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三上 奈生; 相澤 康介; 植木 祥高*; Michel, F.*; Fache, J.*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 10 Pages, 2025/09
The present study evaluates the basic feasibility of an ensemble deep learning model to detect leakage from multi-channel acoustic signals in a steam generator (SG) of a sodium-cooled fast reactor (SFR). The acoustic signals from the bubbling and the gas blowout are measured by an array sensor in a basic experimental apparatus for SG to simulate noise and leak signals. Time-frequency representations (TFRs) are produced from these acoustic signals as the inputs of convolutional neural networks (CNNs). Three typical CNNs are introduced as candidates for the base model of ensemble deep learning. The proposed ensemble deep learning model reaches an accuracy of 95.43%, improved by 4.90% from the solo deep learning model. This result indicates that the proposed ensemble deep learning model has the potential to detect leakage more precisely in an actual SG of SFR.
石田 真也; 田上 浩孝*; 山野 秀将; 久保 重信
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 11 Pages, 2025/09
An improved and detailed fuel pin model has been developed at JAEA as part of a new SIMMER-V code under a joint research program being conducted in the frame of the French-Japanese collaboration. The model allows a continuous analysis from the initiating phase to the transition phase in future sodium-cooled fast reactors (SFRs). In addition, the model can accommodate specific core geometries such as annular fuel pellets and axially heterogeneous cores. This paper describes the validation study of the new pin model based on the analysis of a CABRI test. CABRI E7 test analyses are conducted by SIMMER-V and SAS4A codes. The validation results show that the new pin model has a capability to express the physical phenomena related to mechanical fuel pin failure for severe accidents of SFRs. Through the new pin model validation work, the model improvement enables more realistic evaluation of the mechanical fuel pin failure and the reliability of the new pin model has been improved.
小野田 雄一; 久保田 龍三朗*; 山野 秀将
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 11 Pages, 2025/09
Calculations of core degradation behavior under Unprotected Loss of Flow (ULOF) accident of ASTRID CFV-type core equipped Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) had been conducted using severe accident analysis code SIMMER-III. The main objective of this study is to understand event sequences accompanied by re-criticality due to core material motion. Fuel melting and significant core degradation leading to fuel discharge into the upper and lower direction of the core occurred in the reference case calculation. Two types of sensitivity calculations have been done. One aims to investigate the effect of Fuel-Coolant Interaction (FCI) in the failed control rod guide tube. The other one aims to investigate the effect of pressure generation due to FCI inside a special device which discharges molten core material into the lower plenum. This study is a part of France-Japan collaboration on R&Ds of SFRs conducted from 2020 to 2024.
福田 貴斉; 上澤 伸一郎; 山下 晋
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 12 Pages, 2025/09
BWR炉心を想定したロッドバンドル体系における気液二相流を、異なる界面捕獲スキーム(ICS)を用いたVOF法により解析し、その結果を比較評価した。シミュレーション結果は、高速度カメラとワイヤーメッシュセンサー測定による実験データとの間で定性的及び定量的に比較評価された。その結果、すべてのICSは実験データとある程度の一致を示したものの、THINC/WLICではVOF値が体系内で拡散する課題が改めて確認された。一方、著者らにより開発されたTHINC/AWLICはTHINC/WLICのVOF拡散を改善し、より理論解に近いICSであるPLICのボイド率予測を概ね再現することがわかった。ただし、シミュレーションにおける気泡間の非物理的結合は、いずれのICSを用いても依然として課題であり、特に、実際には気泡結合がほとんど発生しない低気相流量下においては、手法の抜本的な検討が必要である。
山野 秀将; 二神 敏; 佐々 京平*; 中村 博紀*; 時崎 美奈子*; 久保田 龍三朗*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 12 Pages, 2025/09
本研究では、受動的炉停止能力に関して、第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリアとガイドラインを我が国で最近に設計されたナトリウム冷却高速炉へ適用した。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 諸星 恭一*; 久保 幸士*; 内田 昌人*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 8 Pages, 2025/09
Next-generation innovative reactors have a new value of their flexibility with variable renewable energy. One way for achieving efficient energy supply in sodium cooled fast reactors while considering coexistence with renewable energy sources whose electrical output fluctuates is to carry out daily load following operation. However, daily load following operation generates temperature and level fluctuations in sodium as a coolant. Thus, the thermal stress occurs near the level of sodium in the reactor vessel by conducting daily load following operation. In this study, the feasibility range of daily load following operation was evaluated from the viewpoint of structural integrity for pool-type sodium cooled fast reactor. In the evaluation of structural integrity, the part where the structural integrity was expected to be most severe due to thermal stress caused by daily load following operation was selected as the evaluation target. From the evaluation results, the feasibility range of daily load following operation in pool-type sodium cooled fast reactor was confirmed.
加藤 慎也; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁; 遠藤 知弘*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 11 Pages, 2025/09
ナトリウム冷却高速炉におけるULOF事象及びUTOP事象に伴う原子炉出力の上昇時に、炉心構成要素の熱膨張による炉心変形がこの出力上昇を抑制する負の反応度フィードバック効果をもたらす。原子力機構ではこの炉心変形反応度の解析評価手法(設計手法)の開発を実施している。設計手法を構成する反応時計算モジュールは、計算理論に多くの近似を使用しているため、計算された炉心変形反応度の妥当性確認には、核計算の参照解を導出する詳細な評価手法が必要となる。本研究では、開発の第一段階として、設計手法の妥当性確認用の参照コードとして、非構造メッシュを使用できるSimplified P3(SP3)近似に基づく2次元有限体積法(FVM)コードの開発を実施し、拡散理論に基づくFVMコードの計算理論、コードへのSP3近似導入手順、これまでに開発された計算機能の検証結果を示す。
今泉 悠也; 曽我部 丞司*; 小野田 雄一; 山野 秀将
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 9 Pages, 2025/09
Cooling capability of core remaining fuel after core degradation in ULOF accident in a SFR was evaluated. Two analysis cases with and without coolant re-entry from lower side of transfer tubes were defined in this study, because the cooling capability depends on it. For the no coolant re-entry case where stratified layers of fuel and steel are formed and cooled down in a long time, new analysis code with one-dimensional heat and mass transfer model, called PAHRCR, was developed and applied. As a result of the analyses, the melting of lower core structure stopped in the 60 % fuel inventory case, but it was melted and almost lost in the 70 % fuel inventory case. This result showed the coolable inventory of the core fuel. For the analysis of the coolant re-entry case with assumption of molten fuel discharge, the SIMMER-III code was used. As a result, the remaining core fuel was cooled down in relatively short time, and all fuel particles were finally immersed in the coolant.
小野 綾子; 大川 富雄*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 12 Pages, 2025/09
次世代炉の設計および安全評価へ資するために、料集合体における限界熱流束(DNB)の新たな予測手法を確立することを目指す。DNBの初期トリガーは伝熱面上に形成される大気泡であると考えられるため、その形成に必要な熱流束の予測に焦点を当てる。本研究では、流数値流体力学(CFD)と大気泡形成モデルを統合し、気泡の発生、成長、運動、接合をシミュレートする簡易な数値解析手法を開発した。さらに、大気泡が形成される際の伝熱面上の蒸気量について分析し、その発生時の条件を予測する。
長谷川 俊成; 長住 達; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 中川 繁昭; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 6 Pages, 2025/09
高温ガス炉の熱を利用した水素製造実現のため、原子力機構では高温工学試験研究炉(HTTR)と水素製造施設の接続を計画している。これを実現するためには、水素製造施設で発生した除熱変動による原子炉への影響を把握しておく必要がある。本研究ではHTTRの運転中に熱負荷変動試験を実施し、除熱変動に対する原子炉の応答を調べた。本試験は原子炉出力90%の状態で実施し、水素製造施設における除熱変動の再現として、原子炉入口温度を約11
C上昇させた。その結果、原子炉出口温度はほとんど変化せず、原子炉入口温度上昇分に相当する熱が炉心の黒鉛ブロックに伝達されることを確認した。さらに、黒鉛ブロックの温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより、制御棒を操作しなくても原子炉出力が低下し約88%で一定となった。したがって、原子炉入口温度に生じた外乱の影響は黒鉛ブロックへの蓄熱によって抑制されることが分かった。
長谷川 俊成; 長住 達; 根本 隆弘; 中嶋 國弘; 横山 佳祐; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 飯垣 和彦; 猪井 宏幸; 川本 大樹
Proceedings of 2024 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/06
2021年のHTTR(高温工学試験研究炉)の運転中に発生した1次ヘリウム循環機フィルタ差圧上昇の原因を調べるために、フィルタエレメントとその付着物に対してSEM観察とEDX解析を実施した。フィルタエレメント表面に対するSEM観察の結果、ろ過孔よりも小さい塊状の付着物及び繊維状の付着物並びにろ過孔よりも大きい棒状付着物を確認した。付着物に対するEDX解析の結果、塊状の付着物及び繊維状付着物に1次ヘリウム純化設備ガス循環機内のシリコンオイルを含むことを示唆し、棒状付着物は1次冷却設備の二重管に使用される断熱材であることを示した。1次ヘリウム純化設備ガス循環機内のシリコンオイルは同機器に用いられている活性炭フィルタから漏れ出たものと考えられる。その後、気化し炉心を通過後、1次ヘリウム循環機のフィルタエレメントにトラップされたものと考えられる。シリコンオイルを含む付着物はフィルタエレメント全体に存在していたことから、ろ過孔が小さくなり流路抵抗が増加することで当該フィルタの差圧が上昇した可能性がある。断熱材は主にフィルタエレメントの下部に現れておりフィルタの目詰まりとは無関係であった。したがって、シリコンオイルが当該フィルタの差圧上昇に寄与した可能性があり、過去のフィルタ差圧上昇の原因であった黒鉛粉末は今回の事象とは無関係であった。
高野 和也; 大木 繁夫; 堂田 哲広; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/04
MOX燃料炉心の固有安全性を向上させるため、一般的に400W/cm程度の線出力密度を100W/cm及び50W/cmに低減させた、小型ナトリウム冷却高速炉を設計した。当該炉に対し、原子炉停止系機能喪失(ATWS)事象として、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失(ULOF)事象を想定した過渡解析を行い、冷却材最高温度及び被覆管累積損傷和(CDF)の観点から固有安全性を評価した。その結果、固有安全性が成立する線出力密度の設計範囲を明らかにした。
松場 賢一; 江村 優軌; 神山 健司
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における溶融炉心物質ジェット崩壊距離に関する評価手法を確立するため、JAEAのMELT施設において、炉心構成材料の一つであるステンレス鋼の溶融物約1kgをナトリウムプール(直径約30cm、深さ約1m)中に放出する燃料-冷却材相互作用(FCI)試験を行っている。この試験では、直径1
2cm程度の溶融ステンレスジェットが、ナトリウム液面付近において、ナトリウム蒸気の膨張を伴って発生するFCIによって崩壊することをX線可視化により確認した。ナトリウムプール中心軸付近に設置した複数の熱電対の応答から、溶融ジェットはナトリウム液面付近で急速に冷却され、ナトリウムプールの底部に到達する前にデブリ(微粒化した固化物)になっていると推定した。これらの結果から、溶融ジェットと冷却材の密度比やジェット直径などの従来のパラメータに加えて、ナトリウムの蒸気化に関連する熱的パラメータの影響を考慮した評価手法の開発が必要であることを確認した。
石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
One of the effective design measures against core disruptive accident (CDA) is to decrease void reactivity, and a sodium-cooled fast reactor (SFR) with low void reactivity has been developed to improve reactor safety for future SFR. The evaluation of small SFRs, which can have a negative void reactivity coefficient, is useful to examine the reactor characteristics for future research and development. The event progression of unprotected loss of flow (ULOF), which is a typical initiating event of CDA, was analyzed by the SAS4A code. In comparison with a general behaviour of large SFR with relatively higher positive void reactivity, it was confirmed that the low void reactivity reactor has the following characteristics: (1) Event progression becomes slow and mild. (2) Positive reactivity insertion by a cladding melting and relocation has larger importance. (3) Generating mechanical energy during the initiating phase becomes less likely to occur.
高松 邦吉; 舩谷 俊平*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 17 Pages, 2023/04
受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。そのため、大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、原子炉からの発熱を常に除去できるのかについて安全評価を実施する必要がある。そこで本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の余裕(裕度)について同一条件で比較した。その結果、提案した大気輻射を利用したRCCSは、外気(大気)の擾乱に対して原子炉圧力容器(RPV)の温度を安定的に維持できる利点を明らかにすることができた。さらに、RPV表面から放出される廃熱をすべて利用できる方法も提案した。
山本 智彦; 加藤 篤志; 早川 雅人; 下山 一仁; 荒 邦章; 畠山 望*; 山内 和*; 江田 優平*; 由井 正弘*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 6 Pages, 2023/04
In the secondary cooling system of sodium-cooled fast reactor (SFR), a rapid detection of hydrogen explosion due to sodium-water reaction by water leakage from heat exchanger tube is steam generator (SG) is important in terms of safety and property protection. For the hydrogen detection, Ni-membrane hydrogen detectors using atomic transmission phenomenon were used in Japanese proto-type sodium-cooled fast reactor "Monju". However, during the plant operation, many alarms of water leakage were occurred without sodium-water reaction in relation to temperature up and down. The authors focus on the difference in composition of hydrogen and the difference between the background hydrogen under normal operation and the hydrogen generated by the sodium-water reaction and theoretically estimate the hydrogen behavior in liquid sodium by using ultra-accelerated quantum chemical molecular dynamics (UA-QCMD). As the results of theoretical estimation, dissolved H or NaH, rather than H
, is the predominant form of the background hydrogen in liquid sodium, and hydrogen produced in large amounts by sodium-water reaction can exist stably as fine bubbles with a NaH layer on their surface. Currently, the authors study the new hydrogen detector system focusing on the difference between the background hydrogen (dissolved H) and the hydrogen by sodium-water reaction (fine bubbles H). This paper describes the comparison between the theoretical estimation and experimental results based on hydrogen form in sodium.
西田 明美; 川田 学; 崔 炳賢; 飯垣 和彦; 塩見 忠彦; Li, Y.
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/04
地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)に資するため、原子力規制庁との共同研究の一環として、観測データを活用した原子力建屋の三次元耐震解析手法の精度向上を目的とする研究開発に取り組んでいる。本研究では、自然地震と人工波による多地点同時観測が可能な大規模観測システムを構築した。観測システムの加速度計は、原子力建屋の地盤や建屋の床及び壁に設置されている。本論文では、大規模観測システムの概要及び本システムにより観測されたデータの分析から得られた知見について報告する。
小池 朱里*; 根本 将矢*; 中島 理紗子*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 2 Pages, 2023/04
異常降雪時のナトリウム冷却高速炉のアクシデントマネジメントとして除雪を行った場合に、運転員による異常気象の認知の成否がプラントの安全性に与える影響を評価するため、運転員の認知確率を時間の関数としてモデル化し、プラント状態についての動的PRA解析を実施した。その結果、事象開始後、比較的早い段階での炉心損傷は、運転員の異常降雪の認知により回避されることを示した。
田上 浩孝; 飛田 吉春
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
今回、小型高速炉の安全審査における安全解析を実施した。この安全審査では格納容器の破損防止措置の有効性を確認する必要がある。ULOFのTPにおけるエネルギー発生はCVの健全性に影響を及ぼす主な要因の一つであるため、その挙動の解析を国際協力の基開発されたSIMMERで実施した。小型炉の特徴として、ボイド反応度が負であることからULOFの炉心損傷は低出力で緩慢に進むが、いくつかの保守的な過程を用いた。TPにおける即発臨界超過は主にFCIに駆動される燃料凝集により発生するため、FCIの不確かさを保守的に想定した影響の確認も行った。解析で得られた結果は遷移過程に続く過程における炉容器およびCV健全性解析に用いられる。
樋口 恭子*; 栗田 圭輔; 酒井 卓郎; 鈴井 伸郎*; 佐々木 実莉*; 香取 摩耶*; 若林 優奈*; 間嶋 勇太*; 齋藤 彰宏*; 大山 卓爾*; et al.
Plants (Internet), 11(6), p.817_1 - 817_11, 2022/03
被引用回数：3 パーセンタイル：17.15(Plant Sciences)植物は様々な鉄獲得機構を発達させてきたが、植物による鉄獲得速度の遺伝的多様性については植物種や遺伝子型間で広く調査されていない。我々は、
Feを用いたライブオートラジオグラフィー技術を用いて、オオムギ品種における極低濃度のFe溶液からのFe吸収速度を直接評価した。この結果、オオムギの品種間において、低濃度Fe溶液からFeを獲得する能力が、必ずしもFe欠乏に対する耐性を決定する唯一の要因ではないことが明らかとなった。
