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滝野 一夫; 大木 繁夫
JAEA-Data/Code 2023-003, 26 Pages, 2023/05
JAEA-Data-Code-2023-003.pdf:1.66MB
次世代高速炉は、従来炉よりも高い炉心取出燃焼度を目指しているため、炉心核設計の高度化が求められる。そのため、燃焼核特性解析では、計算コストを抑えつつ十分な計算精度が得られる適切な解析条件が必要とされる。そこで、次世代高速炉の燃焼核特性の計算精度に及ぼす解析条件の影響を、中性子エネルギー群、中性子輸送理論、空間メッシュに着目して調査した。本検討では燃焼核特性として、平衡サイクルにおける臨界性、燃焼反応度、制御棒価値、増殖比、集合体単位の出力分布、最大線出力、ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数を取り扱った。検討の結果、エネルギー群を18群とし、拡散近似を用いて1集合体あたり6メッシュ分割して、エネルギー群、空間メッシュ、輸送効果の補正係数を適用することが最適であることが分かった。
nard convection using new developed mist models大平 博昭*; 田中 正暁; 吉川 龍志; 江連 俊樹
Annals of Nuclear Energy, 172, p.109075_1 - 109075_10, 2022/07
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉(SFR)のカバーガス領域におけるミスト挙動を高精度で評価するため、混合気体のレイリー・ベナール対流(RBC)に対する乱流モデルを選定するとともに、ミストに対するレイノルズ平均数密度とミストの運動量方程式を開発し、OpenFOAMコードに組み込んだ。最初に、単純な並列チャネルのRBCを、Favre平均k-
SSTモデルを使用して計算した。その結果、平均温度と流量特性はDNS, LES、および実験の結果とよく一致した。次に、本乱流モデルと新しく開発したミストモデルを用いて、SFRのカバーガス領域を模擬した熱伝達試験装置を計算した。その結果、計算された高さ方向の平均温度分布とミスト質量濃度が試験結果とよく一致した。本研究により、SFRのカバーガス領域において乱流RBC環境でのミスト挙動を高精度にシミュレートできる手法を開発した。
滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫
Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.
高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00540_1 - 20-00540_11, 2021/08
炉心損傷事故時には、制御棒材である炭化ホウ素と構造材であるステンレス鋼が共晶反応を起こし、ステンレス鋼の融点より低い温度で溶融(液化)すると考えられる。こうして生成された制御棒溶解材は流動性があるため、崩壊炉心内を広範に移行し、崩壊炉心物質に混ざり込むことで、崩壊炉心物質の反応度抑制に顕著な効果をもたらすと考えられる。しかしながら、このような制御棒溶解材の共晶溶融反応やその移行挙動については、これまでの重大事故解析では何ら考慮されていない。本研究では、シビアアクシデント解析コードの高度化に資するため、炭化ほう素溶解量の異なる制御棒溶解材について固相物性測定を実施し、温度(及び炭化ホウ素濃度)依存性を示す物性評価式として整備した結果について報告する。
Li, C.-Y.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*
第25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, 2021/07
溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。
Hourcade, E.*; 三原 隆嗣; Dauphin, A.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.556 - 561, 2018/04
2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は、崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本論文では、ASTRIDのDHRSの設計方針に関する進展とレファランスとして選定した系統構成やその目的を紹介する。特に、通常の原子炉停止時の崩壊熱除去と炉壁冷却システムの役割について新たな検討を行った。また、タンク型炉の原子炉容器内での自然循環の促進を図るため、ホットプレナムとコールドプレナムとの間に冷却材流路を形成するシャッター機構を対象に設計検討を進めた。
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.707 - 712, 2016/05
被引用回数：17 パーセンタイル：82.69(Nuclear Science & Technology)ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度:約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。
Passerini, S.*; Carardi, C.*; Grandy, C.*; Azpitarte, O. E.*; Chocron, M.*; Japas, M. L.*; Bubelis, E.*; Perez-Martin, S.*; Jayaraj, S.*; Roelofs, F.*; et al.
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.780 - 790, 2015/05
The IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The first phase of the CRP is focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work is carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. A specific work package (WP 1.1), under the leadership of Argonne National Laboratory, is focused on the analysis of physical properties of sodium: thermodynamic properties and transport properties. The expected outcome includes the improved understanding of the availability, accuracy and range of applications of sodium properties centered on fast reactors and other technological applications. The implemented methodology for WP 1.1 is described and so the properties included in WP 1.1 and their classification. Major findings to date related to WP 1.1 are presented in this work, including detailed analysis of two selected properties.
松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; 飛田 吉春; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質の微粒化距離に関する評価開発の一環として、溶融酸化物(アルミナ)をナトリウム中へ落下させる微粒化試験を実施し、デブリの粒子径分布を分析した。アルミナデブリの平均粒子径は0.4mm程度であり、従来の流体力学的不安性理論を用いて予測される粒子径と同程度であった。しかし、従来の理論では溶融物質のウェーバー数が増加するとデブリ粒子径が減少すると予測されたのに対し、本微粒化試験ではそのような減少傾向は見られず、ウェーバー数によらずほぼ同じ大きさの粒子径となった。この分析結果から、溶融物質表面における流体力学的不安波が溶融アルミナの微粒化に至る程度まで成長する前に、熱的な現象、すなわち冷却材の局所的な沸騰・膨張が原因となって溶融アルミナを微粒化させたと解釈される。
Monti, S.*; Latge, C.*; Long, B.*; Azpitarte, O. E.*; Chellapandi, P.*; Stieglitz, R.*; Eckert, S.*; 大平 博昭; Lee, J.*; Roelofs, F.*; et al.
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.474 - 481, 2014/04
In order to address some inconsistencies regarding sodium physical and chemical properties, and internationally agreed standard rules for designing sodium experimental facilities, good practices and safety guidelines, the IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The CRP will be focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work will be carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. The CRP will also focus on the definition of design rules and best practice for sodium experimental facilities and guidelines for the safe handling of sodium, which poses hazard due to its chemical reactivity with water and air. Outcomes of this part of the CRP will include shared functional requirements, good practices, codes and standards and safety criteria for the design, construction and operation of experimental Na loops in support of innovative SFR.
Albiol, T.*; 荒井 康夫
JAERI-Review 2001-040, 50 Pages, 2001/12
JAERI-Review-2001-040.pdf:3.08MB
長寿命核種の核変換用ターゲットあるいは高速炉用新型燃料として期待されているアクチノイド窒化物の研究開発状況について文献レビューを行った。報告値のあるアクチノイド窒化物の物性データを整理したほか、これまで実施されてきた照射試験から得られた知見を要約した。照射健全性に関しては、通常時の燃料挙動に加えて、関心が持たれている過渡時及び事故時の挙動に関する報告も含めた。しかし、事故時の燃料安全性に関するこれまでの研究例は少なく、超高温の物性データの取得と併せて、今後の窒化物燃料炉心の安全性確認のために必要な研究項目を提案した。
「シグマ」特別専門委員会
日本原子力学会誌, 32(1), p.56 - 64, 1990/01
昭和62年4月より64年3月までの「シグマ」特別専門委員会の活動を報告する。この間の特別なトピックスはJENDL-3の完成である。各種の積分テストがファイルの妥当性を確認するために行われた。また、63年5月30日から6月3日迄で、水戸で核データの国際会議が開催され300人以上の参加者を集めた。この期間内にさらに核データ関連の国際協力が進展し、JENDL-3以降の活動に関しても多くの分野で活動が開始されている。
石黒 美佐子; 樋口 健二
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(11), p.951 - 960, 1983/00
被引用回数：2 パーセンタイル：35.16(Nuclear Science & Technology)定常状態における中性子拡散問題は、楕円型偏微分方程式の境界値問題に帰着される。我々は、有限要素法におけるガレルキン近似法を、高速炉の3次元拡散問題を解くために適用する。この際、高速炉の典型的な形状である6角格子形状を取扱うために、6角形要素分割法を採用する。本論文では、ラグランジェ型の6角形基底関数を定式化し、基底関数から計算される、ガレルキン近似法を拡散方程式に適用する場合にキィとなる積分値が提示される。計算結果が充分法との比較により、また通常の3角形要素法との比較により示される。6角形要素法の計算時間は、差分法の3角形メッシュ法に較べて約半分で、その計算精度は、6角形の中心点の中性子束の値が陽に計算されないという点を除いて全体として優れている。
石黒 美佐子; 樋口 健二
JAERI-M 82-071, 57 Pages, 1982/07
中性子拡散を取扱うために,差分法がよく使用されてきた。ところが、差分法では扱いにくい形状を取扱ったり、差分法では計算精度上問題があったりする場合に、有限要素法の適応性に期待が持たれる。我々は、既成の有限要素法コードFEM・BABELを拡張し、高速炉の典形的な形状である6角格子形状を取扱えるようにした。この際、これまで使用されたことのない6角形要素分割方式を採用した。この報告書では、(1)有限要素法の適応性、(2)拡散方程式の有限要素法近似、(3)6角形要素関数、(4)6角格子形状メッシュゼネレーション、(5)コードの拡張点、(6)計算時間の比較などが記述される。
三谷 浩
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(9), p.517 - 520, 1976/09
被引用回数：1大型高速炉では炉を安全かつ機能的に運転する目的で多数本の制御棒を用いるように設計されている。しかし、制御棒間の相互作用が非常に強く、炉の出力分布に大きな影響を与える。従って、この大きな制御棒間の相互作用を有効に利用した最適制御棒計画を実現するためには、多数本制御棒間の強い相互作用を充分に理解し、把握する必要がある。この目的で、高次摂動法を用いた簡潔な表式で制御棒間の相互作用を理解する方法を提出したが、この表式は、実験炉,原型炉程度の炉については非常に有効であるが、実用炉,商業炉程度の炉については必ずしも充分でないことが明らかになった。これを克服するために新しい方法として「擬似(単一)制御棒法」なる概念を導入した。この方法では、炉心中心に対して対称な位置にある2本または3本の制御棒を見かけ上単一の制御棒と考え、それらの相互作用から多数本制御棒間の相互作用を理解する。1000MWe高速炉に適用し、その有効性が立証されたので報告する。
森口 欽一; 鈴木 友雄
JAERI 1082, 41 Pages, 1965/07
原子力コード委員会、高速炉安全性コード開発小委員会の38年度計画として整備された、ESELEM、AX-1、KPARAMcodeについて報告する。プルトニウムを燃料とする大型高速炉においては、プルトニウムの分裂の際に生ずる遅発中性子の割合が、ウラン235のそれよりも小さいため、ウラン235を燃料とする場合に比べて、かなり異なった振舞が予想される。そこで、一般に高速炉における動特性解析に用いられる遅発中性子割合
eff、即発中性子寿命 l
その他二、三のパラメータを評価するためにKPARAMコードが整備された。コードのモデルとしては、1188/REを用いた。しかしこのコードでは中性子束、随伴中性子束も問題毎に計算できる。その計算は一次元多群拡散方程式えをとくサブルーティンでおこなわれた。プログラムは、始め、IBM7090に対して作られFORTRANIIで書かれたが、現在IBM7044に使えるようにFORTRANに書き換えである。
近藤 佑樹; 高屋 茂; 矢田 浩基; 橋立 竜太
no journal, ,
ナトリウム冷却型高速炉では、ナトリウム内包機器の温度監視やヒータ制御に非常に多くの温度センサが用いられる。温度センサに対する従来の絶縁抵抗測定方法では、温度測定機能の停止、電気盤からの切り離し等の準備作業が必要となり、対象機器数の増加と共に作業負荷も増加することが点検期間長期化の観点から課題となっていた。本研究では独自に絶縁抵抗のオンライン測定が可能な温度センサを開発し、試験による評価を行った。
上出 英樹
no journal, ,
近年、米国,カナダ,英国などSMRを中心に新型炉開発の動きが活発となる中、日本においても高速炉開発にかかる戦略ワーキンググループが開催され、平成30年12月に策定された戦略ロードマップの改定が議論された。このような視点を含め、ナトリウム冷却高速炉を中心に、国内外の新型炉開発の動向について紹介する。
