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石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)To improve the safety of future SFRs, the development of SFRs with low void reactivity has been promoted. Small SFRs can have a negative void coefficient of reactivity, so the analysis of the CDA event sequence in small SFRs is valuable for the investigation of the reactor characteristics for the future research and development of SFRs. In this study, the typical initiating events of a CDA in small SFRs were evaluated with the computational code, SAS4A. The event progression of ULOF and UTOP in the low void reactivity reactor is found to be slow due to the effective operation of the negative reactivity feedback and the absence of significant positive reactivity insertion. No power excursion occurs in the initiating phase. In ULOF, the cladding melt and relocation behavior becomes more important for the evaluation of the event progression due to its positive reactivity.
小野田 雄一; John Arul, A.*; Klimonov, I.*; Danting, S.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 13 Pages, 2022/04
Three Work Packages were defined in this Coordinated Research Project whose objective was to estimate fission-product-transportation behavior inside the reference pool-type sodium-cooled fast reactor. This WP, WP-2, is dedicated to estimate the primary system/containment system interface source term using improved models and tools. The mass of primary sodium instantaneously ejected via leak paths onto the top shield was evaluated as a common benchmark problem which will be the input for the subsequent WP, WP-3. The exercises were carried out for a reference pool type SFR of 1250 MWth capacity with mixed oxide fuel. The accident sequence to be considered is Unprotected Loss of Flow Accident which is assumed to result in a core damage with release of radionuclides into the primary coolant and cover gas. Four organizations, NCEPU (China), IBRAE RAN (Russian Federation), IGCAR (India) and JAEA (Japan) finally participated in this WP. Reference case calculation using a common pressure history and sensitivity study were carried out. The total amount of the ejected sodium onto the top shield for reference case was in a good agreement between the participants. The results of the sensitivity study revealed that the change of the parameters regarding uncertainty bring about the change of leaked mass in the range of several tens of %.
鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04
高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。
鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06
The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.
大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した
-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。
鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之
Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04
被引用回数：27 パーセンタイル：91.4(Nuclear Science & Technology)In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.
岡嶋 成晃; 軍司 康義*; 向山 武彦
JAERI-M 92-031, 81 Pages, 1992/03
アクチノイド消滅処理専焼炉(ABR)の設計研究において、炉心過渡特性解析は安全性の観点から、重要である。そこで、Na冷却酸化物燃料高速炉用炉心過渡挙動解析コード「EXCURS」を、Na冷却金属燃料高速炉に適用できるように改造を行った。改造の妥当性を確認するために、ANLで行ったEBR-IIでの過渡試験解析結果や電中研で行った1000MWe級金属燃料高速炉の過渡特性解析結果と改造「EXCURS」の解析結果とを比較した。その結果、全般的に改造「EXCURS」の解析結果と他の解析結果は良い一致を示し、改造「EXCURS」がLMRやABRの炉心過渡現象を予測するのに使用できることが確認できた。改造「EXCURS」を用いて、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)のULOFおよびUTOP解析を実施した。さらに、安全性を検討するために、燃料の熱伝導率やフィードバック反応度係数のATWS解析結果に与える影響について、パラメータサーベイを行った。その結果、フラワリング係数、遅発中性子割合、燃料熱伝導率が燃料最高温度に強く影響することが分かった。
小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春
no journal, ,
高速炉の炉停止失敗事象における損傷炉心の熱エネルギ状態をパラメータとした炉心膨張解析を行い、膨張炉心を圧力源とみた場合にその特性を表す圧力-体積関係(P-Vカーブ)を評価した。さらに、得られたP-Vカーブを入力として構造応答解析を行い、炉容器胴部の構造健全性が維持される結果を得た。
川田 賢一; 石田 真也
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の起因過程における事象推移を評価・検討した。事象推移を支配する現象に関してCABRI試験等の知見を反映した標準的な評価条件では、即発臨界に至ることはなく、緩慢な事象推移となる見通しを得た。
飛田 吉春; 鈴木 徹; 田上 浩孝
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の遷 移過程における事象推移を評価・検討した。事象推移を支配する現象に関して試験的知見を反映した標準 的な条件では、炉心からの燃料流出によって反応度が低下し、即発臨界を超過することなく事象終息に至る。また、支配現象の不確かさを考慮すると即発臨界に至るが、有意な機械的エネルギは発生しない。
鈴木 徹; 飛田 吉春; 堺 公明; 中井 良大
no journal, ,
な炉停止失敗事象(Anticipated Transient without Scram: ATWS)に対して、原子炉容器内終息(In-Vessel Retention: IVR)の成立性を検討した。検討においては、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。また、解析手法の妥当性について、最新の研究成果を踏まえた評価を併せて実施した。以上より、IVR成立の見通しを得た。
久保田 龍三朗; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*
no journal, ,
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
藤村 幸治*; 白倉 翔太*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*
no journal, ,
核変換量と安全性に係わる反応度係数の調和を考慮したMA核変換炉心概念を開発している。本報告では、本研究でMA核変換炉心の代表炉心として選定した、ナトリウムプレナム付き軸方向非均質炉心構成を有するMA均質装荷炉心の概要を述べる。また、ナトリウムプレナム領域で発生するナトリウムの沸騰に伴う反応度フィードバックを考慮できるプラント動特性解析プログラムを用いたULOF解析結果から、本MA均質装荷炉心概念の利点を示す。
曽我部 丞司; 和田 雄作*; 鈴木 徹*; 飛田 吉春
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討した。原子炉容器内終息(IVR)成立の見通しを得るために実施した、低圧プレナム流出燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性に関する最確及び不確かさ評価について報告する。
川田 賢一; 石田 真也
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の起因過程において、SAS4Aコードを使用し、最新の知見を反映した最確条件及び不確実さを想定した条件で評価した。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 村上 諭*; 田中 正暁
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の様々な熱流動関連課題に対して、プラント動特性解析(1D)と多次元熱流動解析(CFD)を連成させた1D-CFD連成解析によりプラント挙動から局所現象までを一貫して扱うことを可能とするマルチレベルシミュレーションシステムの整備を進めている。1D-CFD連成解析手法の妥当性確認として、米国高速実験炉EBR-IIのULOF模擬試験に適用して解析を実施し、実機スケールの熱流動現象に対して、プラント全体の応答を押さえつつ、炉上部プレナム部内の局所的な多次元熱流動挙動を詳細に把握することが可能であることを確認した。また、計測結果との比較からその再現性について確認した。
曽我部 丞司; 神山 健司; 飛田 吉春; 岡野 靖
no journal, ,
高速炉の代表的な炉停止失敗事象であるATWS事象において、損傷炉心物質が制御棒案内管等の流路を介して炉心領域外に流出する際、多相多成分流挙動の評価が重要となる。特に流路内閉塞挙動は、再配置される燃料(炉心領域外に流出する燃料及び炉心領域に残留する燃料)の量に影響する重要な現象である。現在、高速炉安全解析コードSIMMERの再配置過程への適用に向けた開発が進められている。本報では、再配置過程の実機解析を見据えて、再配置過程で生じうる現象に対応して開発した流路内閉塞に関するモデルについて述べる。
