Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
山野 秀将; Tsige-Tamirat, H.*; Kang, S. H.*; Summer, T.*; Chenaud, M. S.*; Rozhikhin, E.*; Wang, J.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」,WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける2019年の活動を報告する。
廣岡 瞬; 横山 佳祐; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
Am/Np含有MOXの物性測定を行い、それらの物性がどのように照射挙動に影響するか評価した。Am/NpがUと置き換わるとMOX全体の酸素ポテンシャルが上昇する傾向が得られた。また、MOX中のUとPu、UとAm、UとNpの相互拡散係数を、拡散対を用いた試験により評価した結果、拡散係数はU-Am、U-Pu、U-Npの順に大きく、また、O/M=2のときの拡散係数はO/M
2の場合と比べると数桁大きいことが明らかとなった。照射中のポアの中心への移動は、ポア内で起こる物質の蒸発と凝縮が原因であると考えられている。Am/Npの含有によりMOX全体の酸素ポテンシャルが高くなることは、ポア内の、特にUO
の蒸気圧を高くし、ポア移動を促進する効果につながると考えられる。また、アクチニド元素の再分布においてもポアの移動に伴う拡散現象が一つの要因として考えられており、相互拡散係数が大きいほど再分布も速い。得られた物性値は温度や酸素分圧の関係式としてモデル化することで、照射挙動解析コードに反映することが可能となった。
仁科 匡弘; 武内 健太郎; 村上 真一
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
高速炉MOX燃料の製造技術として、焼結ペレットから乾式回収技術によって得られた粉末を利用する技術を開発している。乾式回収にはロールクラッシャー及びジェットミルが用いられ、3種類(粗目,中目,細目)の乾式回収粉末を得ることができる。本研究では、乾式回収粉末の粒度と添加率をパラメータとしてMOXペレットの密度を制御する技術を開発することを目的とし、乾式回収粉末の添加がペレット品質に与える影響を評価した。
Jensen, C. B.*; Wachs, D. M.*; Woolstenhulme, N. E.*; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
The ARES project is planned to re-establish capabilities for transient testing SFR fuels at the TREAT facility. A full suite of complementary in-pile capability will be available for future users with devices to suit a variety of testing objectives ranging from analytical experiments to highly prototypic experimental simulations. These capabilities extend from fresh to irradiated fuels leveraging a large library of irradiated SFR fuels from EBR-II and FFTF experimental programs. The fresh fuel commissioning tests on metallic fuels will support detailed understanding of the performance of the experimental platform while adding relatively large amount of data to the existing experiment database. High burnup experiments on irradiated metallic and MOX specimens will aid to expand the existing performance envelope of advanced designs to support current and future reactor design and optimization to maximize the performance potential of these already successful fuel types.
豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 橋立 竜太; 加藤 章一
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
Adopting the 60-year design is regarded as one of the most effective means for the practical realization of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which improves the economic efficiency and reduces the radioactive waste of SFR. In addition, since the happening of the severe accident (SA) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the structural integrity evaluation of SA has been emphasized on SFR as well. As for the practical realization of SFR, it is indispensable to improve materials strength standards such as the extremely high temperature material properties which is required for the application of structural integrity evaluation during the happening of SA. In order to make it possible to evaluate the structural integrity during 60-year design and SA, JAEA is working on the sophistication of the material strength standards. Moreover, material strength tests such as high temperature tensile tests, creep tests and fatigue tests are conducted systematically. In the paper, the overall picture of material testing that we have acquired or plan to acquire in order to establish the JSME standard will be reported.
神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
To achieve in-vessel retention for mitigating the consequences of core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors, controlled material relocation (CMR) has been proposed as an effective safety concept. CMR is not only aiming at eliminating the potential for exceeding prompt criticality events that affect the integrity of the reactor vessel, but also enhancing the potential for the in-vessel cooling of degraded core materials during CDAs. Based on this concept several design measures have been studied, and, to evaluate their effectiveness, experimental evidences to show relocation of molten-core material were required. With this background, a series of experimental program called EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities) has been carried out collaboratively over 20 years between Japan Atomic Energy Agency and National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNC/RK) using an out-of-pile and in-pile test facilities of NNC/RK. The EAGLE program is divided into three phases, they are called EAGLE-1, EAGLE-2 and EAGLE-3, to cover whole phase after core-melting begins. The subject for EAGLE-1 and the first half of EAGLE-2 is CMR in the early phase of CDA in which the core melting progresses rapidly driven by positive reactivity insertions. The subject for the latter half of EAGLE-2 and whole EAGLE-3 is CMR in the later phase of CDA in which the gradual core melting by decay heat and relocation and cooling of degraded core materials occurs. In the paper, the major achievement of the EAGLE program and future plans are presented.
相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*; 中根 茂*; 石田 勝二*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するため、シビアアクシデント時を含む炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握するために1/10縮尺水試験を実施した。本試験装置は、浸漬型DHX,貫通型DHX及びRVACSの3種類の冷却機器を有しており、かつ炉内各所に溶融燃料を模擬した電気ヒータを設置している。これより、本試験装置では、様々な条件下での炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握することができる。本研究では、浸漬型DHX, RVACS運転時の炉容器内自然循環特性を温度計測試験及びPIV計測より検討した。さらに、温度変動がPIV計測に与える影響を定量的に評価した。
Quaini, A.*; Goss
, S.*; Payot, F.*; Suteau, C.*; Delacroix, J.*; Saas, L.*; Gubernatis, P.*; Martin-Lopez, E.*; 山野 秀将; 高井 俊秀; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
CEAと原子力機構は、現在の実施体制の下で新しいサブタスク、炉心混合物質における相互作用の動力学、炉心混合物質の物性、UO
-Fe-B
C系の高温熱力学データ、BC-SS速度論およびBC-SS共晶材料の再配置(凍結)に関する実験的研究、SIMMERコードシステムのBC/SS共晶および動力学モデル、混合物の液相化速度をモデル化するための方法論を定義した。この論文は、以前の実施協定の下での日仏協力で得られた主要な研究開発結果と、現在の協定の下での実験的および分析的ロードマップについて説明する。
加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 鈴野 哲司*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*; 村上 久友*; 鵜澤 将行*; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 11 Pages, 2022/04
プール型ナトリウム冷却高速炉の概念設計研究を行っている。本検討では、日本の地震対策、原子炉容器の熱流動、崩壊熱除去システムの設計などの主な課題の報告を行う。日本に650MWeのタンク型ナトリウム炉が設置される場合、厳しい地震に対する設計が必要で、原子炉構造を強化している。また、新たに3次元免震システムの開発も進めている。
久保 重信; Payot, F.*; 山野 秀将; Bertrand, F.*; Bachrata, A.*; Saas, L.*; Journeau, C.*; Gosse, S.*; Quaini, A.*; 柴田 明裕*; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
The paper presents major outcomes of the France-Japan ASTRID collaboration and the work program from 2020 to 2024 in the field of severe accident study. In the ASTRID collaboration, severe accident sequences were summarized based on the various safety analyses for the important accident phases, which contributed to strengthen the confidence in the ASTRID severe accident progression for a robust safety demonstration and identification of R and D programs of common interest. Collaborative analysis has been conducted to evaluate ASTRID mitigation device efficiency for mitigation of power excursions, material relocation, debris bed and molten pool behavior on the core catcher. The methodology for mechanical consequence assessment was also developed. In order to support the reactor studies, experimental studies have been planned and conducted regarding the reaction of core material mixtures, in-pile experiments for the fuel pin failure and material relocation through a steel duct structure, and out-of-pile experiments for the fuel coolant interaction (FCI) in the sodium pool. Severe accident analysis tool SIMMER-V with new simulation capabilities and SEASON platform have also been developed. Based on these successful achievements, several tasks to study the large fields of the severe accident domain, which include development of severe accident analysis methodologies and synthesis of SA sequences and consequences, thermodynamics, kinetic and thermo-physical studies of core material mixture, development and validation of SIMMER-V, experimental programs on the molten core material relocation and FCI. After defining the technical contents and implementation plans, the five years study programs have been started.
Johnson, M.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*; Brayer, C.*; Clavier, R.*; Montazel, A.*; Pluyette, E.*; 松場 賢一; 江村 優軌; 神山 健司
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
シビアアクシデントに関する日仏共同実験の一環として、ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内下部プレナムへ溶融燃料が流出した時の燃料-冷却材相互作用について、その解明に向けた研究を実施している。MELT施設では、ナトリウム中へ流出したキログラム単位の模擬溶融炉心物質が急冷される様子をX線で可視化することができる。現在準備中のSERUA施設では、融体と冷却材の接触境界面温度が上昇した場合の沸騰熱伝達を評価するためのデータ取得を予定している。この論文では、これらの施設を活用した実験協力の現状について紹介する。
堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 菊地 紀宏; 田中 正暁
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉の従来の設計研究では、プラント全体挙動を簡易モデルで、着目する局所現象を詳細モデルでそれぞれ評価し、境界条件の設定により個々の解析に保守性を持たせて相互作用を考慮していた。このため、最終的に得られる解析結果には過度な保守性が含まれる可能性があった。そこで、原子力機構では、詳細解析コードをプラント動特性解析コードと連成させるマルチレベルシミュレーションシステムの開発に着手した。強制循環から自然循環へのプラント過渡時の炉心熱流動現象に着目し、プラント動特性解析コードSuper-COPDとサブチャンネル解析コードASFREを用いた連成解析手法を開発した。EBR-IIの試験の解析を実施し、連成解析の妥当性を確認した。解析結果と測定データの比較から、連成解析により燃料集合体内温度分布の過渡変化を予測できること、及び過渡時の炉心熱流動に対して解析モデルの詳細度を変えたマルチレベルシミュレーションが実施可能であることを確認した。
内堀 昭寛; 曽根原 正晃; 青柳 光裕; 高田 孝*; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAを新たに開発している。炉内側については、多次元圧縮性混相流と溶融燃料の移行挙動に対する連成解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む圧縮性多成分気相に対する質点系解析手法をベースとし、Na燃焼等の炉外事象に対する解析モデルを構築した。ナトリウム漏えいを起因とする原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、炉内/炉外一貫評価を行うための基本的な機能を確認した。
小野田 雄一; John Arul, A.*; Klimonov, I.*; Danting, S.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 13 Pages, 2022/04
Three Work Packages were defined in this Coordinated Research Project whose objective was to estimate fission-product-transportation behavior inside the reference pool-type sodium-cooled fast reactor. This WP, WP-2, is dedicated to estimate the primary system/containment system interface source term using improved models and tools. The mass of primary sodium instantaneously ejected via leak paths onto the top shield was evaluated as a common benchmark problem which will be the input for the subsequent WP, WP-3. The exercises were carried out for a reference pool type SFR of 1250 MWth capacity with mixed oxide fuel. The accident sequence to be considered is Unprotected Loss of Flow Accident which is assumed to result in a core damage with release of radionuclides into the primary coolant and cover gas. Four organizations, NCEPU (China), IBRAE RAN (Russian Federation), IGCAR (India) and JAEA (Japan) finally participated in this WP. Reference case calculation using a common pressure history and sensitivity study were carried out. The total amount of the ejected sodium onto the top shield for reference case was in a good agreement between the participants. The results of the sensitivity study revealed that the change of the parameters regarding uncertainty bring about the change of leaked mass in the range of several tens of %.
Bachrata, A.*; Gentet, D.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; 久保田 龍三朗*; 曽我部 丞司; 佐々木 啓介; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
日仏協力の枠組みにおける目的の1つは、計算方法を定義および評価し、ナトリウム高速炉(SFR)における重大事故シナリオの現象とその結果を調査することである。SFRのナトリウムプレナムで発生する燃料-冷却材相互作用によって生じる構造物の機械的応答を評価するための方法論は、2014-2019年の日仏協力の枠組みの中で定義された。2020-2024年の期間に広がった枠組みについて、主な目的とマイルストーンを本論文で紹介する。研究の目的は、原子炉容器の機械的強度の限界と重大事故により受ける機械的荷重との間のマージンを包括的に扱うことである。この目的のため、SIMMERコードを使ってSFRの炉心損傷事故を解析する。流体構造の相互作用については、流体構造ダイナミクスツール(CEA側はEUROPLEXUS、JAEA側はAUTODYN)を用いて評価する。本論文では、ホットプレナムの蒸気膨張過程の評価を示すため、ベンチマーク研究について説明する。そのために、蒸気膨張に至る、出力逸走後のASTRID 1500MWth炉心が損傷した状態に基づく共通入力データを使用する。本研究では、SIMMER入力データにおいて事故時の緩和デバイスであるトランスファーチューブの作用を制限し、溶融炉心物質を上向きに流出させることによって、最も厳しいケースを示した。本論文では最も厳しいケースを示したが、EUROPLEXUSとAUTODYNの両方の計算結果で、原子炉容器の有意な変形は生じなかった。これは、炉心膨張過程で想定した機械的エネルギーが小さかったためである。
鈴木 紀一; 沖田 高敏; 青野 茂典
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)では、1988年より、工学規模での高速炉用MOX燃料の製造技術開発及び常陽・もんじゅの用MOX燃料の製造を行ってきた。特に、低密度仕様である「もんじゅ」の燃料製造では、様々な課題に直面したものの、製造技術の高度化により、それらの課題を克服してきた。本発表では、これまでにPFPFで培われた工学規模でのMOX燃料製造技術及び近年の燃料製造技術開発成果について報告する。
山田 美一; 瀬川 智臣; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
日本原子力研究開発機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指して、高速炉及び加速器を利用したMA分離変換技術の研究開発を進めている。本研究開発を進めるためには、遠隔保守・補修を可能とした自動化燃料製造ラインを実現する必要がある。今回、燃料製造工程を簡素化した工学的規模のホットセル方式によるMA含有燃料製造施設の概念検討を実施したので報告する。
廣岡 瞬; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
空隙率、酸素金属比(O/M)及びPu含有率をパラメータとしてMOXペレット中の音速測定を行った。空隙率は最も重要な因子であり、O/MやPuがヤング率に与えうる影響は20GPa程度であるが、空隙率が20%増加するとヤング率は100GPaも低下することが明らかとなった。取得した音速のデータと、デバイモデル及び熱膨張の文献データを用いることにより、ヤング率の温度依存性及び比熱の評価を行った。高温になるほどヤング率が低下する傾向に関して文献データとよい一致を示す結果が得られ、また、比熱に関してもショットキー項と高温項を考慮することで文献データとよく一致する結果が得られた。
早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。
山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500
Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、BC-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをBCペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりBC-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。