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浜瀬 枝里菜; 大釜 和也; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 山野 秀将
Annals of Nuclear Energy, 195, p.110157_1 - 110157_14, 2024/01
高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDのスクラム不作動流量喪失事象に対する妥当性確認のため、FFTFの受動的安全性試験LOFWOS No.13試験を対象としたIAEAベンチマークに参加した。ブラインドフェーズで課題として抽出された燃料集合体出口温度及び全反応度の評価精度向上のため、集合体間熱移行及び集合体間ギャップ部流れを考慮した全炉心モデル及び炉心湾曲反応度簡易評価モデルを導入した。最終フェーズ解析の結果、2次ピーク時の集合体出口温度を良好に再現するとともに、全反応度の実測値の挙動を概ね評価できたことから、LOFWOSに対するSuper-COPDの妥当性を確認した。
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。
堂田 哲広; 上羽 智之; 大釜 和也; 吉村 一夫; 根本 俊行*; 田中 正暁; 山野 秀将
日本機械学会関東支部第29期総会・講演会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/03
ナトリウム冷却高速炉の炉心変形による反応度をより現実的に評価するため、炉物理、熱流動、構造力学の連成解析による炉心変形反応度評価手法を開発した。本評価手法では、燃料集合体の湾曲を有限要素法のビーム要素でモデル化し、集合体ラッパ管のパッド部での隣接集合体間の接触をパッド部専用の要素でモデル化した解析手法を採用した。その検証として、過去に実施されたベンチマーク問題の集合体単体の自由熱湾曲及び炉心体系での集合体熱湾曲による隣接集合体間接触について計算し、本解析モデルによる解析結果が理論解またはベンチマークに参加した他機関の解析結果とよく一致することを確認した。この結果から、本解析モデルが集合体の熱湾曲を適切に計算できることを確認した。
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。
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。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 山野 秀将; 井川 健一*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08
プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれたフィードバック反応度評価手法の妥当性確認のため、米国高速実験炉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, BOP-301試験)のベンチマーク解析を実施した。炉心入口温度及び原子炉出力の実測データと解析結果の比較から、Super-COPDの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。
Park, H.; 山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; Yang, Y.; 杉本 純
第35回日本伝熱シンポジウム講演論文集,3, p.803 - 804, 1998/00
温度範囲55Cから飽和温度近傍までの冷却水を初期温度2500Cのテルミットに注入する場合のFCIの強度に対する系の拘束の影響を実験によって調べた。実験で測定された機械的エネルギーは、系の拘束が弱いときは冷却水のサブクール度の増加とともに増加したが、拘束が強い系では逆に減少した。これにより、FCIによる機械的エネルギー発生は時間スケールの短い溶融物の細粒化による混合の促進と、時間スケールの長い溶融物細粒の冷却という、2つの異なる時間スケールの現象により支配されていることがわかった。
杉本 純; 橋本 和一郎*; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 丸山 結; 上塚 寛; 更田 豊志; 中村 武彦; 早田 邦久; 片西 昌司*
日本原子力学会誌, 39(2), p.123 - 134, 1997/02
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所は1982年以来、米国原子力規制委員会(NRC)が主催するシビアアクシデント研究に関するCSARP(旧称SFD)計画に参加し、原子炉を用いた大規模実験のデータやNRCが開発した解析コード等を入手してきた。また、入手するデータを分析・評価し、解析コードを検証するため、原研でも事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画などの実験を実施するとともに、原研独自の解析コードの開発を進めてきた。本稿では、これまでのCSARP計画で得られた主な成果を中心に、CSARP計画の概要、我が国への反映と貢献について解説する。
丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純
JAERI-memo 08-127, p.269 - 275, 1996/06
TMI-2事故では、大量の溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに移行したが、そこで溶融炉心が冷却され、事故が圧力容器内で終息した。残念ながら下部ヘッドにおける、溶融炉心の冷却メカニズムは未だ解明されていない。原研で進めている事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画では、平成8年度より圧力容器内溶融炉心冷却性実験を開始すべく準備を進めている。この実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する計画である。熱損失、溶融炉心上部に形成されるフラストの成長速度に関する検討を行い、酸化アルミニウムの適用性、試験体の規模等を定めた。本検討から酸化アルミニウムの適用性を確認するとともに、溶融物の重量を50kg、試験体の直径を0.5mとすることとした。
山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純
Nuclear Engineering and Design, 155(1-2), p.369 - 389, 1995/04
被引用回数:47 パーセンタイル:96.3(Nuclear Science & Technology)ALPHA計画では、溶融物冷却材相互作用を明らかにするために2シリーズの実験を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心を模擬した溶融物を冷却水プール中に落とし、粗混合領域中の溶融物、水、水蒸気の体積割合、溶融物沈降速度、伝播速度、膨張速度、エネルギー変換効率及びデブリ特性を評価した。また、水中侵入前の溶融物分散の影響を調べ、溶融物分散により水蒸気発生が増大すること、水蒸気爆発発生確率が減少すること、より規模の大きい水蒸気爆発を引き起こし得ることを明らかにした。溶融物冷却性実験では、溶融物上に冷却水を供給し、層状における水蒸気爆発を調べた。この実験で溶融物噴出直後の水蒸気爆発が発生したが、その規模は溶融物落下体系で観測されたものよりも小さかった。溶融物噴出現象は、冷却水とスプレイノズルを介して供給すること、冷却水と飽和温度程度まで加熱することにより抑制された。
山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 日高 昭秀; 工藤 保; 早田 邦久
Nuclear Engineering and Design, 145(3), p.365 - 374, 1993/12
被引用回数:2 パーセンタイル:29.81(Nuclear Science & Technology)事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の電線貫通部リーク定量化試験では、PWRで用いられている電線貫通部の中でリーク発生の観点から重要と思われるアルミナ磁器モジュールとシリコン樹脂部分を取り出して試験体を製作し、シビアアクシデント時におけるそれらの挙動を実験により調べている。事故時に予測される高温状態下ではシリコン樹脂は溶融するが、その溶融進展には電線貫通部の金属部分が影響を与えることがわかった。アルミナ磁器モジュールは、事故時に予想される格納容器内熱水力状態よりもさらに高温、高圧で実施された試験でも健全性を失わなかった。実験から、研究対象とした電線貫通部からはシビアアクシデント時にもリークは発生しないであろうと予測される。実験で得られたデータは、他の型の電線貫通部の挙動も予測できるような汎用解析モデルの開発にも用いられる。
秋山 守*; 山野 憲洋
日本原子力学会誌, 35(7), p.630 - 631, 1993/07
OECD/NEA/CSNIが主催し、米国原子力規制委員会(USNRC)とカリフォルニア大学サンタバーバラ校(UCSB)が共催する溶融燃料冷却材相互作用(FCI)に関する専門家会議が、平成5年1月5日から8日まで米国カリフォルニア州サンタバーバラで開催された。会議には、米、英、仏、独、カナダ、フィンランド、スウェーデン、ベルギー、EC(共同研究所JRC)から約60名が参加し、26編の論文が発表された。日本からは著者2名が参加した。会議の主要課題は水蒸気爆発で、初期混合とクエンチ、伝播とエネルギー論、その他の実験、オープンフォーラム、総合的評価とリスクの側面、パネルディスカッションのセッションに分かれて発表と質疑応答、討論がなされた。本報告は会議の内容を簡単に紹介したものである。
山野 憲洋; 丸山 結; 阿部 豊; 早田 邦久
AIChE Symp.Ser., 83(257), p.341 - 346, 1987/00
原子炉のシビアアクシデントを圧力容器内で収束させるためには形成されたデブリベッドを冷却する必要がある。PWRでは圧力容器内に注入された水はダウンカマ内に蓄積されその水頭によりベッドへと注入される。そこでこの状態を模擬した体系で実験を行うとともに、計算機モデルを作成して実験結果と比較した。実験により、ダウンカマとデブリベッドに僅かな水頭差があればドライアウト熱流束が大きく増加することが判明した。また、モデルによる予測結果は実験結果とよく一致した。モデルの開発過程において、通常充填層中の気液二相流に適用される運動量保存の式は液の量が少い場合には圧力損失を大きく評価するため、ドライアウト状態近くのベッドの圧力損失を過大評価する可能性があることが判明した。このため、同様な体系に対する従来の研究ではドライアウト熱流束を過小評価している恐れがある。
大釜 和也; 竹越 淳*; 浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁
no journal, ,
高速炉安全設計手法の精度向上のため、米国高速中性子束試験炉FFTF LOFWOS試験解析に関するIAEA研究協力プロジェクト(CRP)のベンチマークに参加している。本報では、プラント動特性解析の入力となる反応度係数および同炉に固有かつ重要なガス膨張機構(GEM)による負のフィードバック反応度の評価について報告する。
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
no journal, ,
高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの予測精度向上のため、スクラム不作動事象に対して、反応度フィードバックを考慮可能な一点炉動特性モデルを含むプラント全体の解析モデルの妥当性確認が必要である。そこで、流量喪失型事象に着目し、米国高速中性子束試験炉FFTF受動的安全性試験を対象としたIAEAベンチマーク解析に参加した。第1フェーズのブラインド解析において、ガス膨張機構や炉心湾曲等の反応度を考慮した解析を行い、実測値の過渡挙動を概ね再現できることを確認するとともに、今後の課題として、ギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することや、原子炉容器上部プレナム内の複数領域分割または多次元モデル化及び径方向熱移行量をより精度よく評価可能な炉心モデルへ変更することを抽出した。