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論文

Numerical simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test using finite volume particle method

Zhang, T.*; 船越 寛司*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司

Annals of Nuclear Energy, 150, p.107856_1 - 107856_10, 2021/01

The EAGLE ID1 test was performed by the Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of fuel discharge from a fuel subassembly with an inner duct structure. The experimental results suggested that the early duct wall failure observed in the test was initiated by high heat flux from the molten pool comprising liquid fuel and steel. In addition, the post-test analyses showed that the high heat flux may be enhanced effectively by molten steel in the pool. In this study, a series of thermal-hydraulic behaviors in the ID1 test was analyzed to investigate the mechanisms of molten pool-to-duct wall heat transfer using a fully Lagrangian approach based on the finite volume particle method. The present 2D particle-based simulation demonstrated that a large thermal load on the duct wall can be caused by direct contact of the liquid fuel with nuclear heat and high-temperature liquid steel.

論文

Neutronics design for molten salt accelerator-driven system as TRU burner

菅原 隆徳

Annals of Nuclear Energy, 149, p.107818_1 - 107818_7, 2020/12

 被引用回数:0

余剰プルトニウムの扱いは、日本における原子力利用の最重要課題の一つである。本研究では、この課題に取り組むため、超ウラン元素(TRU)核種の核変換をするための溶融塩加速器駆動システム(ADS)の検討を行った。MARDS(Molten salt Accelerator Driven System)と名付けられたこの概念は、硬いスペクトルを実現するため、鉛塩化物とTRU塩化物の混合物を燃料塩として用いる。この燃料塩は核破砕ターゲットとして用いられ、専用のターゲットを必要としない。さらに、ビーム窓が燃料塩と接しない設計にすることで、ADS検討で最も困難なビーム窓設計の設計条件を大きく緩和する。本研究では、この概念について核設計を行い、400MW熱出力、800MeV-7mA陽子ビームを用いることで、約4400kg/40年のプルトニウムを核変換できることを示した。この概念では、加速器としてLINACに代わり円形加速器を用いることができ、従来のJAEA-ADSに比べてより柔軟な設計が可能となる。

論文

Plasticity correction on stress intensity factor evaluation for underclad cracks in reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor ($$K_{rm I}$$) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, $$K_{rm I}$$ of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.

論文

Transient response of LWR fuels (RIA)

宇田川 豊; 更田 豊志*

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08

This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.

論文

A Linear Equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力$$P$$を新しい変数$$q$$(出力$$P$$の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点($$q,P$$)はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点($$q,P$$)はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。

論文

今こそ、高速炉の話; 持続性あるエネルギー供給へ

根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之

日本原子力学会誌, 62(8), p.438 - 441, 2020/08

「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。

論文

Validation of analysis models on relocation behavior of molten core materials in sodium-cooled fast reactors based on the melt discharge experiment

五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs.CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 2; Thermophysical properties of eutectic mixture containing of high concentration boron in a solid state

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

Eutectic melting behavior between boron carbide (B$$_{4}$$C) as control rod material and stainless steel (SS) as structural material and subsequent relocation behavior plays an important role to achieve an in-vessel retention concept which ensures long-term coolability of degraded core under core disruptive accident, because these behaviors are expected to reduce the neutronic reactivity significantly. However, these behaviors have never been simulated in severe accident computer codes before. Since 2016, JAEA has been conducting a research project to develop physical models that describe these behaviors. For the physical models' development, it is necessary to obtain thermophysical properties of SS-B$$_{4}$$C eutectic mixture with various B$$_{4}$$C concentration and maintain them as a database. In this work, the density and specific heat of SS-17 mass%B$$_{4}$$C in a solid state are obtained and compared with these of stainless steel containing 0 and 5 mass%B$$_{4}$$C.

論文

Development of ex-vessel phenomena analysis model for multi-scenario simulation system, spectra

内堀 昭寛; 青柳 光裕; 高田 孝; 大島 宏之

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

ナトリウム(Na)冷却高速炉のシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価するマルチシナリオシミュレーションシステムSPECTRAを新たに開発した。本件では、炉外側の質点系圧縮性気相挙動解析モジュール及びNa-コンクリート相互作用モジュールの妥当性を基礎的な解析から個別に確認し、さらに原子炉容器及び1次冷却系配管からのナトリウム漏えいを想定とした解析を実施し、炉外側モジュール全体としての妥当性を確認した。

論文

Recent verification activities on probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL4 for reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.

論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal-hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06

ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。

論文

Numerical simulation of two-phase flow in 4$$times$$4 simulated bundle

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00583_1 - 19-00583_12, 2020/06

原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、軽水炉燃料集合体を模した4$$times$$4バンドル体系において、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、既存に報告されているバンドル内気液二相流の可視化研究やボイド率計測結果をもとに、解析手法の妥当性の検討、および課題の抽出を行った。

論文

Advancement of elemental analytical model in LEAP-III code for tube failure propagation

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Li, J.*; Jang, S.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00548_1 - 19-00548_11, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。

論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00489_1 - 19-00489_16, 2020/06

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

Improvements on evaluation functions of a probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021208_1 - 021208_11, 2020/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. By reflecting the latest knowledge and findings, the evaluation functions are continuously improved and have been incorporated into PASCAL4 which is the most recent version of the PASCAL code. In this paper, the improvements made in PASCAL4 are explained in detail, such as the evaluation model of warm prestressing (WPS) effect, evaluation function of confidence levels for PFM analysis results by considering the epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions, and improved methods for KI calculations when considering complicated stress distributions. Moreover, using PASCAL4, PFM analysis examples considering these improvements are presented.

論文

Guideline on probabilistic fracture mechanics analysis for Japanese reactor pressure vessels

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; Li, Y.; 吉村 忍*

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021205_1 - 021205_10, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)事象を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。

論文

Computer code analysis of irradiation performance of axially heterogeneous mixed oxide fuel elements attaining high burnup in a fast reactor

上羽 智之; 横山 佳祐; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*; Pelletier, M.*

Nuclear Engineering and Design, 359, p.110448_1 - 110448_7, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉で高燃焼度を達成した軸非均質MOX燃料ピンの照射挙動を、連成した計算コードを持ちいて解析した。照射後試験では、軸非均質燃料ピンのMOX燃料カラムと上下・内部ブランケットカラムの境界部近傍において、Cs濃度とピン外径の局所的な増加が確認されている。解析の結果、Cs濃度増加はMOX部からブランケット部へのCsの軸方向移動によるものであると評価された。また、Cs-U-O化合物の形成によるブランケットペレットのスエリングは、PCMIを引き起こすほど顕著には生じていないと評価された。ピン外径増加に及ぼすPCMIの寄与は小さく、外径増加の主な要因は、被覆管スエリングとピン内ガス圧による照射クリープであると評価された。

報告書

Prototype fast breeder reactor Monju; Its history and achievements (Translated document)

光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟

JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB

高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・建設」, 「試運転」, 「原子炉安全」, 「炉心技術」, 「燃料・材料」, 「原子炉設備」, 「ナトリウム技術」, 「構造・材料」, 「運転・保守」, 「事故・トラブル経験」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。

論文

Boron chemistry during transportation in the high temperature region of a boiling water reactor under severe accident conditions

三輪 周平; 高瀬 学; 井元 純平; 西岡 俊一郎; 宮原 直哉; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(3), p.291 - 300, 2020/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

BWR重大事故における制御材ホウ素の移行挙動を、セシウム及びヨウ素に与える化学的影響の観点から評価するため、高温領域を移行するホウ素の化学挙動を実験的に調べた。核分裂生成物放出移行再現実験装置を用いて水蒸気雰囲気にて酸化ホウ素試料の加熱実験を実施した。放出した酸化ホウ素蒸気は1,000K以上においてステンレス鋼への凝集により多量に沈着した。さらに、この酸化ホウ素の沈着物、もしくはホウ素蒸気種とステンレス鋼が1,000K以上において反応することで、安定な鉄-ホウ素の複合酸化物(FeO)$$_{2}$$BO$$_{3}$$化合物を形成することが分かった。この結果は、重大事故時において、破損したBWR制御ブレードから放出されるホウ素は圧力容器内等の高温領域に保持されることを示している。このことから、セシウム蒸気がホウ素の沈着物と反応することで低揮発性のホウ酸セシウム化合物を形成し、圧力容器から低温領域に移行するセシウム蒸気が減少することなどが可能性として考えられる。

論文

Study on plutonium burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario, reactor safety and fabrication tests of the 3S-TRISO fuel

植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.17(Nuclear Science & Technology)

固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。

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