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論文

Development of failure mitigation technologies for improving resilience of nuclear structures, 5; Resilience improvements of fast reactors by failure mitigation for beyond design high temperature accidents

二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

To enhance resilience of next-generation nuclear structures, it is necessary to develop design methodology that mitigates impacts of failure caused by extremely high temperature conditions which might lead to a severe accident. In this study, structural analysis under extreme high temperature was conducted in a next-generation SFR with hanged reactor vessel (RV). This study has conducted the detailed structural analysis of the RV and GV in the loop-type SFR using the FINAS/STAR code. And CV was simply modeled to confirm the constraint effect on the deformation (expansion) of RV. From the structural analysis results under high temperature condition at LOHRS, deformation behavior and the areas that should be focused on to mitigate impacts of failure were understood. And CV constraint effect was confirmed to enhance the structural resilience.

論文

Effectiveness evaluation methodology of the measures for improving resilience of nuclear structures at ultra-high temperature

小野田 雄一; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

本研究の目的は、破損拡大抑制技術を用いた超高温時における原子炉構造物のレジリエンス向上策の有効性評価手法を開発することである。まず、レジリエンスを向上させる可能性のある事故シーケンスを特定するため、日本の次世代ループ型ナトリウム冷却高速炉(SFR)を対象としてレベル1 PRA及びレベル2 PRAのイベントツリーを分析し、その特性を調査した。その結果、候補となる事故シーケンスとして除熱機能喪失事象の事故シーケンスを特定した。LOHRSに至るすべての事故シーケンスについて、レジリエンス向上策の導入前後の炉心損傷頻度の低減率を定量化することでレジリエンス向上策の有効性を評価するという方法論を考案した。次世代ループ型SFRを対象として予備評価を行い考案した方法論の適用性を確認した。これにより有効性評価の方法を開発することに成功した。今後、レジリエンス向上策の条件付成功確率の精緻化を行う予定である。

論文

Development of effectiveness evaluations technology of the measures for improving resilience of nuclear structures at ultra high temperature

小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 11 Pages, 2021/10

ナトリウム冷却高速炉もんじゅをモデルプラントとして、超高温条件下における破壊制御概念を適用したレジリエンス向上策の有効性評価技術を開発し、この技術を用いて予備評価を行った。超高温条件下において破壊制御の概念が適用可能と見込まれる重要な事故シーケンスは、Monjuのレベル2PRAの既存の研究結果を調査して同定された。崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)および原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)に分類される事故シーケンスは共に、炉心損傷防止の可能性がある重要な事故シーケンスとして識別された。本研究では、レジリエンス向上策の成否を表すヘディングをイベントツリーに導入し、その分岐確率を設定し、レジリエンス向上策の有効性を評価する技術を開発した。レジリエンス向上策の有効性評価は炉心損傷頻度の低減に寄与すると期待される。レジリエンス向上策の有効性評価を試行した結果、破壊制御概念を適用することで炉心損傷頻度を低減できることが確認された。この研究で提案するレジリエンス向上策の成功確率は、仮定に基づいて暫定的に割り当てられたものである。この値は、今後実施される超高温条件下における原子炉容器構造の健全性評価によって定量化されると期待される。本研究で開発した技術は、次世代ナトリウム冷却高速炉のレジリエンス向上策の有効性評価に応用できる。

口頭

原子炉構造レジリエンスを向上させる破損の拡大抑制技術の開発,15; 次世代原子炉の超高温時におけるレジリエンス向上策

二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将; 笠原 直人*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去系全系統が機能喪失する除熱系喪失事象を対象として、構造解析を実施することにより、原子炉容器とガードベッセルの超高温時の変形挙動を把握し、次世代原子炉のレジリエンス向上策を検討した。

口頭

原子炉構造レジリエンスを向上させる破損の拡大抑制技術の開発,28; 次世代原子炉の超高温時のレジリエンスを向上する受動安全構造

二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将; 笠原 直人*

no journal, , 

次世代炉のレジリエンス向上に資するため、炉停止直後に崩壊熱除去系全系統が機能喪失する除熱系喪失事象(LOHRS)を対象とした構造解析を実施し、超高温時における受動安全構造を検討した。

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