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小野 綾子; 山下 晋; 坂下 弘人*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
第26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), 4 Pages, 2022/07
原子力機構では、原子炉心部の二相流挙動に対して界面追跡法に基づく機構論的熱流動解析手法であるJUPITERやTPFITを適用する試みを行っている。より詳細な炉内熱流動を把握する計算手法を得ることで、安全評価の適正化や新型燃料の最適設計に資するため、開発が望まれている。しかしながら、界面追跡を用いた解析手法において、伝熱面から沸騰させるためには極めて微小な解析格子を設定する必要があり、原子炉燃料集合体などの大規模な計算体系への適用は不可能であることが大きな課題であった。そこで本研究では、大規模計算体系に対して計算コストを削減した、新しい簡易的な沸騰モデルを開発して、強制流動沸騰について熱流束および流速を変えた再現解析を実施した結果について報告する。
今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akayev, A. S.*; Mikisha, A. V.*; Baklanov, V. V.*; Vurim, A. D.*
第26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), 4 Pages, 2022/07
高速炉の炉心崩壊事故での炉心からの燃料流出後の残留炉心物質の冷却性は、炉心物質の配置に大きな影響を与え、それは炉容器内保持(IVR)達成のための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価のため、実機の炉心での挙動をSIMMER-IIIで解析し、その解析結果に基づき重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出された熱流動現象に着目した実験をEAGLE-3のフレームワークで実施した。実機のインプレース冷却の段階で発生し得る継続的な液位振動が実験では観察され、SIMMER-IIIで解析を実施した。解析結果の調査から、実験結果と解析結果の差異は、ナトリウム液位の上での非凝縮性ガスの残存と占有によることが分かったが、これは実験では非現実的だと考えられる。この問題を解決するため、非凝縮性ガスとナトリウム蒸気のガス混合モデルを開発し、その新モデルにより実験結果と解析結果の一致が大幅に改善された。
江村 優軌; 神山 健司; 山野 秀将
第26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), 4 Pages, 2022/07
制御材である炭化ホウ素(B
C)はステンレス鋼との共晶反応により、双方の融点よりも低い温度で液相化する。そのため、ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時において、制御材の喪失や当該反応生成物の炉心領域内外への移行が炉心反応度に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、超高温域における反応挙動を把握することを目的として、BCペレットを溶融したステンレス鋼中に浸漬させる試験を行い、ペレットの減肉量に基づいた反応速度を検討した。
菊地 紀宏; 森 健郎; 岡島 智史; 田中 正暁; 宮崎 真之
第26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, 2022/07
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉における熱過渡荷重と地震荷重に対する原子炉容器胴部の板厚の最適解を得るためのプロセスを代表例題として設定し、炉構造設計最適化手法を整備している。熱過渡荷重に対する原子炉容器の耐性は、ナトリウム冷却高速炉の構造健全性に関する安全性評価の重要な要因のひとつである。地震による機械荷重のような異なる破損メカニズムに対して共通した尺度となるように、熱過渡に対する機器の破損確率を、目的関数の要素を構成する変数の1つとして、設定した。設定した熱過渡荷重による破損確率の評価に用いる熱過渡荷重分布を求めるために、プラント動特性解析コードによるパラメーター解析を実施する。最適解を得るためには、設計変数の条件を変更して、相当回数のパラメーター解析を実施する必要がある。設計検討において、最適化に要する時間を短縮する必要があることから、まずは、時間のかかるこのパラメーター解析の自動化方法を検討し、最適化プロセスに実装した。
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
第26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), 4 Pages, 2022/07
シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。
田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
第26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, 2022/07
原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。
岡村 茂樹*; 木下 貴博*; 山野 秀将; 栗坂 健一; 二神 敏; 深沢 剛司*
no journal, ,
高速炉は薄肉構造であるため、耐震性の確保が重要である。特に原子炉容器等の重要機器において、設計地震を超える地震力が作用した場合における耐震性の確保は重要である。また、残余のリスク評価等においては、原子炉容器等の重要機器の耐力限界を適切に評価できる手法を開発することが必要である。そこで、本研究では、機器に累積した振動エネルギによる評価手法の適用性を検討している。本報では、簡易的な1質点モデルを用いたランダム波加振による振動試験を行い、正弦波とランダム波加振による累積エネルギについて報告する。
山本 智彦; Yan, X.; 島田 貴弘*; 茂木 春樹*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*
no journal, ,
近年の大規模地震を考慮し、大型炉で検討されている積層ゴム等を用いた3次元免震装置をそのままSMR級で採用すればスケールデメリットによってSMRの優位点である経済性を損なう可能性がある。更に、3次元免震装置における上下方向に関する機能は、プラント寿命中に自重を支え続け、かつ、ある瞬間突然発生する地震に対して柔らかく追従しなければならない。これらの要求機能に対し、高い信頼性と優れた経済性が両立できて、実現性の高い免震機構としてSMRに適用する浮体建屋における地震動低減方策の検討について報告する。
澤 和弘*; 長谷田 雅也*; 相原 純
no journal, ,
高温ガス炉(HTGR)では三重等方性(TRISO)被覆燃料粒子が使用されている。高燃焼度においては、被覆燃料粒子の被覆層中に核分裂により発生したガスによる圧力による応力と熱分解炭素(PyC)層の照射収縮による応力が同時に発生し、破損が起こる可能性がある。被覆燃料粒子の高燃焼度における破損モデルが開発されている。このモデルでは、破損確率はPyC層の照射特性に強く依存する。本稿ではこの破損モデルの概要及び、このモデルを用いて行った燃料照射の評価結果を述べる。
守田 圭介; 清水 厚志; 野口 弘喜; 青木 健; 沖田 将一朗; 水田 直紀; 石井 克典; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭
no journal, ,
高温ガス炉は固有の特性により優れた安全性を有するとともに高温熱供給が可能であり、水素製造等、多様な熱利用が期待されている。原子力機構では「2050年カーボンニュートラルに伴うグリーン成長戦略」を受けて、2030年までの高温ガス炉を利用した大量かつ安価なカーボンフリー水素製造に必要な技術開発に向けて、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始した。本プロジェクトは、高温ガス炉の試験研究炉であるHTTRと商用技術が確立された水蒸気改質法による水素製造施設を接続し、高温ガス炉と水素製造施設の高い安全性を有する接続技術を確立することを目的とする。本報ではHTTRと水素製造施設を接続したHTTR-熱利用試験施設の概念及び接続技術開発計画を報告する。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉では、炉心入口温度の上昇による炉心支持板熱膨張に伴うフィードバック反応度により原子炉出力が低下する固有安全を有しており、その影響を精度良く把握することは、高い安全性を有する炉心の構築に必要となる。本報では、EBR-IIにて実施された炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験を対象に、CFD単体解析で明らかにしたコールドプールの温度成層化を考慮したプラント動特性解析を行うため、コールドプールをCFD領域とした1D-CFD連成解析を実施し、炉心入口温度上昇評価を適正化した。さらに、炉心変形反応度モデルの高度化に資するため、炉心湾曲反応度の簡易モデルを取り込んだ感度解析を実施した。
富田 直樹*; 古谷 正祐*; 朝日 学*; 久持 陸也*; 豊田 晃大; 矢田 浩基
no journal, ,
超音波フェーズドアレイはレーダー分野で開発された位相合成画像技術であり、原子力発電所における供用期間中検査等にも用いられている。ISIにおける超音波探傷試験(UT)は、一般的に配管や容器などの溶接部に対して外表面から板厚内の亀裂を検知するために行われるが、複雑形状や探傷位置から離れた部位に対する検査のニーズも存在する。本研究では、複雑形状に対する探傷精度向上を目的に、まず、フェーズドアレイUTを用いた複雑形状の試験片の探傷試験を行った。次に、得られた探傷画像を基に、19種類の事前学習ネットワークを使用した転移学習を行い、きずに対して高い判別精度が得られることを示した。
小野田 雄一; 山野 秀将
no journal, ,
原子炉容器内におけるデブリの安定冷却に関する幅広い事象スペクトルの検討に資することを目的として、原子炉容器底部に堆積するデブリによる原子炉容器の変形挙動について破損に至るまでの解析を有限要素法を用いて実施した。崩壊熱を考慮した過渡熱伝達解析を行うとともに、これにより得られる温度分布を用いて原子炉容器およびその外側に設置されるガードベッセルの構造応答解析を行った。原子炉容器の温度が約1,100
Cになると荷重を支えることができずに急激に変形が進行し、原子炉容器が破損に至るとの結果を得た。
