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大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。
Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の複数ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単列ダクトの熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08
安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。
田中 正暁; 三宅 康洋*; 江連 俊樹; 浜瀬 枝里菜
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
浸漬型直接冷却器(D-DHX)を用いた崩壊熱除去時に生じる炉心プレナム相互作用時の炉心熱流動を評価できる設計検討用の数値流体力学コードを用いた数値解析モデルの開発を行っている。ナトリウム試験装置PLANDTL-2での試験結果を用いた妥当性確認での妥当性を判断するため、AVM法及びその修正方法を用い、解析と実験結果との差を定量的に計測することを試み、これら手法の適用性を確認することができた。
田中 正暁; 工藤 義朗*; 中田 耕太郎*; 越塚 誠一*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1473 - 1484, 2019/08
現在、モデリング&シミュレーションにおける不確かさ評価を含む検証と妥当性確認(V&V)の重要性が注目されている。シミュレーションの信頼性を確保するためV&V及び予測解析のプロセスに対する標準化への要求の高まりから、日本原子力学会においてガイドライン策定に係る作業チームが設置された。10年間の議論を経て、「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン」(AESJ-SC-A008: 2015)が2016年7月に発行された。本論文では、ガイドラインの策定までの議論の経緯とガイドラインで規定される5つの要素等について概説するとともに、ガイドラインで示される基本的な考え方に沿ってわれわれが実施した適用例題について、その一例を示す。
中村 秀夫
日本原子力学会誌ATOMO
, 61(4), p.270 - 272, 2019/04
日本原子力学会創立60周年に際し、熱流動部会にて熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ(熱水力ロードマップ)の策定に2007年当初より携わった経験等を基にした展望が述べられる。特に、同ロードマップ2017年最新版では、軽水炉の熱流動技術の全体を内外の情報を基に技術マップで俯瞰し、継続的に安全性を改善・発展させる道筋がバックキャスティング的に検討されたこと。そして、今後の課題として、「国産安全評価解析コードの開発」、「検証用実規模データの整備とスケーリング分析」、「3次元二相流動の現実的な解析」、「シビアアクシデント(SA)時の現象評価、実機計装」、「ATFなど新しいチャレンジへの対応」、「炉物理と熱流動とのカップリング」など、安全評価等に用いる精度良い数値解析技術の開発と妥当性確認に必要な試験とその技術について、関係者間の議論に基づいた6つの課題が示されている。福島第一原子力発電所の事故により、我が国の原子力は岐路にあるが、同ロードマップの改定にあたり多数の関係者間に真の双方向コミュニケーションが実現して、次代への道筋が示されるとき、我が国の原子力に真の希望を見出せるのではないか、との期待が述べられる。
田中 正暁
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2018/10
ナトリウム冷却高速炉におけるサーマルストライピング現象の把握及びそれによる高サイクル熱疲労現象の評価を目的とした数値解析コード(MUGTHES)の開発整備を実施している。数値解析コード及び解析手法開発においては、検証、妥当性確認、そして不確かさ評価からなる一連のステップを踏んで、数値解析結果の妥当性をこのVVUQの作業を通じて定量的に示す必要がある。そこで、本研究では、VVUQの妥当性確認の基本問題として、T字合流配管の水試験WATLONにおける衝突噴流と呼ばれる流動状態を対象として数値解析を実施し、それにより得られた数値解析結果と実験結果を用いて不確かさ評価を実施し、その実施手順について確認した。これまでの検討結果を受け、単純化最小二乗法GCI評価手法(SLS-GCI)とエリアバリデーション法(AVM法)を用いて数値解析結果の不確かさと、実験結果と解析結果との差の大きさの評価を実施した。数値解析と不確かさの定量評価を通じて、MUGTHESのサーマルストライピング現象への潜在的な適用性を示すとともに、不確かさ評価結果からMUGTHESの解析モデルの改良点について抽出することができた。
菊地 紀宏; 堂田 哲広; 橋本 昭彦*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06
高速炉の安全性強化の観点から、循環ポンプ等の動的機器を必要としない自然循環冷却が期待されている。自然循環時の炉心流量は定格運転時の2から3%程度となり、隣接する燃料集合体間の径方向熱移行や浮力による炉心内流量再配分が、炉心全体及び燃料集合体内の温度分布に与える影響が相対的に強くなる。自然循環時の燃料集合体内温度分布評価では、この燃料集合間熱移行の考慮が重要となる。本研究では、燃料集合体内熱流動解析と連成させた炉心全体の熱流動解析評価手法整備の前段階として、低流量かつ径方向熱移行量が大きい条件での燃料集合体内熱流動に対するサブチャンネル解析コードASFREの妥当性確認を目的に、隣接集合体間の径方向熱移行が発生する条件で実施されたナトリウム試験を対象とした試験解析を実施した。計測結果との比較により、これまで集合体単体を対象に整備を進めてきたASFREの既存物理モデルである、圧力損失を評価するDistributed Resistance Model及び集合体内の乱流混合を評価するTodreas-Turi Modelの径方向熱移行現象評価への適用性及び解析結果の妥当性確認を行った。
田中 正暁; 小林 順; 長澤 一嘉*
第22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, 2017/06
数値解析によるナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労評価を行うべく解析コード(MUGTHES)を整備している。数値解析の信頼性確保を目的としてわれわれが考案したV&V実施手順(V2UP)に従い、並行3噴流ナトリウム試験を対象として、既往文献調査結果に基づいて実機で予想される流動形態を含む代表的な試験条件を選定し、MUGTHESの基本妥当性確認を目的とするベンチマーク問題を設定した。ベンチマーク解析により、MUGTHESの一定の適用性について示されるとともに高度化に向けた今後の整備課題が抽出された。
田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 22, 4 Pages, 2017/05
ナトリウム冷却高速炉における重要な評価課題の一つである高サイクル熱疲労現象に対する数値解析評価手法の整備およびそれによる実機評価では、不確かさ評価を含むV&Vの実施が重要となる。そのため、原子力学会で策定されたモデルV&Vに関するガイドラインに準拠した実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」を整備しており、整備課題の一つである品質マネジメントの実装について、日本計算工学会標準「工学シミュレーションの標準手順」を基づいて検討した結果について報告する。
堂田 哲広; 大平 博昭; 上出 英樹
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1618 - 1625, 2016/04
ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。
田中 正暁; 小林 順; 長澤 一嘉*
no journal, ,
数値解析によるナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労評価を行うべく解析コード(MUGTHES)を整備している。並行3噴流ナトリウム試験(PLAJEST)を対象として、実機で予想される流動形態を含む代表的な試験条件(外側噴流に対する中心噴流の吐出流速比で1、1.56及び5.56)を選定し、MUGTHESの基本妥当性確認を目的とするベンチマーク問題を設定した。ベンチマーク解析により、MUGTHESのLESアプローチに対する適用性を確認するとともに、更なる高精度化に向けた今後の整備課題が抽出された。
渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R.*; Hykes, J.*
no journal, ,
JENDL-5に基づくCASMO5用核データライブラリを作成し、TCA臨界実験及び高浜3号機PIEの解析を通じて現行のENDF/B-VII.1ライブラリとの比較を行い、その妥当性を確認した。ライブラリ作成では、断面積に加え崩壊データや核分裂収率など、ENDF/BVII.1に基づくデータが可能な限りJENDL-5のデータで置き換えられた。TCA臨界実験解析の結果、全ての実験ケースでJENDL-5ライブラリの方がENDF/B-VII.1ライブラリよりわずかに実効増倍率を大きく評価する傾向が見られ、この傾向はMVP3.0を用いた同様の解析でも確認された。PIE解析では、ENDF/B-VII.1ライブラリとほぼ同等の解析結果が得られ、またCsなど一部の核種ではC/E値の改善が見られた。
尾上 博則*; 三枝 博光*; 田中 達也*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*; 澤田 淳
no journal, ,
亀裂性岩盤における透水性の空間的な不均質性を表現する地下水流動・物質移行モデルの構築及び妥当性を確認するための手順を、エスポ岩盤研究所で取得されたデータを用いたモデル化・解析を通じて整理した。
羽根 幸司*; 尾上 博則*; 石橋 正祐紀*; 田部井 和人*; 並川 正*; 田川 陽一*; 三枝 博光*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*; 澤田 淳
no journal, ,
割れ目ネットワークモデルの水理学的パラメータを推定する際の低透水性割れ目のモデル化の有無が、モデル化対象割れ目の平均的な透水性の設定値に数桁の違いを及ぼす不確実性因子であることを、瑞浪超深地層研究所で取得されたデータを用いたモデル化・解析を通じて確認した。
山下 晋
no journal, ,
原子力熱流動分野において数値流体力学(CFD)技術は、原子炉の最適設計、事故進展時における炉心、格納容器内の熱流動場予測など多方面で活用されている。企画セッションでは、熱流動CFD技術の進展と題して、プラントメーカー、大学、研究機関から最新のCFD技術とその活用事例について紹介する。著者からは、原子力機構が開発している機構論的CFD技術を、過酷事故時の溶融物の機構論的挙動予測、定常運転時の燃料集合体内部における気泡流挙動の機構論的予測といった原子炉熱流動現象に適用した事例について紹介する。事例紹介を通じて、機構論的CFD技術の現状とそれを原子炉熱流動現象に適用する際の課題と今後の展開について述べる。最先端CFD技術の現状と課題を参加者と共有するとともに、今後のニーズや展望について議論する。
堂田 哲広; 井川 健一*; 南 正樹*; 岩崎 隆*; 大平 博昭
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。
Durox, B.*; 多田 健一
no journal, ,
本発表では、臨界実験ベンチマークと連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを使用した評価済み核データライブラリJEFF-3.3、JEFF-4T3、JENDL-5、及びENDF/B-VIII.0の検証について示す。臨界実験ベンチマークは、核データライブラリの妥当性確認にとって重要である。Mostellerベンチマークスイートは、JEFFライブラリの妥当性確認のために厳選された臨界実験ベンチマーク集である。本研究では、JEFF、JENDL及びENDF/Bライブラリの妥当性確認にMostellerベンチマークスイートを用いた。本研究では解析結果の比較から、異なるライブラリ間の差異の原因についても検証した。本解析結果から、全ての評価済み核データライブラリは高い計算精度を有していることが分かった。また、本解析結果から、N-14の(n,p)断面積の違いが一つの溶液系実験で大きな影響を持つことが分かった。
大釜 和也
no journal, ,
シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインを踏まえ、次世代高速炉核設計手法のV&VおよびUQの基本的考え方を構築した。
田中 正暁
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉における重要な評価課題の一つである高サイクル熱疲労現象に対する数値解析評価手法の整備およびそれによる実機評価では、不確かさ評価を含むV&Vの実施が重要となる。そのため、日本原子力学会で策定されたモデルV&Vに関するガイドラインの要求に従い実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」を整備している。本報告では、検証解析および妥当性確認解析を実施する際の品質管理の手順について、既存の品質管理の標準(ガイドライン)に基づき、「V2UP」への実装について検討した結果を報告する。
