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C alloy measured in the electrostatic levitation furnace onboard the international space station石川 毅彦*; 織田 裕久*; 小山 千尋*; 下西 里奈*; 池内 留美子*; Paradis, P.-F.*; 岡田 純平*; 福山 博之*; 山野 秀将
International Journal of Microgravity Science and Application, 42(2), p.420202_1 - 420202_10, 2025/04
Samples of stainless steel (SS) - boron carbide (BC) alloys were levitated in the Electrostatic Levitation Furnace onboard the International Space Station (ISS-ELF) to measure the thermophysical properties of their melts. Melting of samples of two different compositions (SS-12.3, and 28 mass% BC) were attempted in the furnace. Even though only one sample (SS-12.3 mass% BC) could be melted, its density was successfully obtained.
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。
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.
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*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 211, p.105298_1 - 105298_6, 2024/10
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Engineering, Multidisciplinary)Passive safety structures were applied to next-generation fast reactors, subject to high temperature and low-pressure conditions. In the case of loss-of-heat-removal accidents, high temperature conditions accelerate the creep deformation of structures. When deformation redistributes loadings and reduces stresses at important positions such as coolant boundaries, progression to creep rupture of boundaries can be mitigated. When an excessive earthquake occurs, plastic deformation and buckling become dominant, due to low pressure and, therefore, a thin-wall structure. The above-mentioned failure modes reduce rigidity and natural frequency. When the natural frequency becomes lower than the input frequency, vibration energy is hardly transferred to structures and the subsequent failures of structures, such as collapse and break, are mitigated.
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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.
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。
江村 優軌; 高井 俊秀; 菊地 晋; 神山 健司; 山野 秀将; 横山 博紀*; 坂本 寛*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.911 - 920, 2024/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Boron carbide (B
C)- stainless steel (SS) eutectic reaction behavior is one of the most important issues in the core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the immersion experiments using BC pellets with molten SS were conducted to evaluate the CDA sequences such as contact event of solid BC with degraded core materials including SS at very high temperature. The immersion experiment aims at understanding the kinetic behavior of solid BC-liquid SS reaction based on the reduced thickness of BC pellet after the experiment in the temperature ranges from 1763 to 1943 K, which is higher than the temperature of solid BC-solid SS reaction. Based on the kinetic consideration of the reaction rate constants for solid BC-liquid SS reaction, it was found that similar temperature dependency was identified between solid BC-liquid SS and solid BC-solid SS. Besides, the reaction rate constants of solid BC-liquid SS were smaller than those of solid BC-solid SS extrapolated in higher temperature region by two or more orders of magnitude due to two different evaluation method for BC side/SS side. It was confirmed that this difference was reasonable through the consideration of previous reaction tests in solid-solid contact for BC side/SS side.
加藤 之貴*; 山野 秀将
第28回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/06
カーボンニュートラルに向けたエネルギー貯蔵技術研究会は、【提言1】エネルギーストレージベストミックスの確立、【提言2】グリーン社会への転換、【提言3】蓄熱技術の更なる有効活用、【提言4】2050年以降のエネルギーストレージ戦略の構築を提言としてまとめた。本報では、【提言2】から【提言4】について報告する。
加藤 之貴*; 山野 秀将
第28回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/06
カーボンニュートラルに向けたエネルギー貯蔵技術研究会は4つの提言、【提言1】エネルギーストレージベストミックスの確立、【提言2】グリーン社会への転換、【提言3】蓄熱技術の更なる有効活用、【提言4】2050年以降のエネルギーストレージ戦略の構築を発表した。本報では、変動性再エネ主力電源化に対応したエネルギーストレージベストミックスの確立について述べる。
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 the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03
本研究では、受動安全構造を適用することによって破損拡大抑制方法を提案する。受動安全構造のアイデアを超高温条件および過大地震時の次世代高速炉に適用した。
今野 力; 太田 雅之*; 権 セロム*; 大西 世紀*; 山野 直樹*; 佐藤 聡*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1046 - 1069, 2023/09
被引用回数：8 パーセンタイル：91.24(Nuclear Science & Technology)JENDL委員会Shielding積分テストWGの下で、遮蔽分野でのJENDL-5の妥当性が検証された。この検証では次の実験が選ばれた。JAEA/FNSでの体系内実験、大阪大学OKTAVIANでのTOF実験、ORNLでのJASPERナトリウム実験、NISTでの鉄実験、QST/TIARAでの遮蔽実験。これらの実験をMCNPと最新の核データライブラリ(JENDL-5, JENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3)を用いて解析した。その結果、JENDL-5はJENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3と同等かそれ以上に良いことがわかった。
山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 西 剛史*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; Pellegrini, M.*
日本機械学会2023年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応・再配置実験、共晶反応メカニズム検討、及び共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要及び令和4年度までの進捗概要について報告する。
西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00387_1 - 22-00387_20, 2023/08
確率論的リスク評価(PRA)は地震と津波だけでなく強風などその他の外部ハザードについても実施されるべきである。本研究では強風に対するPRA手法の開発を実施する。この研究では高速炉を対象とし、事故時には大気が最終除熱源であることに着目して手法開発を実施する。最初に本研究では日本の気象データを基にグンベル分布を使って強風のハザード曲線を評価した。次に、崩壊熱除去のために必要となる重要機器や構築物(SSCs)を同定し、炉心損傷に至るまでのイベントツリーを構築した。このイベントツリーでは強風によって生じる飛来物等を考慮した。高所に配置しているSSCsにも影響する飛来物を同定し、衝突確率と衝突時の破損確率の積でSSCsのフラジリティを計算した。最後に、イベントツリーを定量化し、炉心損傷頻度を計算した。その発生頻度は5E-10/yになった。支配的なシーケンスは、外部電源喪失が発生した後、飛来物の衝突でタンク火災が発生し、強制循環のための電源供給が喪失及び崩壊熱除去の空気取入口の気温上昇による崩壊熱除去の失敗であった。このような計算を通じて、本研究では強風に対するPRAの手法開発を実施した。
栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
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評価手法を開発することである。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。崩壊熱除去機能喪失に至る事故シーケンスがナトリウム冷却高速炉SFRの地震時CDFに有意な寄与を示す。また、同事故シーケンスは超高温を経て炉心損傷に至る。本研究では過大地震時の振動への対策のみならず超高温での対策も評価するよう手法を考案した。手法の適用性を検討するため、ループ型SFRを想定して試計算を実施した。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。適用性検討を通じて、有効性評価手法が開発された。
