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論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in whole core refueling

山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖; 鳴戸 健一*

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2018/10

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。EVSTの安全設計の考え方は、ナトリウム液位が下がって長期的には炉心頂部が露出されるような厳しい状況を想定しても全燃料集合体を交換できるようにすることとしており、EVSTへ早期に燃料を移行できる。本研究では崩壊熱の減衰に沿って成功基準の緩和を取り入れた。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-5}$$/年程度と評価された。支配的なシーケンスは、1系統の除熱運転系統の喪失を起因事象として、待機している3系統の運転への運転員による切替失敗及び静的機器破損であった。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology against volcanic eruption for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山元 孝広*

ASCE-ASME Journal of Risk and Uncertainty in Engineering Systems, Part B; Mechanical Engineering, 4(3), p.030902_1 - 030902_9, 2018/09

本論文では、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルタ目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約3$$times$$10$$^{-6}$$/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、感度解析を通じて火山灰到達低減係数とプレフィルタ設置の効果を調べた。

論文

Development of a probabilistic risk assessment methodology against a combination hazard of strong wind and rainfall for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00093_1 - 18-00093_19, 2018/08

本論文では、強風と降雨の重畳ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法について述べる。この重畳ハザードPRAでは、ハザード曲線を最大瞬間風速、1時間降水量、降雨継続時間について評価された。シナリオ分析により、強風と降雨の重畳ハザードから起こりうる事象シーケンスを導き出した。その事象シーケンスは、雨水液滴の繰返し接触による伝熱管疲労破損による補助冷却設備の機能喪失で特徴づけられた。この状況が起こるのは、強風起因の飛来物が空気冷却器雨どいに衝突して雨どい破損後に雨水液滴が侵入することが考えられる。この事象シーケンスは重畳ハザードによる機器破損を考慮するイベントツリーに取り入れた。最後に、離散的なハザード発生頻度に条件付除熱失敗確率を乗じて合計すると炉心損傷頻度が求められ、10$$^{-6}$$/yearのオーダーの結果を得た。支配的なシーケンスは飛来物による燃料タンク破損後に空気冷却器ダンパーの手動操作失敗であった。支配的なハザードは最大瞬間風速40-60m/s、1時間降水量20-40mm/h、降雨継続時間0-10時間であった。

論文

Epistemic Uncertainty Quantification of Floor Responses for a Nuclear Reactor Building

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

2011年福島原子力発電所事故の後、原子力施設では設計を超える地震動への対策が求められている。確率論的地震リスク評価(SPRA)における不確実さは、低減できない偶然的不確実さと知識や情報収集によって低減可能な認識論的不確実さに分類される。SPRAの信頼度向上のために、知識不足による認識論的不確実さを低減することが必要である。本研究では、認識論的不確実さに関連し、モデル化手法による地震応答の違いに着目する。従来の質点系モデルと3次元有限要素モデルの2種類のモデルを用いて、偶然的不確実さを考慮した多様な入力地震動を用いた地震応答解析を実施する。各モデルで得られた原子炉建屋の床応答の違いについて定量的評価を行う。最後に、SPRAのフラジリティ評価において不確実さ評価結果をどのように活用するかについて議論する。

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$/年程度と評価された。2次系のナトリウム凍結を考慮することで、燃料損傷頻度は2倍増加した。支配的なシーケンスは、ダンパ開の共通原因故障及び待機系統の運転モードへの切り替えに関する人的過誤であった。また、重要度解析によりリスク重要度の高いものを示した。

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/11

日本におけるナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本研究の目的はEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスを同定することである。JSFRにおけるEVST冷却系は1次系と2次系からなる独立4系統である。JSFR設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$ /年程度と評価された。燃料損傷頻度を高くするのは主に冷却系の除熱機能喪失であった。また、支配的な起因事象は除熱運転1系統故障であった。

論文

Uncertainty evaluation of seismic response of a nuclear facility using simulated input ground motions

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 12th International Conference on Structural Safety & Reliability (ICOSSAR 2017) (USB Flash Drive), p.2206 - 2213, 2017/08

本稿では、モデル化手法の違いが原子力施設の地震応答解析結果のばらつきに与える影響を明らかにするため、多様な模擬入力地震動を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、建屋せん断壁の最大加速度応答に着目し、モデル化手法による応答結果への影響、応答のばらつき要因について分析を行い、得られた知見について報告する。

論文

Uncertainty assessment of structural modeling in the seismic response analysis of nuclear facilities

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08

本稿では、原子力施設のモデル化手法が地震応答解析結果に与える影響を明らかにするため、多様な入力地震波を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、従来のSRモデルと3次元有限要素モデルにおける建屋の最大加速度応答の違いに着目し、入力地震動強さと建屋床高さと応答結果の関係について得られた知見について報告する。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazards of strong wind and rainfall for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07

本論文では、強風と降雨の重畳ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法について述べる。この重畳ハザードPRAでは、ハザード曲線を最大瞬間風速、1時間降水量、降雨継続時間について評価された。シナリオ分析により、強風と降雨の重畳ハザードから起こりうる事象シーケンスを導き出した。その事象シーケンスは、雨水液滴の繰返し接触による伝熱管疲労破損による補助冷却設備の機能喪失で特徴づけられた。この状況が起こるのは、強風起因の飛来物が空気冷却器雨どいに衝突して雨どい破損後に雨水液滴が侵入することが考えられる。この事象シーケンスは重畳ハザードによる機器破損を考慮するイベントツリーに取り入れた。最後に、離散的なハザード発生頻度に条件付除熱失敗確率を乗じて合計すると炉心損傷頻度が求められ、10$$^{-7}$$/yearのオーダーの結果を得た。支配的なシーケンスは飛来物による燃料タンク破損後に飛来物による補助冷却設備破損であった。支配的なハザードは最大瞬間風速40-60m/s、1時間降水量20-40mm/h、降雨継続時間0-10時間であった。

論文

外部ハザードに対する崩壊熱除去機能のマージン評価手法の研究開発

山野 秀将

原子力システム研究開発事業及び英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業平成28年度成果報告会資料集(インターネット), 4 Pages, 2017/01

平成24年から平成27年にかけて、文部科学省原子力システム研究開発事業において、外部ハザードに対する崩壊熱除去機能のマージン評価手法の研究開発を実施した。平成27年度は重畳ハザードとして降雪と低温、強風と降雨の組み合わせに対するハザード評価及び事象シーケンス評価手法開発を完了した。森林火災については、雷との重畳を考慮したハザード評価手法を開発した。

論文

Event sequence analyses of a forest fire heat effect on a sodium-cooled fast reactor for an external hazard PRA methodology development

岡野 靖; 山野 秀将

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/11

森林火災に関するPRA手法開発の一環として、高速炉への熱影響に関する事象シーケンス評価を行った。潜在的な脆弱性に関連する事象シナリオを開発し、その際、森林火災により外部電源が喪失していること等を保守的に仮定した。イベントツリーの開発においては、外部電源喪失を起因事象とし、ヘディングとしては、外部燃料タンク、非常用ディーゼル発電機、補助冷却系、崩壊熱除去のための空気冷却器に関するものを設定した。故障確率は、森林火災の熱強度に応じた破損曲線や、保守的な仮定に基づく値を用いた。外部電源喪失の条件のもと、炉心損傷頻度はおおよそ10$$^{-7}$$/年となった。重要なヘディングは、外部燃料タンクの健全性に関するものであった。

論文

Development of risk assessment methodology against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and margin assessment methodology against volcanic eruption

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対するマージン評価手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、フィルター破損までの猶予時間をマージンと定義した。降灰継続時間より猶予時間が短いときだけマージンを検討する必要がある。機器別のマージン評価では、各機器の吸い込み風量とフィルタ破損限界を使って計算された。シーケンス別のマージン評価では、機器別のマージン評価とイベントツリーに基づき評価された。マージンを大きくするアクシデントマネジメント対策として、例えば、強制循環運転の手動トリップ、空気冷却器3系統の順次運転、及びプレフィルターによるカバーを提案した。

論文

Dynamic and interactive approach to level 2 PRA using continuous Markov process with Monte Carlo Method

Jang, S.*; 山口 彰*; 高田 孝

Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2016/10

イベントツリー(ET)やフォールトツリー(FT)法を用いた従来のレベル2確率論的リスク評価(PRA)では、イベントの生起順序を事前に評価する必要があり、特に不確かさの大きなレベル2(燃料損傷$$sim$$放射性物質の敷地外放出)では、網羅的な評価が困難である。本研究では、動特性解析と連続マルコフ過程モンテカルロ法とをカップリングすることにより直接的に不確かさを考慮した評価を行う。本研究では、第4世代と呼ばれるナトリウム冷却高速炉における除熱源喪失事象(PLOHS)を対象とした解析を実施し、多種多様な放射性物質放出シナリオを評価できる見通しを得た。

論文

Development of risk assessment methodology of decay heat removal function against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and volcanic PRA methodology

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06

本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約3$$times$$10$$^{-6}$$/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、支配的な火山ハザードは、大気中濃度10$$^{-2}$$ kg/m$$^{3}$$、粒径0.1mm、層厚50-75cm、継続時間1-10hrであった。

論文

DNA gyrase of ${it Deinococcus radiodurans}$ is characterized as Type II bacterial topoisomerase and its activity is differentially regulated by PprA in vitro

Kota, S.*; Rajpurohit, Y. S.*; Charaka, V. K.*; 佐藤 勝也; 鳴海 一成*; Misra, H, S.*

Extremophiles, 20(2), p.195 - 205, 2016/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:47.77(Biochemistry & Molecular Biology)

The multipartite genome of ${it Deinococcus radiodurans}$ forms toroidal structure. It encodes topoisomerase IB and both the subunits of DNA gyrase (DrGyr) while lacks other bacterial topoisomerases. Recently, PprA a pleiotropic protein involved in radiation resistance in ${it D. radiodurans}$ has been suggested for having roles in cell division and genome maintenance. In vivo interaction of PprA with topoisomerases has also been shown. DrGyr constituted from recombinant gyrase A and gyrase B subunits showed decatenation, relaxation and supercoiling activities. Wild type PprA stimulated DNA relaxation activity while inhibited supercoiling activity of DrGyr. Thus, we showed that DrGyr confers all three activities of bacterial type IIA family DNA topoisomerases, which are differentially regulated by PprA, highlighting the significant role of PprA in DrGyr activity regulation and genome maintenance in ${it D. radiodurans}$.

論文

Impacts of friction stir processing on irradiation effects in vacuum-plasma-spray coated tungsten

小沢 和巳; 谷川 博康; 森貞 好昭*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2054 - 2057, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼(F82H)は先進核融合炉の構造材料候補である。第一壁ならびにダイバータではプラズマスパッタ抑制のため、タングステン被膜が必須とされている。F82H鋼に、真空プラズマ溶射法でタングステン(W)を皮膜し、その後摩擦攪拌処理(FSP)にて強化した試料に対しイオン照射実験を実施し、WとF82Hの各要素のイオン照射後の硬さと微細組織に及ぼす細粒化の影響を調べた。これまでの結果からは、800$$^{circ}$$C、5.4dpaでイオン照射したFSP-W皮膜の顕著な照射硬化は認められていない。

論文

Development of risk assessment methodology against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and strong wind PRA methodology

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.454 - 465, 2015/05

本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に強風PRA手法開発について述べる。強風PRA手法を開発するにあたって、まず、我が国で記録された気象データに基づき、ワイブル分布及びグンベル分布を用いてハザード曲線を推定した。得られたハザード曲線は、イベントツリー定量化のために5つのカテゴリに離散化した。次に、崩壊熱除去に関連した設備に対する破損確率を求めるために、2つの確率の積で表すことにした。すなわち、飛来物が崩壊熱除去系の空気吸気口と排気口に入る確率と飛来物衝突による破損確率の積である。イベントツリーに基づき最終的に得られた炉心損傷頻度は、グンベル分布で求められたハザード発生頻度の離散化した確率に条件付除熱失敗確率を乗ずることによって、約6$$times$$10$$^{-9}$$と推定された。支配的なシーケンスは、飛来物衝突による燃料タンク火災を従業員が消火できず、崩壊熱除去喪失に至ることであると導かれた。

論文

外部ハザードに対する崩壊熱除去機能のマージン評価手法の研究開発

山野 秀将

原子力システム研究開発事業平成26年度成果報告会資料集(CD-ROM), p.37 - 42, 2015/01

平成24年から平成27年にかけて、文部科学省原子力システム研究開発事業において、外部ハザードに対する崩壊熱除去機能のマージン評価手法の研究開発を実施している。平成25年度は積雪・竜巻・強風ハザードに対するハザード評価及び事象シーケンス評価手法開発を完了した。また、火山灰拡散シミュレーションを行い、噴火継続時間を得た。森林火災については、延焼シミュレーションを行い、湿度と風速が感度が高いことを示した。

論文

Identification of the accident sequences for the evaluation of the effectiveness of severe accident measures on prototype Sodium-cooled Fast Reactor

小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12

The accident sequences beyond design basis to be considered for the prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which is now under development in Japan Atomic Energy Agency (JAEA), are identified in order to confirm the effectiveness of the measures against severe accidents. Internal and external events are considered as potential initiator of severe accidents. Earthquake and tsunami are focused on as the external events in light of the accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Probabilistic Risk Assessment (PRA) and/or its alternative approach are taken for the comprehensive analyses of the accident sequences. At first, four important accident sequence groups are identified; anticipated transient without scram, loss of reactor sodium level, protected loss of heat sink and loss of all alternating current power sources. Then accident sequence to be evaluated is extracted from corresponding accident sequence group. Severe accident measures which are composed of installing hardware or constructing emergency operator procedure, and which are intended to minimize the risk of radioactive release, are also identified for each accident sequence. In order to confirm the effectiveness of those severe accident measures prepared for prototype SFR, deterministic safety evaluations of those accident sequences should be carried out.

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