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Ahmed, Z.*; Wu, S.*; Sharma, A.*; Kumar, R.*; 山野 秀将; Pellegrini, M.*; 横山 諒*; 岡本 孝司*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 250, p.127343_1 - 127343_17, 2025/11
被引用回数:0The study aims to measure boron concentration through the unidirectional diffusion of boron within the stainless steel (SS) layers while evaluating the updated model ability to replicate melt relocation behavior and geometry. In the current MPS simulations, one scenario employed dummy walls as heat sources, while another scenario used SS surface particles as heat sources to avoid interference with the melt flow as it reached the bottom of the specimen.
若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 豊田 晃大; 小沼 輝充*; 高橋 亮耶*; 浅山 泰
第29回動力・エネルギー技術シンポジウム予稿集(インターネット), 5 Pages, 2025/06
高速炉が設計で想定される期間を超えて供用される場合における構造健全性評価に利用可能な材料監視試験技術として、主として材料の熱膨張差を利用した受動式クリープ疲労試験技術を確立するための研究に取り組んでいる。これまでに、有限要素法による数値解析を援用して設計・製作した試験体を用いた実験を実施し、試験片を座屈させることなく長時間データを取得可能である見通しを得ている。本報では、これらの解析及び実験に加え、実炉への適用を見据えた試験体の改良について述べる。
横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 矢野 康英; 所 大志郎*; 菅田 博正*; 加藤 正人*
JAEA-Research 2025-002, 18 Pages, 2025/05
高速炉の開発目標の1つとして「高レベル放射性廃棄物量減容・潜在的有害度低減のため、マイナーアクチノイド(MA)を分離・回収し、燃料として利用できるようにすること。」が示されている。これに向けて、MAを添加したMOX燃料を高速炉で燃焼する燃料サイクルが提唱されている。MAを添加したMOX燃料を高速炉で使用するには、燃料設計や照射挙動の解析に向けて熱伝導率等の熱物性を把握することが重要である。しかし、MAを添加した燃料の熱物性は、報告例がわずかであり、MA添加濃度や酸素不定比性の影響を含めて十分に把握されていない。そこで本研究では、MAの1つであるAmがMOX燃料の熱伝導率に与える影響を評価することを目的として、化学量論組成近傍における15%までのAmを含有したMOX燃料の熱伝導率を測定した。また、Am含有MOX燃料の照射挙動評価に資するため、Amを含有したUO燃料の熱伝導率を測定し、Am含有MOX燃料のものと比較評価を実施した。本研究では、Pu含有率を30%とし、Am含有率が5%、10%及び15%と異なる3種類のMOX燃料と、Am含有率が15%のUO
燃料を用いた。熱伝導率は、レーザーフラッシュ法を用いて測定した熱拡散率に試料密度及び比熱を乗じて求めた。熱拡散率の測定においては、測定雰囲気の酸素分圧を調整することで試料の酸素・金属原子数比(O/M比)を制御した。すべての試料の熱伝導率は、温度及びAm含有率の増加と共に低下し、特に、1,173K以下で顕著な低下が見られた。また、得られた熱伝導率に対して古典的フォノン散乱モデルによる解析を行った結果、熱抵抗率の変化については、Am添加によって生じるイオン半径差に起因した格子ひずみの影響が大きく、MOX及びUO
の両者で同程度の影響であることがわかった。
Ahmed, Z.*; Sharma, A. K.*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*
Arabian Journal for Science and Engineering, 50(5), p.3361 - 3371, 2025/03
被引用回数:1 パーセンタイル:0.00(Multidisciplinary Sciences)This study pioneers the use of radiative heating for high-resolution visualisation and quantification of the eutectic melt composition, providing a novel approach to observing the melting and candling phenomena. Key findings include two distinct failure processes: SS cladding detachment forming molten droplets and fragmentation of B pellets, with sintering observed in B
powder.
丸山 修平
炉物理の研究(インターネット), (78), 7 Pages, 2025/03
第56回日本原子力学会賞受賞した論文の解説記事である。本稿では、受賞論文の研究の背景/狙いや関連する今後の研究計画等について述べる。
毛利 哲也; 羽様 平; 片桐 寛樹*; 大釜 和也
Nuclear Technology, 211(1), p.143 - 160, 2025/01
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)高速増殖原型炉「もんじゅ」で測定された反応率分布のうち、中性子しゃへい体領域での測定データの信頼性及び有用性について、核データにJENDL-4.0を用いた計算値との比較により検討した。高エネルギーの中性子に感度を持つU(n,f)及び
Ni(n,p)反応率の測定データは全て信頼できることを確認した。しゃへい体領域での測定値と計算値の差異は炉心領域に比べ大きくなるが、
Ni(n,p)反応率については核データにJEFF-3.3を用いることで改善すること、
U(n,f)反応率では700eV付近のエネルギー領域における
U(n,f)断面積が差異に寄与していることを明らかにした。低エネルギーの中性子に感度を持つ
U(n,f),
Pu(n,f),
U(n,
)及び
Au(n,
)反応率については、下部しゃへい体領域で計算値との差異が比較的大きいが、しゃへい特性に求められる精度としては許容できること、径方向しゃへい体を含むその他の領域については全て信頼できることを確認した。
小野田 雄一; 飛田 吉春; 岡野 靖
IAEA-TECDOC-2079, p.215 - 225, 2025/00
日本原子力研究開発機構(JAEA)におけるナトリウム冷却高速炉の炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失事故の評価のための解析手法を、事故の膨張段階における機械的影響に焦点を当てて概略を説明する。JAEAでは、エナジェティクス評価のための解析手法を開発し、解析プロセスを次の3つに分けている:1)発生した熱を機械的エネルギーに変換するSIMMERコードを用いた解析、2)AUTODYNコードを用いた原子炉容器の構造応答解析、及び3)遮へいプラグ間の間隙から上部遮へいの上方に放出されるナトリウム量のPLUGコードを用いた解析。AUTODYNによる構造応答解析の入力として、SIMMERの計算により得られた、ガス(燃料,スティール蒸気及び核分裂ガス)と溶融炉心物質の混合物からなるCDA気泡の圧力-体積関係が使用される。PLUGの入力には、SIMMERの計算により得られた上部遮へい下面に作用する圧力履歴を使用する。これらの解析コードは、各計算の結果に大きな影響を与える支配的な現象の解析を通じて妥当性を確認している。これらJAEAが開発した解析手法を原子炉体系の解析に適用し、その適用性を確認した。
矢野 康英; 宮澤 健; 丹野 敬嗣; 赤坂 尚昭; 吉武 庸光; 皆藤 威二; 大塚 智史
Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2025/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)照射された改良SUS316鋼(PNC316)被覆管の引張特性に及ぼすひずみ速度の影響を評価した。PNC316被覆管は高速実験炉「常陽」のCRT402制御棒集合として400Cで25dpaまで照射された。照射後稟議引張試験は、350
Cの試験温度で、3.3
10
, 3.3
10
and 3.3
10
s
の歪速度で実施した。ひずみ速度が最も遅い3.3
10
s
においてわずかな全伸びの低下がみられたが、明確なひずみ速度依存性は確認されなかった。加えて、被覆管の内面側の破断部近傍において粒界剥離が全てのひずみ速度で確認されたが、ひずみ速度が最も遅い場合でのみ一部の破壊様式が粒界破壊を示した。破壊様式と被覆会内面近傍に高密度に存在するヘリウムが密接に関係していることが示唆された。
毛利 哲也; 大木 繁夫
Nuclear Technology, 20 Pages, 2025/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)先行研究においてわれわれは、高速炉燃料サイクルが実用化され長期間使用された後の遠い将来におけるフェーズアウトの段階において、燃料サイクル内に存在するPuやMA(TRU)を多重リサイクルにより低減できる高速炉燃焼炉心の概念を構築した。多重リサイクルによりTRUは高次化し、反応度係数、特にドップラ係数及びナトリウムボイド反応度を悪化させることで炉心設計の成立性に影響を与えた。本研究は燃焼炉心概念が有するドップラ係数及びナトリウムボイド反応度の特性を研究した。TRUの高次化によるドップラ係数及びナトリウムボイド反応度の悪化は、高次化が引き起こす中性子スペクトルの硬化や中性子インポータンスのエネルギー勾配の急峻化といった間接効果により生じている。これへの対策として燃焼炉心概念に採用された炭化ケイ素(SiC)構造材料の被覆管及びラッパ管への使用は、C-12による中性子スペクトルの軟化効果により、TRU高次化とは逆の間接効果をもたらすことにより反応度係数を改善している。加えて構造材料としての密度が金属構造材よりも低いことによる中性子漏洩効果もナトリウムボイド反応度の改善に寄与していることを確認した。一方でSiC構造材の使用により、計算手法起因の不確かさの増加が確認されたが、この増加は容易に解消可能であり、実質的に無視できる。さらに、ブランケット燃料を有しない燃焼炉心のドップラ係数は、炉心外部からの減速された中性子の反射効果により増加していることを発見した。この特性は、TRU高次化による反応度係数悪化への新たな対策になりえる。本研究で明らかにした反応度係数についての特性は、今後のTRU燃焼炉心の詳細設計や設計改良に貴重な知見を与えるものである。
山野 秀将; 豊岡 淳一; 佐藤 博之; 坂場 成昭
日本原子力学会誌ATOMO, 66(12), p.607 - 611, 2024/12
主要な開発国を対象に国外の高速炉開発動向を紹介するとともに、国内動向を紹介する。
今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 加藤 章一
JAEA-Data/Code 2024-010, 90 Pages, 2024/11
これまでに国内ではナトリウム中材料試験技術の確立やナトリウム環境効果評価法の確立を目的に、高温ナトリウム環境下における高速炉用構造材料及び燃料被覆管材の研究開発が進められてきた。高速炉用燃料被覆管は一般の構造材料と異なり、通常運転時でも高速増殖原型炉「もんじゅ」の場合、高温部で675C程度となり、かつ約0.5mmの薄肉細管材であるために、ナトリウム接液面の腐食減肉や組成変化などの高温ナトリウム環境に起因した材料特性への影響を受けやすくなる。このため、高温ナトリウム環境下における燃料被覆管の腐食挙動や強度特性の評価が重要である。本報告では、今後の研究活動や知見・経験の集約化などに反映することを目的に、高速炉用に開発された改良SUS316鋼燃料被覆管の高温ナトリウム環境下における腐食挙動や機械的強度特性に関して、これまでに得られている試験研究の知見を整理した。
山野 秀将; 守田 幸路*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 9 Pages, 2024/11
This study is intended to investigate the effect of boron mixing in the degraded core using the eutectic reaction model between BC and SS. Two difference B
C particle sizes were used to examine the effect of the boron dilution in the degraded core material mixture. The tight fluid-particle momentum coupling in the case of small size of B
C particles allows boron to keep remaining in the core mixture in a longer time than in the case of nominal size of B
C particles. However, this preliminary calculation showed that the upward motion of the eutectic melt in the molten core pool as well as the reactivity transient behavior caused by the molten core material relocation. This analysis indicated that the reactivity increase could be delayed thanks to the boron mixing.
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 皆藤 威二
Materials and Processes for Nuclear Energy Today and in the Future, p.279 - 297, 2024/10
酸化物分散強化は、鉄鋼材料の高温強度改善に有効な手法である。酸化物粒子分散は、転位のすべり運動を阻害することで、鉄鋼材料の高温変形及び破壊に対する抵抗性を飛躍的に高めることができる。これまでに、核分裂炉材料及び核融合炉材料用にODS鋼の高温強度、耐照射性及び耐食性を改善するための研究が広く進められてきた。近年の研究において、ナノスケールの酸化物粒子分散は、高温強度を高めるだけでなく、酸化物粒子と母相の界面が照射欠陥の消滅場所としての機能を担うことにより、耐照射性を改善する効果があることが示されてきている。本節では、原子力用に進められているODS鋼の開発状況について概観する。
山野 秀将; 江村 優軌; 高井 俊秀; 久保 重信; Quaini, A.*; Fossati, P.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
本論文では、炉心混合物質の相互作用に関する反応速度論、二酸化ウラン(UO)と鉄(Fe)と単価ホウ素(B
C)に対する高温熱物性データ、B
Cとステンレス鋼(SS)並びにB
C-SS共晶物再配置(固化も)に関する実験研究、シビアアクシデントコードにB
C-SS共晶物と反応モデルを組み込む。
林 正明*; 中原 宏尊*; 白倉 翔太*; 山野 秀将
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉のリスク評価技術開発の一環として、熱伝達係数の相関式を用いて伝熱性能の簡易評価を実施した。評価技術を開発するため、熱交換器の部分モデルを用いてSTAR-CCM+による熱流動解析を実施した。ナトリウム-溶融塩熱交換器の性能評価技術を開発するととともに、伝熱向上方策効果を確認した。
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。
山野 秀将; 二神 敏; 堂田 哲広; 田上 浩孝; 内堀 昭寛; 尾形 孝成*; 太田 宏一*
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
Japan Atomic Energy Agency and Central Research Institute of Electric Power Industry have been conducting a project to develop safety analysis methodologies on metal fuel sodium-cooled fast reactors in the area of advanced reactors under the framework of the U.S.-Japan bilateral commission on civil nuclear cooperation since 2018. The project encompasses analysis methodology development and experiment on core bowing reactivity analysis, core damage accident analysis, and mechanistic source-term analysis. This report describes the project overview and the outcomes of five-year activities in Phase 1: 2018-2022.
松下 健太郎; 江連 俊樹; 藤崎 竜也*; 今井 康友*; 田中 正暁
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
ナトリウム冷却高速炉の炉上部プレナム部設計に向けて、自由表面渦によるガス巻込み現象の評価手法が開発されている。この評価手法では、評価対象領域における三次元流動解析から得られた流速場に渦モデルを適用することによって渦のくぼみを予測する。本研究では、解析メッシュを自動的に作成することを目的に、移流渦を伴う矩形流路におけるガス巻込み水試験を対象にAdaptive Mesh Refinement(AMR)法の適用を検討した。AMR法を適用する初期メッシュのサイズをパラメーターとして変更して、AMR法を適用して得られた解析メッシュを用いて過渡解析を実施した。その後、リファレンスとなる一様詳細メッシュでの過渡解析結果と、渦形成に関連する物理量と計算にかかる負荷について比較した。その結果、メッシュ数の変化がAMR法による詳細化の終了判定の指標にできる見通しが得られ、AMR法の適用によって過渡解析にかかる計算負荷を低減可能であることが確認された。
吉川 龍志; 菊地 紀宏; 田中 正暁
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化方策である自然循環崩壊熱除去の採用にあたり、燃料集合体内における混合対流条件での圧力損失に対する浮力の影響を評価する必要がある。本報では、燃料集合体熱流動詳細解析コードSPIRALのHybrid型乱流モデルの妥当性確認として、低流量混合対流条件下での19本及び91本模擬燃料棒集合体水試験を対象に熱流動解析を実施し、浮力による集合体内の流速分布と温度分布への影響分析と、摩擦損失係数の比較によるHybrid型乱流モデルの圧力損失評価への適用性検討結果を報告する。