Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
山田 剛司*; Li, X.; 山下 拓哉; 山路 哲史*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 10 Pages, 2024/11
本研究では、MPS法によるMCCI対応溶融物挙動解析コードに、長期間のコンクリート浸食挙動の解析を可能とするような新たなクラストモデルを開発した。新クラストモデルでは、長時間にわたるクラスト粒子の物理的移動の累積を可能にしつつ、数値的移動の累積(数値的クリープ)を防ぐことができる。CEAで実施されたVULCANO VBS-U3実験の公開文献を参考に試解析を実施し、模擬炉心物質とコンクリート壁との境界にクラストが形成された後も継続するコンクリートの溶融浸食(アブレーション)挙動を定性的に解析できることを示した。
守田 圭介; 青木 健; 清水 厚志; 佐藤 博之
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 6 Pages, 2024/11
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to use nuclear heat to wide range of industrial applications such as hydrogen production, which is capable of high temperature heat supply with inherent safe characteristics. JAEA started a High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to develop coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, carbon-free hydrogen production. One of the key technologies is a safety evaluation method which can simulate an impact of explosion hazards induced in the hydrogen production plant on reactor facility because HTGR hydrogen production system contains large amount of combustible gases such as hydrogen. A computational fluid dynamics code FLACS has been sufficiently validated for dispersion and explosion of combustible gases such as hydrogen and methane worldwide, however, only few attempts have been made for validation of analysis in closed area with small space. A leak of combustible gases to the piping in HTGR hydrogen production system may occur in case of abnormal condition in hydrogen production plant and therefore an explosion in the piping must be considered. This paper describes the validation of FLACS by analyzing explosion experiments in straight piping and complex piping aiming to establish a safety evaluation method for analyzing explosions of combustible gases in piping.
香田 有哉; 中村 保之; 井口 幸弘*; 柳原 敏*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 10 Pages, 2024/11
ふげんは、2008年に廃炉計画の認可を受けてから廃止措置を進めており、現在は第2段階である原子炉周辺機器の解体に入っている。廃止措置では、工程、廃棄物、安全、コスト等を最適化するプロジェクトマネジメントが重要である。日本では今後、原子力施設の廃止措置が本格化することが予想されるが、これまでの「ふげん」の廃止措置で得られた知見やプロジェクトマネジメントのデータは、計画立案に役立つと思われる。これまでに主要なタービン設備および原子炉周辺機器の解体撤去を大まか完了していることから、実績データを整理・分析し、単位作業係数(単位重量あたりに必要な作業工数(人/時間/トン))として算出した結果について報告する。
矢田 浩基; 高屋 茂; 町田 秀夫*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11
ASME Code Case N-875 provides a rational in-service inspection (ISI) approach for liquid-metal cooled reactors. This is a risk informed approach and ISI requirements including acceptance criteria are established by considering features of respective plants in terms of the effects of flaws on the plant safety. In this approach, fracture mechanics is essential. Not only part-through-wall cracks but also through-wall cracks need to be evaluated, for example, to determine the maximum allowable size of flaws in reactor internal components and investigate the applicability of continuous leakage monitoring to flaws in sodium-retaining components. The basic procedure of the Code Case has also been incorporated in Fitness-for-service code (Section XI, Div. 2) in ASME, which provides requirements for Reliability and Integrity Management programs for nuclear power plants, including advanced reactors. The demonstration sodium-cooled fast reactor currently under development in Japan is expected to be designed with thin wall and large diameter. For some components, the ratio of radius to thickness (R/t) is expected to exceed 100. There are currently no generalized Stress Intensity Factors (SIFs), which are required for fracture mechanics, applicable to components with such a large R/t ratio. In this study, as a part of the development of a flaw evaluation method applicable to components with large R/t ratio, the conservatism of applying the SIF solutions for a through-wall crack in a plate to a circumferential through-wall crack in a cylinder with large R/t ratio was discussed. As a result, it was clarified that the SIF solution for a plate should not be used for circumferential through-wall cracks. Then, a new SIF solution of a circumferential through-wall crack in a cylinder was developed.
Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; 伊東 雅晴; Li, Y.
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 9 Pages, 2024/11
飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、飛翔体の衝突角度を変化させた試験条件に対する飛翔体衝突試験を実施し、RC板構造の局部損傷挙動を確認するとともに、試験結果の分析や解析条件に関する検討等を通じて解析手法を整備し、試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、斜め衝突の支持部の剛性によるRC板構造の反力への影響に着目する。これまでに、斜め衝突試験を実施している。試験時のRC板構造試験体の支持部の剛性を確認するために、支持部の静的載荷試験を実施した。得られた荷重-変位の関係等をもとに支持部の剛性を推定して解析モデルに反映し、解析結果と実験結果を比較し、得られた知見について報告する。
中村 博樹; 町田 昌彦
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 5 Pages, 2024/11
核燃料開発における安全性の向上のためには、二酸化プルトニウムの熱物性に対する詳細な理解が必要となる。これらの物性を高温で測定することは実験的に困難であるため、密度汎関数理論(DFT)などの数値シミュレーションによって補完する必要がある。PuO
の非磁性絶縁基底状態の再現はDFTでは難しかったが、DFT+Uを用いることで非磁性絶縁状態を再現することができた。しかし、得られた状態は磁性状態よりも不安定であり、基底状態とはならなかった。高次相関と厳密な交換エネルギーを取り扱える断熱接続揺動散逸理論(ACFDT)は、この問題に対処する有望な解決策と期待できる。本研究では、ランダム位相近似を用いたACFDTを用いて基底状態のエネルギーを評価し、非磁性状態が磁性状態よりも安定となることを発見した。結果として、PuOの観測された非磁性基底状態の再現に成功したことを意味する。この成果が核燃料材料の熱物性の予測精度の向上に貢献することが期待できる。
沖田 将一朗; 青木 健; 深谷 裕司; 橘 幸男
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 5 Pages, 2024/11
We have been developing a methodology for nuclide production and annihilation and decay heat evaluations for High Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs). We are planning to perform validation of the evaluation method with isotopic composition data obtained from HTGR type fuel irradiation tests (AGR tests) performed at the Idaho National Laboratory. As a first step of this plan, preliminary validation of a calculation code and a nuclear data library to be used in the evaluation methodology should be conducted. We made a calculation model of the Advanced Test Reactor (ATR) with a continuous-energy Monte Carlo code MVP-3 and the latest nuclear data library in Japan JENDL-5 on the basis of a calculation input for another Monte Carlo code MCNP5 documented in the International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments (IRPhE). We also calculated effective multiplication factors and relative power densities for the ATR calculation model. As a result of comparison with measured values reported in the IRPhE handbook, the JENDL-5 and the calculation model built with MVP-3 shows an enough calculation accuracy in the ATR. Our results will help us to perform our planned validation of our nuclide production and annihilation and decay heat evaluation methodology with the AGR test data.
神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11
忠実な核熱連成シミュレーションを実現するためにJAEA Advances Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN)の開発を行ってきた。今回は、JAMPANを用いたMVP/JUPITER連成シミュレーションの実現可能性を確認するため、BWR条件下での単一燃料集合体に対する核熱連成シミュレーションを実施する。発表では、MVP/JUPITER間のデータの授受方法およびシミュレーション結果について説明する。
松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Akaev, A. S.*; Vurim, A. D.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11
ナトリウム冷却高速炉(SFR)においてシビアアクシデントが発生すると、溶融炉心物質が制御棒案内管などの冷却材流路を通じて原子炉容器下部のナトリウム領域に向かって放出される可能性がある。典型的なSFRは、その炉心領域の下に炉心入口プレナムなどの深さと容積が限られたナトリウムプレナムを有する。そのため、深さと容積に制限のあるナトリウムプレナム内に排出される溶融炉心物質の冷却性を評価することが重要である。本研究では、このようなナトリウムプレナム内へ排出された溶融炉心物質の冷却性に関する理解を深めるため、液体ナトリウムで満たされた試験容器内に溶融燃料模擬物質(溶融アルミナ)を排出する試験で得られたデータの分析結果に基づき、溶融炉心物質が微粒化した固化物を形成する条件について考察した。
Wen, J.*; 鎌田 悠斗*; 横山 貢成*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 今泉 悠也; 田上 浩孝; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 8 Pages, 2024/11
To investigate the coolability of fuel debris bed immersed in molten steel, a rectangular experimental system was built in which the particle bed was volumetrically heated via direct current heating. The experimental apparatus consists of a particle bed immersed in water and a water pool above it, which simulate disrupted solid fuel and molten steel, respectively. Computer code simulations with reactor safety analysis code SIMMER-IV were performed to help understanding the heat transfer characteristics and to validate the applicability of the newly embedded momentum exchange function (MXF) models. Under the current experimental conditions, some key parameters like the particle bed average temperature, water pool average temperature, and temperature difference between the bed and the pool were evaluated to compare with the simulation results. The comparison results showed the most applicable MXF model under the current experimental conditions, and the analysis with it well reproduced the phenomena which was observed in the experiments.
杉浦 歩*; 滝藤 聖崇; 古屋 治*; 中村 いずみ*; 奥田 幸彦
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 8 Pages, 2024/11
The authors has been studied the effect of initial plastic deformation on the load displacement relationship of elbow of different wall thicknesses made of carbon steel. Specifically, the authors conducted load testing for elbow when three cycles of sinusoidal input with frequency of 0.02 Hz were applied to one end of the test specimen. In the load testing, for investigating effect of difference of wall thickness and initial deformation, three types of test specimens with different wall thicknesses were loaded under three different initial deformation. Next, in the finite element analysis (FEA), the same conditions are applied in the analyses that were performed for three types of piping with different wall thicknesses before and after plastic deformation. The effect of initial displacement on the load - displacement relationship was confirmed by loading test, and analytical investigations were also considered. Thus, in this paper, the authors show the two mainly obtained results as organizations of the some issues to improve the accuracy of the analysis with large deformation. Firstly, from the comparison of the test and analytical results confirmed that the load - displacement relationship, the results could be shown as an initial plastic deformation caused not only decreasing in primary stiffness but also decreasing maximum load, on all load testing cases. And then, relative errors in the maximum loads between load testing and FEA results were observed that the errors on maximum loads of tension were larger than those of compression. Secondly, focusing on the wall thickness, the trends of relative errors of the maximum load could be shown when the wall thickness increase the errors on maximum loads of compression. However the trends of the errors on maximum loads of tension were shown completely different.
結城 光平*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 結城 和久*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 4 Pages, 2024/11
福島第一原子力発電所の燃料デブリは浸漬状態で冷却されている。しかし、予期せぬ水位低下が発生した場合、冷却水が多孔質構造を持つ高温の燃料デブリに接触する。このような場合、燃料デブリを早急に冷やす必要があるが、固液接触時の毛細管現象といった熱挙動は不明である。本論文では、基礎研究として、1mm以下の小孔を有する金属多孔体に接触した後の液滴蒸発特性を評価した。実験では、液滴のライフタイム曲線を得るために、孔径1, 40, 100umのブロンズまたはステンレス多孔体を用いた。実験結果から、発生した蒸気が小孔から排出されることで、多孔質体表面ではライデンフロスト現象が抑制されることがわかった。さらに、ブロンズ多孔質体では多孔質体の温度上昇と共に毛細管現象が観察され、これは微細な構造を持つ酸化膜が生成されたためであった。一方、ステンレス多孔体では低い濡れ性のため、毛細管現象は起こらず、液滴が小孔に吸い込まれて広がることはなかった。このことから、燃料デブリがステンレス多孔体と同じ特性を持つ場合には、毛細管現象による急冷を期待できないことが示された。
山下 真一郎; 根本 義之; 森田 圭介; 井岡 郁夫; 加治 芳行; 逢坂 正彦
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する事故耐性燃料(ATF: Accident Tolerant Fuel)への関心が高まり、世界各国で研究開発が進められている。本プレゼンテーションでは、パネルディスカッションの目的に照らして、原子力機構が資源エネルギーから委託を受けて進めてきた国内ATF開発に係るステイクホルダー間の連携・推進、ATF基礎基盤研究、海外炉を用いた照射試験等を紹介し、日本の代表機関として欧米のパネリストらとともにATFを実機導入するまでの技術的課題等について議論する。
井上 尚子
no journal, ,
機械系の国際会議であるICONE31の「原子力工学における女性」パネルディスカッションにおいて原子力機構におけるジェンダーバランスの現状と取組について報告する。
小林 秀治; 成瀬 恵次; 平子 一仁; 澤崎 浩昌; 後藤 健博; 小幡 行史; 松井 一晃
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅは、ナトリウムを冷却材とする高速炉として日本で初めて廃止措置を実施する。この廃止措置は、2018年から開始され、約30年を経て、4段階の工程により完了する予定である。廃止措置第1段階は、「燃料体取出し期間」として2次系ナトリウムの抜取り及び炉心内の燃料体の燃料池への移動・貯蔵を行うとともに、建屋・設備等の汚染分布に関する評価を行う。廃止措置第2段階においては、「解体準備期間」としてナトリウム機器の解体準備のために炉心内のしゃへい体等の燃料池への移動・貯蔵、ナトリウムの搬出、水・蒸気系発電設備の解体撤去及び引き続き建屋・設備等の汚染分布に関する評価を行う。廃止措置第3段階は、「廃止措置期間I」としてナトリウム機器の解体撤去、使用済み燃料の搬出及び引き続き水・蒸気系発電設備の解体撤去を行い、最終第4段階「廃止措置期間II」において管理区域の解除と建屋等の解体撤去を実施する。本稿においてはもんじゅの廃止措置の全体概要ともんじゅ廃止措置第1段階の実績並びに現在取り組んでいる廃止措置第2段階の詳細について述べる。
吉田 啓之
no journal, ,
31th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31)において開催される、Workshop 1: Computational Fluid Dynamicsは、若手研究者、技術者、学生を対象に、数値流体力学(CFD)に基づく数値シミュレーションの基礎、検証のための実験、その応用などを示すために実施される。原子炉の安全性の向上、新型炉の効率的な開発などのためには、数値シミュレーション技術を活用し、原子炉内の複雑なマルチフィジックス現象について評価することを求められる。本講演では、これに対応するため原子力基礎工学研究センターにおいて開発されている、マルチフィジックス連成シミュレーションシステム(JAMPAN)の概要や、開発の一環として実施した高忠実度核熱連成シミュレーションの結果などについて紹介する。
磯部 祐太; 谷垣 考則; 刀根 公平; 上坊寺 悠哉; 松井 一晃; 小幡 行史
no journal, ,
日本のナトリウム冷却炉である高速増殖原型炉「もんじゅ」では、現在廃止措置が進められている。「もんじゅ」は2018年に廃止措置に移行し、2022年度に炉心及びEVST(炉心等)からの燃料体取出し作業を完了し、廃止措置第1段階を完了した。2023年度からは廃止措置第2段階に移行し、現在は炉心等からのしゃへい体等取出し作業と水・蒸気系等発電設備の解体撤去作業を行うとともに、廃止措置第3段階から本格的に開始するナトリウム設備の解体に向けた準備を行っている。「もんじゅ」には、原子炉・燃料の冷却を行う1次系ナトリウム(放射性)と、水・蒸気系に熱伝達を行う2次系ナトリウム(非放射性)が存在する。系統内に保有していたナトリウムは、原子炉容器及びEVSTを除いて既設のタンクに抜取り、固化した状態で保管している。ナトリウムの搬出は非放射性ナトリウムから実施する計画としていることから、まずは非放射性ナトリウムの抜出しの検討を先行して行っており、現在までの検討において、ISOタンクを設置するナトリウム抜出しエリア、既設のタンクからISOタンクまでナトリウムを移送するためのルート等を定めた。このために必要な配管を追設し、既設のガス系・電磁ポンプ等を利用してナトリウムの抜出しを実施する予定としている。ナトリウムの漏えい対策を適切に行い、安全を確保しながら合理的な抜出・搬出方法を引き続き検討していく。
