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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。
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.
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.
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.
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。
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。
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。
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.