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論文

Establishment of guideline for credibility assessment of nuclear simulations in the Atomic Energy Society of Japan

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。

論文

コミュニケーションのある熱水力ロードマップによる展望

中村 秀夫

日本原子力学会誌, 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。

論文

Numerical simulation of thermal striping phenomena for fundamental validation and uncertainty quantification; Application of least square version GCI and area validation method to impinging jet in a T-Junction piping system

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。

論文

ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去時における炉内熱流動評価手法の高度化,1; 径方向熱移行現象評価に関わるサブチャンネル解析コードASFERの妥当性確認解析

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。

論文

ナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労現象に対する解析評価手法整備,2; 基本妥当性確認のための並行3噴流ナトリウム試験を用いたベンチマーク解析

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。

論文

高速炉の高サイクル熱疲労解析評価における実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」の整備; 品質マネジメントの実装に関する検討

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。

論文

Benchmark analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using of plant dynamics analysis code and subchannel analysis code

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。

口頭

EBR-II試験データを用いた自然循環除熱評価手法の妥当性確認解析

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。

口頭

次世代高速炉核設計手法のモデルV&VおよびUQ,1; モデルV&VおよびUQの考え方

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 大木 繁夫

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。

口頭

次世代高速炉核設計手法のモデルV&VおよびUQ

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。

口頭

ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,1; 核計算分野におけるOECD/NEA国際ベンチマーク

須山 賢也

no journal, , 

我が国はOECD/NEAで実施する核計算コードの国際ベンチマークに長年参加してきた。本発表では発表者の関与したベンチマークの例を紹介するとともに、今後の計算コードの検証と妥当性確認におけるベンチマークの役割を論じる。

口頭

次世代高速炉核設計手法のモデルV&VおよびUQ

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。

口頭

炉物理計算におけるV&Vの課題と解決,2; 実験データを用いた不確かさの定量化と妥当性確認

横山 賢治

no journal, , 

日本原子力学会ではモデリング&シミュレーションの検証と妥当性確認(V&V)の標準として「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」(以下、ガイドライン)を発行した。ガイドラインは、原子力分野で用いられるシミュレーション手法の信頼性を確保するための枠組みを提示したものであるが、個別分野における適用方法については、各分野にて検討し、実例を蓄積することが重要とされている。このため、次世代高速炉の核設計の分野では、ガイドラインに基づくV&Vの基本的な考え方について検討を行い、日本原子力学会2016年秋の大会においてその検討結果を報告した。本発表では、「炉物理計算におけるV&Vの課題と解決」に関する企画セッションの議論に資するため、このときの検討に関係者の一人として参加した経験から、高速炉核設計の分野におけるV&Vの基本的な考え方を、特に実験データを用いた不確かさの定量化と妥当性確認を中心に紹介する。

口頭

Development of V2UP (Verification & Validation plus Uncertainty quantification and Prediction) procedure; Implementation of quality management process for modeling and simulation V&V

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。

口頭

「もんじゅ」反応率分布測定試験による高速炉核設計手法の妥当性確認

大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平

no journal, , 

原型炉「もんじゅ」性能試験データを高速炉核設計手法の妥当性確認用データベースとして整備している。本研究では、放射化箔による反応率分布測定データについて、妥当性確認用データとしての有用性を確認するため、核設計手法による評価結果との比較を行った。

口頭

Planar triple parallel jet sodium test for thermal striping analysis code validation in sodium-cooled fast reactor

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。

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