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論文

Validation study of initiating phase evaluation method for the core disruptive accident in an SFR

石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 10 Pages, 2019/05

高速炉の安全研究の分野では炉心損傷事故(CDA)が評価上重要な課題であるとして、当該事故に関する評価手法の研究開発が進められて来ている。その中でSAS4AはCDAの起因過程(IP)の事象進展を評価するために開発が進められている解析コードである。本研究ではSAS4Aの信頼性向上のため、PIRT手法を適用したSAS4Aの検証を行った。SAS4Aの検証は、(1) CDAの代表的な事象であるULOFに対する評価指標(FOM)の選択、(2) ULOFに関連する物理現象の抽出、(3)物理現象のランク付け、(4)評価マトリクスの構築、(5)評価マトリクスに基づく試験解析、という流れで実施し、これによりSAS4Aの信頼性向上を図ることができた。

論文

Development and validation of SAS4A code and its application to analyses on severe flow blockage accidents in a sodium-cooled fast reactor

深野 義隆

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(1), p.011001_1 - 011001_13, 2019/01

高速炉は軽水炉と比較して、燃料要素が密に配置されていること、出力密度が高いこと等から、炉心局所事故はナトリウム冷却高速炉の安全評価の中で重要視されてきた。このうち、仮想的集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象は最も厳しい結果を与える。既往研究では、SAS4Aコードを用いたHTIB事象の評価が実施されているが、本研究ではSAS4Aコードの出力制御系モデル等を追加するとともに、改良したSAS4Aコードを用いて「もんじゅ」のHTIB事象の評価を実施し、既往研究の結論が変わらないことを確認した。さらに、本研究では、HTIB事象を模擬した4種類の炉内試験を用いてSAS4Aコードの妥当性確認を行った。これによってSAS4AコードをHTIB事象の影響評価に適用することの妥当性がさらに高められた。

論文

SAS4A simulations of selected CABRI-1 oxide fuel experiments

Karahan, A.*; 川田 賢一; Tentner, A.*

Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11

An initial comparison of the SAS4A version 5.2 code predictions and observed results of two of the CABRI-1 Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) Oxide Fuel tests has been accomplished. The selected experiments are (1) AI3, a Transient Over-Power test and (2) BI3, a Loss-of-Flow and Transient Over-Power test. The initial simulations describe the test events up to the time of cladding failure and results such as onset of the coolant boiling, time and spatial variation of the fuel pin temperature, and clad failure time and location are given. The calculated clad failure results are in reasonable agreement with the corresponding experimental results. Directions for further improvement of the mixed oxide fuel models of the SAS4A code are outlined.

論文

Development and validation of evaluation method on hypothetical total instantaneous flow blockage in sodium-cooled fast reactors and its application to a middle size SFR

深野 義隆

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

既往研究では、SAS4Aコードを用いた仮想的燃料集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象の評価が実施されているが、本研究ではSAS4Aコードに出力制御系モデルを追加するとともに、改良したSAS4Aコードを用いて「もんじゅ」のHTIB事象の評価を実施した。出力制御系を考慮した結果、出力領域中性子束高、または遅発中性子検出法によって原子炉は安全にシャットダウンされることを明らかにした。したがって、既往研究におけるHTIB事象の影響は流量減少時反応度抑制機能喪失事象と比較して非常に小さいという結論が本研究によって強く支持された。さらに、本研究では、HTIB事象を模擬した炉内試験を用いてSAS4Aコードの妥当性確認を行った。これによってSAS4AコードをHTIB事象の影響評価に適用することの妥当性がさらに高められた。

論文

A Preliminary evaluation of unprotected loss-of-flow accident for a prototype fast-breeder reactor

鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:10.49(Nuclear Science & Technology)

In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.

口頭

高速炉の炉心損傷事故起因過程解析コードによる炉内試験解析,1; SAS4Aコード及びCABRI炉内試験の概要

深野 義隆; 今泉 悠也; 吉岡 尚憲*; 赤堀 央*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷起因過程解析コードSAS4Aを用いて、国際共同CABRI炉内試験の解析を実施した。本研究では、いずれも中程度の燃焼度でスミア密度の低い燃料を用い、出力パルスの印加タイミングの異なる3試験を対象に試験解析を行った。本発表では、SAS4Aコードのモデル概要、及び解析の対象としたCABRI炉内試験の概要について説明し、後続の発表で各試験の解析結果について報告する。

口頭

高速炉の炉心損傷事故起因過程解析コードによる炉内試験解析,2; LTX試験の解析

赤堀 央*; 深野 義隆

no journal, , 

本研究では、炉心損傷起因過程解析コードSAS4Aを用いて、国際共同CABRI炉内試験のうち、流量減少の後、冷却材沸騰前に出力パルスを印加したLTX試験の解析を行った。SAS4Aコードによる試験解析の結果、過渡時の冷却材温度変化及び過渡後の燃料ピン破損後の燃料の溶融移動等について、試験結果とほぼ一致することを確認した。

口頭

高速炉の炉心損傷事故起因過程解析コードによる炉内試験解析,3; LT4試験の解析

吉岡 尚憲*; 深野 義隆

no journal, , 

本研究では、炉心損傷起因過程解析コードSAS4Aを用いて、国際共同CABRI炉内試験のうち、流量減少の後、冷却材沸騰前に出力パルスが印加されたLT4試験の解析を行った。SAS4Aコードによる試験解析の結果、過渡時の冷却材温度変化及び過渡後の燃料ピン破損後の燃料の溶融移動等について、試験結果と良好な一致を確認した。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF起因過程における評価

川田 賢一; 石田 真也

no journal, , 

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の起因過程における事象推移を評価・検討した。事象推移を支配する現象に関してCABRI試験等の知見を反映した標準的な評価条件では、即発臨界に至ることはなく、緩慢な事象推移となる見通しを得た。

口頭

ナトリウム冷却高速炉における仮想的集合体入口瞬時完全閉塞事象の評価

深野 義隆

no journal, , 

本研究では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、シビアアクシデント(SA)に至る可能性のある事象としてその開発当初から歴史的に研究されて来た炉心局所事故のうち、最も厳しい結果となる仮想的集合体入口瞬時完全閉塞(TIB)事象について、原型炉を対象とした評価を行った。その結果、万一TIB事象が発生したとしても、炉心の損傷は限定的であり、安全に炉停止されること、また、その結果の影響はSFRの代表的なSAである炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失事象に十分包絡されることを明らかにした。なお、本研究では、出力制御系の影響を考慮したが、損傷の拡大速度等に若干の影響が見られるものの、炉停止までに損傷する集合体数は同等となることを確認した。

口頭

第4世代SFRを対象としたSAS4AコードによるATWS事象の起因過程解析

久保田 龍三朗; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*

no journal, , 

様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,9; ULOF起因過程の不確実さ評価

川田 賢一; 石田 真也

no journal, , 

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の起因過程において、SAS4Aコードを使用し、最新の知見を反映した最確条件及び不確実さを想定した条件で評価した。

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