事象は除熱運転1系統故障であった。

論文

Hazard curve evaluation for forest fire smoke effects on air-cooling decay heat removal systems

岡野 靖; 山野 秀将

Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment and Analysis (PSA 2017) (USB Flash Drive), p.1334 - 1342, 2017/09

本研究は、森林火災の煤煙の影響に関するハザード曲線を、ロジックツリーに基づく新しい手法により評価したものである。煤煙に関する応答曲面はFARSITEとALOFT-FTの2つのシミュレーションコードを用いて評価し、モンテカルロシミュレーションにより煤煙量に対する年超過頻度が求められる。導出されたハザード曲線は頻度10$$^{-2}$$/年に対し約3.5kg(フィルターの単位面積かつ単位風速当り)となった。

論文

Development of seismic countermeasures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 2; Cliff edges relevant to NPP structure modeling

西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 高田 毅士*

Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/08

本研究では、原子力プラントの安全性確保のためにプラントをトータルシステムとして取り扱い、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化し、これらを回避する技術を開発することを目的としている。本稿では、まず建屋システムのモデルデータの整備と予備的弾塑性解析を行った結果、解析で特定されるクリフエッジ状態のモデル化因子依存性について得られた知見を述べる。また、原子炉容器・配管の予備的なフラジリティ評価を行い、水平免震のクリフエッジ回避対策としての有効性について検討した結果について述べる。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

A Probabilistic Risk Assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan, but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is intended to develop PRA methodology for a combination of low temperature and snow for a Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) that uses the ambient air as its ultimate heat sink for decay heat removal under accident conditions. Annual excess probabilities of low temperature and of snow are statistically estimated based on the meteorological records of low temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., plugged intake and/or outtake for the DHRS and for the emergency diesel generator (EDG), unopenable door on the access routes due to accumulated snow, failure of the intake filters due to accumulated snow, possibility of freezing of the water in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around the intake and outtake induced by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intake and outtake as an additional countermeasure. By using the annual excess probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence is failure of the electric heaters and loss of the access routes for snow removal against the combination hazard at daily snowfall depth of 2 m/day, duration time (snow and low temperature) of 1 day.

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazards of strong wind and rainfall for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07

本論文では、強風と降雨の重畳ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法について述べる。この重畳ハザードPRAでは、ハザード曲線を最大瞬間風速、1時間降水量、降雨継続時間について評価された。シナリオ分析により、強風と降雨の重畳ハザードから起こりうる事象シーケンスを導き出した。その事象シーケンスは、雨水液滴の繰返し接触による伝熱管疲労破損による補助冷却設備の機能喪失で特徴づけられた。この状況が起こるのは、強風起因の飛来物が空気冷却器雨どいに衝突して雨どい破損後に雨水液滴が侵入することが考えられる。この事象シーケンスは重畳ハザードによる機器破損を考慮するイベントツリーに取り入れた。最後に、離散的なハザード発生頻度に条件付除熱失敗確率を乗じて合計すると炉心損傷頻度が求められ、10$$^{-7}$$/yearのオーダーの結果を得た。支配的なシーケンスは飛来物による燃料タンク破損後に飛来物による補助冷却設備破損であった。支配的なハザードは最大瞬間風速40-60m/s、1時間降水量20-40mm/h、降雨継続時間0-10時間であった。

論文

Sensitivity study on forest fire breakout and propagation conditions for forest fire hazard curve evaluations

岡野 靖; 山野 秀将

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00517_1 - 16-00517_10, 2017/06

本論文は、ロジックツリーにおける頻度/確率変数の変動に対する森林火災ハザード曲線の感度評価を行ったものである。森林火災の発火時刻に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の強度をそれぞれ4%と14%増加させる効果があった。発火が生じる地点の発生確率分布に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を+70%$$sim$$-40%変化させる効果があった。森林火災に対する広域消防の効果を無視した場合、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を40-80倍増加させる効果があった。本研究により、森林火災のハザード曲線に対して最も感度の高い要因は、発電所に森林火災が到達する前までに広域消防により消火される効果が期待できるかであることが示された。

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