水素挙動統合解析システムの開発

寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*; 原井 康孝*; 佐々木 岳*; 新家谷 英之*; 山下 俊幸*; 米田 次郎*; 岡林 一木*; 坂本 裕之*; et al.

JAEA-Data/Code 2025-012, 151 Pages, 2025/12

JAEA-Data-Code-2025-012.pdf:9.69MB

福島第一原子力発電所事故の経験や、事故から得られた教訓を踏まえ、原子炉のみならず廃止措置、廃棄物管理における水素安全評価・対策に適切に対応するための基盤技術の高度化を図ることを目的として、水素の発生から拡散、燃焼・爆発に至る挙動を予測する解析システムの開発を行った。本システムでは、汎用コード(FLUENT、AUTODYN)を活用し、そこに新規にモジュールやプリ/ポストプロセッサを組み込むことで、一般の実用に堪える解析システムを整備するとともに、より高い汎用性と低コストでの導入が可能なオープンソースコード(OpenFOAM)を活用したシステムの開発を並行して進め、原子力施設の水素防災計画に利用できる形での基盤技術の提供を目指している。これまで、PWR 原子力発電施設を対象に、実用的な観点から考慮すべき現象(火炎伝播加速現象の評価技術、格納容器規模の現象への適用性)に対処するためのシステムの拡充を行った。本報告書は、水素挙動統合解析システムの概要、取り扱い方法及び実機解析事例についてまとめたものである。

Experimental simulation of high-temperature and high-pressure annular two-phase flow using an HFC134a-ethanol system; Characterization of disturbance wave flow

Zhang, H.*; 梅原 裕太郎*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 江藤 淳朗*; 森 昌司*

Energy, 335, p.138090_1 - 138090_18, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.energy.2025.138090

原子力発電は、カーボンニュートラルな未来を実現するための重要な低炭素エネルギー源である。沸騰水型原子炉(BWR)では、燃料棒周囲における蒸気と水の環状流が原子炉の安全性にとって極めて重要であるが、その高温高圧条件(285C、7MPa)により、直接計測が困難である。この問題に対処するため、我々はHFC134a-エタノール系を低温定圧条件(40C、0.7MPa)で用いることで、BWRの液膜流の模擬実験を実施した。高速度カメラと定電流法を用いて、液膜特性、波速度および周波数を分析した。また表面張力と界面せん断応力の影響を調査した。さらに基底液膜厚さについて新たな相関関係を提案した。

Multi-physics analysis to identify criticality condition of windscale works criticality accident

福田 航大

Proceedings of Nuclear Criticality Safety Division 2025 Conference (NCSD 2025) (Internet), p.191 - 194, 2025/09

A preliminary analysis was conducted to clarify the potential impact of a transient inrush of aqueous solution on the criticality condition during the 1970 Windscale Works accident. This analysis couples computational fluid dynamics (CFD) with Monte Carlo (MC) neutron transport calculations, providing a unique and modern approach to modeling a complex multiphase system relevant to criticality safety. The inrush was assumed to occur over a 2-second period, with the fluid entering the vessel at a 15-degree upward angle, based on a past report. Fluid distributions obtained from CFD snapshots were used as inputs for static MC calculations. The results revealed that the inrush could cause a temporary increase in the effective multiplication factor keff, exceeding 1 just after the inrush stopped although this is based on the preliminary analysis. The observed behavior was attributed to the central accumulation of fissile materials, increasing the fast neutron non-leakage probability and the eta value. This study demonstrates the importance of transient fluid behavior in criticality risk assessments and presents a methodology that can be extended to similar legacy or future incidents. Further high-fidelity and kinetics analyses are needed to fully characterize the accident scenario.

Chemical Kinetic Uncertainty Quantification in Hydrogen Combustion Computational Fluid Dynamics Simulation for ENACCEF2 Experiment

茂木 孝介; 松本 俊慶; 塩津 弘之

Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 10 Pages, 2025/08

Since the hydrogen explosion at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident in March 2011, hydrogen management during severe accidents at nuclear power plants has attracted attention as an important issue. In order to improve hydrogen management under severe accident conditions, the propagation of flames and the resulting loads on structures need to be predicted accurately. For this reason, the use of computational fluid dynamics methods is expected. Various benchmark experiments have been carried out and turbulence models, turbulent combustion models and chemical reaction models have been discussed, but the uncertainties of each model have not been treated independently. Analysis including uncertainty assessment is necessary to promote efficient research activities through uncertainty-based prioritisation and to reflect the latest findings in best practice guidelines. The aim of this study is to establish a methodology for quantifying the chemical reaction uncertainty in turbulent premixed flame CFD and to perform CFD and uncertainty analyses on existing benchmark experiments.

EGSMR(小型モジュール炉に関する専門家グループ)の活動

竹田 武司

日本原子力学会誌ATOMO, 67(7), p.407 - 410, 2025/07

https://doi.org/10.3327/jaesjb.67.7_407

近年、小型モジュール炉(SMR)の導入の可能性を調査する経済協力開発機構/原子力機関(OECD/NEA)加盟国が増えている。NEAの原子力施設安全委員会(CSNI)は、SMRの安全性への影響評価を支援するため、EGSMR(SMRに関する専門家グループ)を招集した。EGSMRの取組みとして、参加国のSMRの導入と研究活動に関する最新情報の収集を主な目的とした数回にわたるアンケートが行われた。アンケート調査を基にしたEGSMRの成果物として、CSNI Technical Opinion Paper No.21 (TOP-21)が発行された。本稿では、TOP-21で特定されたSMRの安全性に係る関心領域と提案されたCSNIへの推奨活動を概説する。

A Proposal of hydrogen safety technology for decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

田中 裕久*; 松村 大樹; 他8名*

International Journal of Hydrogen Energy, 141, p.1317 - 1327, 2025/06

https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2025.03.053

The safe removal, transportation, and long-term storage of fuel debris in the decommissioning of Fukushima Daiichi is the biggest challenge facing Japan. In the nuclear power field, passive autocatalytic recombiners (PARs) have become established as a technology to prevent hydrogen explosions inside the containment vessel. To utilize PAR as a measure to reduce the concentration of hydrogen generated in the fuel debris storage canister, which is currently an issue, it is required to perform in a sealed environment with high doses of radiation, low temperature, and high humidity, and there are many challenges different from conventional PAR. A honeycomb-shaped catalyst based on automotive catalyst technology has been newly designed as a PAR, and research has been conducted to solve unique problems such as high dose radiation, low temperature, high humidity, coexistence of hydrogen and low oxygen, and catalyst poisons. This paper summarizes the challenges of hydrogen generation in a sealed container, the results of research, and a guide to how to use the PAR for fuel debris storage canisters.

原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第2版); 水素挙動統合解析システムの構築とPWR実機への活用について

寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*

JAEA-Review 2024-049, 400 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-049.pdf:13.94MB

福島第一原子力発電所(1F)事故における水素爆発を鑑みて、原子力技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示しつつ、原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに原子力における水素安全の要点を示し、事故後廃棄物管理までを視野に入れて放射線分解水素に関する情報を加えた「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)」を2017年に刊行した。その後、水素安全対策の合理的な高度化や水素安全評価のさらなる信頼性の向上に向けて、原子力事故の解析に一般的に用いられている集中定数系(LP)コードを補完するうえで、原子炉格納容器(CV)内での局所的な水素濃度上昇の影響、着火後の火炎伝播加速による安全機器の健全性、水素処理対策の妥当性等をより精緻、かつ定量的に評価できる数値流体力学(CFD)解析への期待が高まっている。これは、さらなる水素挙動や爆発燃焼に対する安全性の向上を図ることが必要とされていることにもよる。そこで、加圧水型原子炉(PWR)を対象に、シビアアクシデント(SA)時の水素拡散から爆発燃焼、それによるCV及びCV内の安全機器への影響評価までを解析するCFDによる水素挙動統合解析システムを構築・整備してきた。ここで得られたSA安全対策、それによる水素安全向上、安全対策を踏まえた水素発生事故に対する安全性評価などについて、LP及びCFD解析の役割や活用例を本「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第2版)」にまとめた。ハンドブックに記載した実機サイズの解析結果は解析モデル等を既存の代表的な小型、中型、大型試験による照合解析で確認した。

Detectability of pump/diagrid link rupture in pool-type sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*

Nuclear Technology, 20 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2462367

The safety analyses were carried out to confirm the sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture. The target plant is a pool-type sodium-cooled fast reactor (SFR) of about 600 MWe class equipped with an axially heterogeneous core currently under development in Japan. In the pool-type SFR, the primary system piping connects the primary pump and the high-pressure sodium plenum located at the inlet of fuel sub-assemblies and is called "pump/diagrid link." In order to confirm the detectability of the pump/diagrid link rupture by safety protection system signals, a series of analyses of the guillotine break for a pump/diagrid link was carried out. The sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture was confirmed by whether or not the development target of the system in a pool-type SFR in Japan is satisfied. The target is that at least two kinds of signals are transmitted for the detection of the event.

Heat transfer coefficients model for SIMMER-III and SIMMER-IV

Brear, D. J.*; 近藤 悟; 曽我部 丞司; 飛田 吉春*; 神山 健司

JAEA-Research 2024-009, 134 Pages, 2024/10

JAEA-Research-2024-009.pdf:2.45MB

SIMMER-III/SIMMER-IVは液体金属高速炉の炉心崩壊事故(CDA)の解析に使用する計算コードである。CDAの事象進展は炉心物質間の熱伝達係数(HTC)により大きく影響される。溶融・固化、蒸発・凝縮といった質量移行現象も熱伝達により支配される。複雑な多相・多成分系においては、一つの流体成分と他の流体又は構造材表面との間での多数の異なるHTCを計算する必要がある。また、多相流の流動様式や構造材の配位に従って異なる伝熱モードを考慮する必要もある。結果として、各計算セルごとに数十のHTCが計算される。本報告書には、SIMMER-III/SIMMER-IVのHTCモデルの役割、選定したHTC相関式とその技術的背景、流動様式の取扱いとHTCの内挿方法、検証及び妥当性確認の成果概要を記載する。

福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-012, 122 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-012.pdf:6.31MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「福島原子力発電所事故由来の難固定核種の新規ハイブリッド固化への挑戦と合理的な処分概念の構築・安全評価」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1F事故で発生した多様な廃棄物を対象とし、固定化が難しく長期被ばく線量を支配するヨウ素(I)、核種のマイナーアクチノイド(MA)に注目し、これらのセラミクス1次固化体を、更に特性評価モデルに実績を有するSUSやジルカロイといったマトリクス材料中に熱間等方圧加圧法(HIP)等で固定化した"ハイブリッド固化体"とすることを提案する。核種閉じ込めの多重化、長期評価モデルの信頼性の向上により実効性・実用性のある廃棄体とし、処分概念を具体化する。潜在的有害度及び核種移行の観点から処分後の被ばく線量評価を行い、安全かつ合理的な廃棄体化法、処分方法の構築を目的としている。2年目の令和4年度は、1F模擬廃棄物の合成実験、各種放射線照射実験、浸出試験、ハイブリッド固化体の構造解析、固化元素の電子状態変化の放射光分析を行った。種々の計算でI固化体の固溶エネルギー、マトリクスと1次固化体との相互作用を解明した。実験と計算検討により、ヨウ素廃棄物にはマトリクスとしてSUSが適すると結論付けた。ハイブリッド固化体からの核種移行、被ばく線量に対する人工バリア、天然バリア機能の感度解析により、廃棄体寿命を長くすることが長半減期かつ難固定性のI-129には効果的であることが明らかとなった。以上により、廃棄物合成から廃棄物処分時の安全評価までの結節が達成された。