Development of plant lifecycle optimization method, ARKADIA for advanced reactors

内堀 昭寛; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰; 大島 宏之

Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 10 Pages, 2022/09

ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動に行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形の連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまでの範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。

感度解析による地層処分安全評価生物圏モデルのパラメータの不確実性に関する検討

加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正

JNC TN8400 2001-014, 212 Pages, 2001/03

JNC-TN8400-2001-014.pdf:19.25MB

地層処分安全評価の生物圏モデルに適用されるレファレンスバイオスフィアの考え方は、生物圏を、地層処分の安全性を判断するうえで線量などの適切な指標に変換するための道具としてとらえるものであり、予測が困難な将来の人間の環境や生活様式の想定に伴う不確実性に対して有効となる。一方、モデルで用いるパラメータには、分配係数の測定などデータ取得に伴う不確実性、統計値などに含まれるデータ加工に伴う不確実性、さらに蓄積された多くのデータで構成されるデータ範囲の中からデータを選択する際の判断に伴う不確実性などが存在し、結果としてモデル特性の不確実性として内在することになる。これらの不確実性については、感度解析を行うことによってモデル全体に与える影響を定量的に把握することが可能である。本検討では、一例として地形が平野にあり地下水が降水系の場合で河川に放射性核種が流入することを想定した生物圏モデルを取り上げ、各パラメータの取りうる範囲に基づく感度解析を行い、モデル全体に与える影響を定量的に求めることによって、各パラメータの重要度を把握することを試みた。

核燃料サイクルシステム安全性評価のための基礎データ

野村 靖; 玉置 等史; 伊藤 千浩*; 三枝 利有*

JAERI-Data/Code 2001-012, 118 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-012.pdf:5.71MB

我が国の原子力エネルギー政策を推進する立場から、種々考えられる核燃料サイクルのオプションに対して、安全性,経済性,社会的受容性の側面から比較検討し、最適なシステム構築の提案するために、原研及び電中研が開発整備した評価手法を評価例とともに紹介する。また、主として核燃料サイクル関連施設の安全性評価を行ううえで参照されるような、重要なデータ及び手法に関わる情報について、原研及び電中研がこれまで調査して得られた結果の中から主要事項をまとめる。

海外出張報告 ICONE-8参加及び米国アルゴンヌ国立研究所における乾式技術調査報告

中村 博文; 鷲谷 忠博; 高田 岳

JNC TN8420 2001-009, 48 Pages, 2000/04

JNC-TN8420-2001-009.pdf:0.58MB

ICONE(原子力工学国際会議)は、米国、日本、欧州の間で開催される原子力化学工学全般に渡る国際会議であり、今回は第8回目として、米国、ボルチモアで開催された。報告者らは、本学会の以下のセッションにおいて、再処理技術に関する最新の報告を行うと共に、パネル討論や乾式再処理技術等の技術報告の聴講を行った。・Track-5:"Non-reactor Safety and Reliability"のセッションにおける「Investigation of Safety Evaluation Method and Application to Tokai Reprocessing Plant (TRP)」(報告者:中村)・Track-9:"Spent Nuclear Fuel and Waste Processing" のセッションにおける「Structural Improvement on the continuous rotary dissolver」(報告者:鷲谷)・Track-2:"Aging and Modeling of Component Aging, Including Corrosion of Metals and Welds.. Passivation, passive films"のセッションにおける「Development of Evaporators Made of Ti-5% Ta Alloy and Zr ? Endurance Test By Mock-Up Unit」(報告者:高田)今回の学会では、米国、日本、フランス、カナダ他から総勢約650人が参加し、約700件の研究発表、7件の基調講演、8件の招待パネル討論が行われ、大変盛況であった。また、今回は2000年ということもあって、20世紀の原子力の評価と次世代の21世紀の原子力はどうあるべきかについて討議がなされた。また、アルゴンヌ国立研究所(ANL-E、ANL-W)を訪問し、乾式プロセスの研究者らと乾式プロセスに関する情報交換を行うとともに施設見学を行った。今回の訪問で、ANL法の乾式プロセスの情報を入手に加え、装置規模、開発環境、等を具体的に体感できたこと、また、直接、技術者と情報交換することで技術資料のみでは得られない現場サイドの技術情報を入手することができたことは非常に有意義であった。

Thermal hydraulic characteristics during ingress of coolant and loss of vacuum events in fusion reactors

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 関 泰; 秋本 肇

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.527 - 535, 2000/03

https://doi.org/10.1088/0029-5515/40/3Y/313

国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における伝熱流動特性をICE/LOVA予備実験装置を使って明らかにした。ICE予備実験では、冷却材侵入後の圧力上昇速度と温度の関係を把握するとともに、水蒸気凝縮の促進によって圧力上昇を抑制できることを原理的に実証した。一方、LOVA実験では、真空破断後に真空容器内が真空から大気圧になるまでの時間と破断面積の関係を実験的に把握した。また、破断口部に発生する置換流の定量測定結果を基に置換流に同伴される放射化ダクトの飛散分布を予測した。これらICE/LOVA予備実験の成果は核融合実験炉用熱流動安全性評価解析コードの検証に利用された。さらに、ITER工学設計活動の延長期間中に行う計画であるICE/LOVA統合試験の概要、試験項目及び試験スケジュールを示した。本試験の目的は、核融合実験炉における熱流動安全性の考え方の妥当性やICE/LOVA事象下でのシステム安全系の総合性能を実証し、核融合実験炉の安全評価に備えることである。

短期海外出張報告書、放射性廃棄物ビチューメン固化処理プロセスに関する安全性及び挙動評価に関する国際ワークショップ参加報告及び発表資料

加川 昭夫

JNC TN8200 2000-001, 40 Pages, 1999/10

JNC-TN8200-2000-001.pdf:0.79MB

1999年6月29日から7月2日までチェコ近郊のRez原子力研究所で、放射性廃棄物のビチューメン固化プロセスに関する安全性及び挙動評価に関する国際ワークショップが開催された。ワークショップの目的は、ビチューメン固化処理プロセスの実用的経験、新しいビチューメン固化処理技術の研究、開発及び実証、ビチューメン固化処理プロセスの安全性評価、中間貯蔵及び最終処分環境でのビチューメン固化体の安全性と適合性に関する情報交換である。本ワークショップでは、27件の研究成果の発表と討議が行われた。当方の発表題目は、「Influence of chemical and radiolytic degradation of bitumen on disposal」であり、機構におけるビチューメン固化体の処分に向けての研究成果を発表した。一方、他研究機関におけるビチューメン固化体の長期安定性に関する情報の収集を行った。また、ワークショップ終了後、チェコ、ベルギー、フランス、イギリスの原子力施設の見学を行った。本報告は、当方が発表し、聴講したセッションのビチューメン固化体の長期間の評価に関する報告と施設訪問の概をまとめたものである。

地層処分の総合安全性評価と確率論的評価手法の適用について

中村 治人; 飯島 敏哲; 村岡 進

JAERI-M 87-040, 27 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-040.pdf:0.9MB

高レベル廃棄物の地層処分の総合安全性評価の基本的な進め方について調査し考察した。更に、確率論的評価手法の適用方法とその限界を克服する方法について、既に報告されている研究報告の具体的な入力デ-タ及び手法を挙げ、それらに基づいて考察した。

高レベル廃棄物ガラス固化体容器用金属材料の耐食性に及ぼすガンマ線照射の影響(I)(共同研究報告書)

降矢 喬*; 村岡 進; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; 泊里 治夫*; 藤原 和雄*; 福塚 敏夫*

JAERI-M 82-061, 28 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-061.pdf:2.68MB

高レベル放射性廃棄物取扱施設の安全性評価研究の一環として、高レベル廃棄物の中間貯蔵を想定し、キャニスター、オーバーパック及び貯蔵施設用金属材料として有望視されているSUS304、SUS304L、SUS304EL、SUS309S、Incoloy825、Inconel600、Inconel625及びSMA5の8種について応力腐食割れに及ぼす線の影響に関する検討を行った。その結果、水冷貯蔵を想定した条件下では鋭敏化ステンレス鋼は、線照射により応力腐食割れ感受性を示した。これは線照射により環境条件の変化 即ち水の放射線分解によりO等が生成することによるものと考えられる。それ以外の鋼種では、SMA50が全面に錆が発生した以外は異常がなかった。又、非照射下でも鋭敏化ステンレス鋼は、微量Clと溶存Oの共存下では粒界応力腐食割れを生じることが確認された。空冷貯蔵を想定した大気中放置下での線照射下では、いずれの材料も応力腐食割れ感受性を示さないことがわかった。

AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法ARKADIAの開発,6; ARKADIA-Safetyにおける炉外事象解析モデル整備

内堀 昭寛; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*

no journal, , 

高速炉を含む革新炉のライフサイクル自動最適化を行い、開発効率の飛躍的向上を実現する手法となるARKADIAの開発を進めている。本報では、安全性評価ツールARKADIA-Safetyの整備として、ナトリウム燃焼解析モデルの妥当性確認、及び、機能拡張に向けた炉外事象解析モデルの統一化検討を実施した。

AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法ARKADIAの開発,12; ARKADIA-Safetyによる格納容器設計最適化

内堀 昭寛; 岡野 靖; 高田 孝*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉等の革新炉を対象に、安全性と経済性を考慮して設計を最適化するツールARKADIA-Safetyを開発している。本件では、設計最適化プロセスの構築に資するため、Na漏えい事象を題材に数値解析を実施し、格納容器の設計に必要となる安全性評価を試行した。適用した解析手法及び評価プロセスにより、設計最適化の前提として、安全性基準を満たし、なおかつ経済性にも優れる設計条件を複数提示できることを確認した。