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山野 秀将; 松場 賢一; 佐々 京平*; 木下 円機*; 守田 幸路*; 齊藤 泰司*; 伊藤 啓*; 鈴木 徹*
第30回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2026/06
A research project on severe accidents of oxide-fueled core has been started since 2024 as research and development in a conceptual design stage of demonstration sodium-cooled fast reactors in Japan. It is necessary to develop analytical methodologies and technical bases to confirm the effectiveness of various design measures, which are introduced to the demonstration reactor in order to achieve recriticality elimination and in-vessel retention. The project implements element testing, integral testing, analytical methodology development and reactor application analyses, in which involved are important phenomena of fuel discharge behavior, core residual fuel coolability, and debris-bed formation behavior and coolability. This paper describes the project overview and progress until 2025.
大島 宏之
混相流, 40(2), p.104 - 107, 2026/06
本特集では、今なぜ高速炉なのか、人類が大量のエネルギーを消費する中で地球環境への影響を最小化する「資源・廃棄物のリサイクル」の視点、そして優れた特徴を有する高速炉を実現する上で重要な混相流課題とその解決に向けた取り組みを紹介する。
二神 敏; 市川 健太*; 持田 晴夫*; 黒目 和也*; 後藤 正治; 江沼 康弘
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR26) (Internet), 6 Pages, 2026/05
5-year programs of the demonstration sodium-cooled fast reactor (SFR) conceptual design project in Japan have been conducted from 2024. This project includes 2 stage-gates. The 1st stage-gate is fuel technology specification in 2026. The 2nd stage-gate is the decision to move to basic design phase in 2028. The selected design concept of demonstration SFR was a medium-sized pool-type SFR. The basic plant specifications were established as the initial design concept. The electric power scale was set at 600MW, allowing for flexible deployment to both larger and smaller reactors. To concreate the design of the demonstration reactor, design options are also selected. Key issues of the design options are innovative seismic isolation technology (3-dementinal seismic isolation technology or horizontal seismic isolation), innovative containment vessel technology (steel-plate reinforced concrete structure containment vessel or steel containment vessel) and spent fuel storage technology (in-vessel storage or ex-vessel storage). The paper includes the plan and status of the demonstration SFR conceptual design project in Japan.
宮原 信哉*; 鯉江 竜輔*; 宇埜 正美*; 河口 宗道*; 佐藤 理花; 清野 裕
Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114523_1 - 114523_14, 2026/01
被引用回数：2 パーセンタイル：46.18(Nuclear Science & Technology)In a postulated accident of fuel pin failure of a sodium-cooled fast reactor, a fission product of cesium will be released from the failed pin as an aerosol such as cesium iodide and/or cesium oxide together with a fission product noble gas such as xenon and krypton. The xenon and krypton released with the cesium aerosols into the sodium coolant as bubbles have an influence on the removal of cesium aerosols by the sodium pool in a period of bubble rising to the sodium pool surface. Then, the cesium aerosols could transfer into the containment vessel as an initial inventory of a source term. To meet this phenomenon, the computer program AESOP (AErosol scrubbing in SOdium Pool) has been developed to deal with the expansion and the deformation of the bubble together with the aerosol absorption considering the effects of the particle size distribution and the agglomeration in aerosols. In this study, simulation experiments have been conducted using simulant particles under the condition of room temperature in water pool and nitrogen gas bubble systems and the experimental results were compared with the analysis results calculated under the same condition by the AESOP code. Furthermore, to examine the applicability of the AESOP code to the sodium pool system, the sensitivities of the physical parameters on decontamination factor (DF) of fission product aerosols such as the initial bubble diameter, the sodium pool depth and the temperature, the aerosol particle diameter and the density, the initial aerosol concentration in the bubble had been studied and the analysis results were discussed for the sensitivities of the parameter as same as DF of the aerosol.
Vauchy, R.; 堀井 雄太; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 砂押 剛雄*; 中道 晋哉; 齋藤 浩介
Journal of Nuclear Materials, 616, p.156115_1 - 156115_16, 2025/10
被引用回数：1 パーセンタイル：46.18(Materials Science, Multidisciplinary)Controlling the Oxygen/Metal ratio during the sintering of uranium-plutonium mixed oxide fuels is strategic, especially for Fast Neutron Reactors. Within the frame of understanding the reduction of MOX during its sintering, new oxygen potential data and oxygen chemical diffusion coefficients of U
Pu
Am
O
were determined by thermogravimetry between 1773 and 1923 K on elongated cylindrical dense pellets. An innovative experimental protocol was developed to correlate oxygen chemical diffusion to Oxygen/Metal ratio ranges, and thus to the underlying defect chemistry. Oxygen self-diffusion coefficients were also obtained by combining the oxygen chemical diffusion coefficients with defect chemistry. These new data provide a better understanding of the mechanisms and kinetics of MOX reduction during its manufacturing as a sodium-cooled fast reactor fuel.
Alzahrani, H.*; 松下 健太郎; 堺 公明*; 江連 俊樹; 田中 正暁
Nuclear Technology, 211(10), p.2446 - 2458, 2025/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の炉上部プレナム部自由液面において発生する渦によるカバーガス巻込み現象の評価手法の開発が求められており、CFD解析によって得られた流速分布から渦を予測する評価手法の開発が進められている。本研究は、渦の予測のためのCFD解析の効率化の観点からAdaptive Mesh Refinement(AMR)法の適用性について検討した。解析メッシュを詳細化する基準指標として、速度勾配テンソルの第二不変量Qが負となる指標(Index-1)およびIndex-1に圧力勾配の条件を追加した指標(Index-2)を選択した。垂直平板のある非定常渦体系にAMR法を適用し、得られた詳細化メッシュを用いて解析を行った結果、Index-2によって詳細化された解析メッシュにおける圧力分布や垂直平板周りの流速分布が、リファレンスとなる一様詳細メッシュのものと同等となり、Index-2によってはく離点近傍のメッシュが詳細化されることで渦の発生や成長をより正確に予測できることが確認された。
伊藤 啓*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*
日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09
巻き込まれた気泡によってポンプ等の流体機械の性能低下が引き起こされる可能性があることから、バスタブ渦によって巻き込まれるガスの流量(ガス巻込み流量)の推定が重要となる。本研究では、著者らが提案した旋回環状流モデルに基づくガス巻込み流量の評価モデルの適用性を確認するために、数値解析によって得られた渦の自由表面凹部(ガスコア)周辺の液相流速分布に本評価モデルを適用し、ガス巻込み流量を評価した。その結果、適切な評価領域を設定することで、ガス巻込み流量を評価できる見通しを得た。
松下 健太郎; 江連 俊樹; 藤崎 竜也*; 中峯 由彰*; 今井 康友*; 田中 正暁
日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09
ナトリウム冷却高速炉の設計において、カバーガスの巻込みや溶解によって一次冷却系統内に混入した非凝縮性ガスの挙動の評価が重要となる。本研究では、分散相モデルを適用した三次元CFD解析によって、タンク型炉コールドプレナム領域内における気泡の移行の軌跡を評価した。コールドプレナム内に流入する気泡の半径をパラメータとした感度解析の結果、自由液面部からの気泡離脱率は、気泡の半径が増大するにつれて増加し、気泡半径が大きくなると漸近的に増加する傾向を示すことがわかった。
山野 秀将; 二神 敏; 佐々 京平*; 中村 博紀*; 時崎 美奈子*; 久保田 龍三朗*
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 12 Pages, 2025/09
本研究では、受動的炉停止能力に関して、第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリアとガイドラインを我が国で最近に設計されたナトリウム冷却高速炉へ適用した。
佐藤 理花; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 菊地 晋; 山野 秀将
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.137 - 142, 2025/09
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉では、ナトリウム(Na)と硝酸系溶融塩との熱交換器伝熱管破損に至るような仮想的な事故条件下でNaと硝酸系溶融塩との化学反応が発生する可能性がある。そのため、Naと硝酸系溶融塩の反応挙動は、当該システムの安全評価上、重要現象の一つとなっている。本研究では、NaNO
-KNOの混合物であるソーラーソルトとNaとの反応試験を実施し、得られた試験結果について検討を行った。その結果、ソーラーソルトの融解が開始した後にNaとの反応が起こることが分かった。試験で得られた反応温度から、速度論的パラメータおよび反応速度を求め、Na-水反応と比較した。その結果、Na-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の伝熱管破損時の事象進展で勘案すべき時間スケール内にソーラーソルト反応が生じ得ることが分かった。
竹下 健二*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 阿部 拓海; 西原 健司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.52 - 57, 2025/09
This study analyzed minor actinide (MA) inventory in scenarios assuming demonstration and subsequent commercialization of fast reactor (FR) in the mid-21st century, focusing on the characteristics of reprocessing processes in oxide and metal fuel FR cycles. At the end of the evaluation period defined in this study, the transition of MA to waste was 138 tons in the oxide fuel FR cycle without an MA separation process, requiring a footprint of geological repository of 3.01 km
. In contrast, in the metal fuel FR cycle, when only spent fuel discharged from the FR was subjected to pyro-reprocessing, the MA transition to waste was nearly identical to that of the oxide FR cycle. However, when spent MOX fuel discharged from light water reactor (LWR) was also reduced to metal and processed by the pyro reprocessing, the MA transition decreased to 93 tons, with a correspondingly reduced footprint of 2.12 km2. The results show a strong link between MA transition to waste and repository footprint, highlighting the potential of metal fuel FR cycles which can reduce demand of final disposal by the metallization and pyro-reprocessing of spent MOX fuel from the LWR fuel cycle.
田上 浩孝*; 岡野 靖; 山野 秀将
Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 12 Pages, 2025/08
The metal-fuel specific physical models for uranium-iron eutectic reaction and metal fuel pin behavior have been developed and incorporated into the SIMMER-III/IV code for safety analyses of metal-fuel sodium-cooled fast reactors. The TREAT M6 experimental analysis was performed to validate the metal-fuel pin model.
豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 鈴木 章裕*
Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 8 Pages, 2025/07
Sodium-cooled fast reactors (SFRs) have been focused on to realize a decarbonized society and are being developed in Japan. Since there is concern that Mod.9Cr-1Mo steel, a candidate material for SFR steam generators, will be affected by thermal aging and lose strength when used at high temperatures for long periods of time, it is important to evaluate the effect of thermal aging over long periods of time. Mod.9Cr-1Mo steel requires post weld heat treatment (PWHT) after welding. In the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME)code, Rules on the Design and Construction of Nuclear Power Plants, the allowable values for base metal are set using materials that have undergone stress relief heat treatment (SR) after normalizing and tempering (NT) to simulate the thermal history of the PWHT. This paper describes the post aging tensile strength of materials subjected to prolonged thermal aging in order to provide a more detailed evaluation of the effects of thermal aging on Mod. 9Cr-1Mo steels subjected to NT+SR than has been done in the past. The evaluation in this paper used tensile test results of material that had been actually thermal aged at 550
C for approximately 200,000 hours. The results of post aging tensile tests showed that there was a difference in strength loss after aging between the NT materials and NT+SR materials. This paper discusses the differences between NT materials and NT+SR materials from the tensile test results obtained and identifies issues that need to be resolved for further analysis.
岡島 智史; 安藤 勝訓; 豊田 晃大; 石上 勝夫*; 小沼 輝充*; 高橋 亮耶*; 浅山 泰; 若井 隆純
Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 10 Pages, 2025/07
本研究では、ナトリウム冷却高速炉の構造健全性に対する信頼度を、数十年を要する膨大な長期材料試験データによってのみ達成可能なレベルまで高めることを目的として、新しい材料監視技術の開発に取り組んだ。当該技術は、実際の原子炉で進行中の材料劣化プロセス、すなわち疲労やクリープ疲労を監視することを可能にするものである。この目的のために新たに開発された試験片を原子炉に入れ、劣化の程度や残存寿命など必要な情報を得るため、試験片を観察・評価する手順を確立する。試験手順を確立するために、日米間の協力協定である「民生原子力研究開発ワーキンググループ(CNWG)」の枠組みの中で受動クリープ疲労試験体を開発し、電気炉を用いた繰返し熱負荷による実証試験を実施した。その結果、試験片は数百回の熱サイクルによって破損した。試験後の試験片の巨視的検査では、座屈を起こすことなく正常に試験が行われたことが示された。破面観察から、おそらく疲労かクリープ疲労による破壊であることが示唆された。
曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 大木 裕*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.403 - 414, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウム漏えい事故を管理するためにナトリウムの燃焼挙動を理解することが極めて重要である。本研究では、多次元熱流動解析コードAQUA-SFを用いて、サンディア国立研究所(SNL)のT3実験のベンチマーク解析を実施した。この実験は、容器容積100m
、ナトリウム流量1kg/sの密閉空間で実施され、ナトリウム注入直後の局所的な温度上昇がもたらす多次元的な影響を明らかにした。本研究では、AQUA-SFの機能を拡張することを目的として、このような多次元的な温度変動、特に容器底部における高温領域の形成のシミュレーションに焦点を当てた。提案したモデルには、ナトリウム液滴着火の一時停止と床面上のナトリウム飛沫の噴霧燃焼が含まれる。さらに、底部高温域の再現性を高めるためには、床部近傍に熱源を追加することが不可欠であることを示した。そこで、噴霧円錐角の感度解析と床面上の液滴の長時間燃焼を含むケーススタディを実施した。この包括的なアプローチにより、ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム燃焼のダイナミクスと安全対策に関する貴重な知見を得ることができた。
大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.
松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁; 今井 康友*; 藤崎 竜也*; 堺 公明*
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113785_1 - 113785_16, 2025/02
被引用回数：1 パーセンタイル：19.36(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の安全設計の観点から、液面渦によるアルゴンカバーガスのガス巻込み現象(GE)を評価する手法の確立が必要となる。本研究では、GEを評価するインハウスツールである「StreamViewer」の評価モデルの高度化として、吸込み部から液面部にかけて連続する渦中心点を接続することで渦中心線を抽出し、渦中心線に沿った減圧量分布と水頭圧とのつり合いに基づいて渦のガスコア長さを評価する「PVLモデル」について提案した。PVLモデルの適用性確認として、矩形開水路体系における垂直平板による非定常後流渦試験の三次元数値解析結果に本モデルを適用し、その結果、PVLモデルを用いたStreamViewerによるGE評価によって、非定常渦流れの試験における入口流速とガスコア長さの関係を再現できることが確認された。
Calabrese, R.*; 廣岡 瞬
Progress in Nuclear Energy, 178, p.105516_1 - 105516_11, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高速炉用MOXにおける熱クリープは燃料と被覆管の相互作用に影響する重要な物性である。本研究では熱クリープに関する文献レビューを行った。レビューでは、熱クリープに対する燃料中のポロシティ、Pu含有率及びO/M比の依存性の観点で文献データを整理し、これらのパラメータ依存性について新たなモデル式を提案した。特にO/M比依存性については、Evansが報告したモデルと違い、O/M=2に向かって明確に上昇するモデルを提案した。また、本レビューで、より広い範囲のポロシティ及び温度のデータが高速炉用MOXの解析に必要であることを明らかにした。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 17 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A series of integral experiments were conducted at the Fast Critical Assembly (FCA) of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) using the FCA-XXIII-1 and FCA-XXIV-1 assemblies to simulate a small fast reactor with a thick stainless-steel reflector. The objective was to provide systematic data for assessing the effects of reflector configurations on the accuracy of neutronic calculations. FCA-XXIII-1 included multiple configurations with partial voids introduced into the reflector to enhance neutron leakage, while FCA-XXIV-1 utilized a depleted uranium blanket to suppress it. This paper presents a detailed description of measurements of criticality and reflector reactivity worth under various reflector conditions. Calculations were performed using the MVP3 Monte Carlo code with the JENDL-5 nuclear data library. The calculated effective multiplication factors agreed with the experimental values within 300 pcm, with slight overestimations. Reflector reactivity worths were also well reproduced across configurations, regardless of neutron leakage levels. These results serve as benchmarks for validating computational codes and nuclear data libraries, and they thereby support the reliable design and analysis of small fast reactors with reflectors.
小坂 亘; 内堀 昭寛; 渡部 晃*; 椎名 祥己*
Proceedings of 10th Workshop on Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (CFD4NRS-10) (Internet), 12 Pages, 2025/00
In a steam generator (SG) of a sodium-cooled fast reactor, water leakage caused by heat transfer tube failure in an SG makes a high-temperature, high-velocity, and corrosive jet with sodium-water reaction (SWR). The reacting jet may cause further tube failure and the expansion of the affected area in an SG. A mechanistic analysis code SERAPHIM has capability to evaluate the reacting jet considering multi-component, multiphase and compressive flow with SWR. By comparing analysis and experimental results, SERAPHIM code has been validated from the case of a free jet to the reacting jet in a tube bundle system with an average water leak rate of 0.15 kg/s. In this paper, as one of the validation analysis series of SERAPHIM code, we performed numerical analysis for the reacting jet in a tube bundle system with larger average water leak rate, i.e. 1.85 kg/s. Similar to previously reported results, the gas phase expanded in the system immediately after the discharging and then flowed in the direction of buoyancy force. It was confirmed the occurrence of an underexpanded jet and the limitation of the maximum temperature, which are consistent with the knowledge of the SWR phenomena in an SG. The low and high-temperature regions were wider than in previous reports due to the larger average water leak rate. The high-temperature region obtained by the analysis agreed with the representative characteristics appeared in the experimental result such as location and shape of the temperature distribution. The analysis results were consistent with previous knowledge. The representative characteristics that appeared in the experimental result were also reproduced. SERAPHIM code was applicable to the selected average water leak rate in the tube bundle system.
