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栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
本研究の目的は破損拡大抑制技術によって過大地震時の原子炉構造レジリエンス向上策の有効性評価手法を開発することである。安全上重要な機器・構造物のレジリエンス向上策によって耐震裕度が増すとみなす。同向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度CDFを指標に選び、CDFの低減を 地震PRAによって定量化する。崩壊熱除去機能喪失に至る事故シーケンスがナトリウム冷却高速炉SFRの地震時CDFに有意な寄与を示す。また、同事故シーケンスは超高温を経て炉心損傷に至る。本研究では過大地震時の振動への対策のみならず超高温での対策も評価するよう手法を考案した。手法の適用性を検討するため、ループ型SFRを想定して試計算を実施した。仮定した範囲内では、レジリエンス向上策は設計地震動の数倍の地震までCDFを有意に低減する効果を示した。適用性検討を通じて、有効性評価手法が開発された。
栗坂 健一
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
本研究は、既存のナトリウム冷却高速炉SFRにおける観測データに基づき蒸気発生器SG伝熱管漏えいの発生率の時間トレンドを把握することを目的とする。対象とするSFRは仏国のPhenix及び露国のBN600である。公開文献を基に、管-管板溶接数、管-管溶接数、母材の伝熱面積、SG運転時間、SG伝熱管漏えい発生日、漏えい位置、漏えいモジュールの交換などの漏えい後の是正措置を調べた。これらのデータを踏まえ、漏えい発生までの運転時間を推定し、上記部位毎に伝熱管漏えい発生率の時間トレンドをハザードプロット法により定量化した。結果、Phenixの管-管溶接部の漏えい発生率は繰り返し熱応力によって短期に増大する傾向が示された。長期トレンドとしては、Phenix及びBN600両者の管漏えい発生率は減少傾向を示した。この傾向は溶接及び運転条件の改善並びに初期故障の除去によるものと考えられる。
久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 上出 英樹
Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Second Edition, p.173 - 194, 2023/03
第4世代原子炉の最近の開発進捗を網羅するよう取りまとめ、2016年発行の第1版から第2版として更新したもの。著者らは、本ハンドブックの第5章ナトリウム冷却高速炉ならびに第12章日本における第4世代ナトリム冷却高速炉概念の章を担当し、それぞれナトリウム炉の特徴と安全性を含む新しい技術展開、日本におけるナトリウム炉開発の成果と革新技術、東京電力福島第一原子力発電所事故を受けての安全性強化の取組を示した。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 栗原 成計; 田中 正暁
JAEA-Research 2022-009, 125 Pages, 2023/01
JAEA-Research-2022-009.pdf:29.22MB
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計研究が日本原子力研究開発機構で実施されてきた。炉心出口部では、燃料集合体からの高温ナトリウムが制御棒チャンネルや径ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合するために温度変動が生じる。この温度変動によって、炉心上部に位置する炉内構造物の底部周辺に高サイクルの熱疲労が引き起こされる可能性がある。このため、先進ループ型ナトリウム冷却炉の上部プレナムを1/3スケール60度セクタで模擬した試験体を使用した水実験を実施し、炉内構造物の下部で発生する大きな温度変動への対策を検討した。本報告では、炉内構造物下部で発生する温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認するとともに、対策構造のRe数依存性や制御棒表面における温度変動の特徴など、得られた知見についてまとめた。
Zhang, T.*; 守田 幸路*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司
Annals of Nuclear Energy, 179, p.109389_1 - 109389_10, 2022/12
被引用回数：1 パーセンタイル：58.67(Nuclear Science & Technology)The ID1 test was the final target test of the EAGLE experimental framework program. It was used to verify that during a core disruptive accident, the molten fuel could be discharged via wall failure of an inner duct in FAIDUS, a design concept for the sodium-cooled fast reactor. The ID1 results revealed that the wall failure behavior owed to the large heat flow from the surrounding fuel/steel mixture. The present study numerically investigated the heat transfer mechanisms in the test using the finite volume particle method in the three-dimensional domain. The thermal hydraulic behaviors during wall failure were reproduced reasonably. The present three-dimensional simulation mitigated inherent defects of our previous two-dimensional calculation and clarified that the solid fuel and liquid steel close to the outer surface of the duct can expose the duct to high thermal loads, resulting in the wall failure.
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 6 Pages, 2022/10
ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用を最適化することが重要である。SFRの原子炉容器を模擬した1/10縮尺の水試験装置を用いて、原子炉容器内部の自然循環現象を把握するための水試験を実施している。本報では、炉心燃料とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合が原子炉容器内部の自然循環挙動へ与える影響を調査するために、浸漬型DHXを運転した条件で実施した実験結果を示す。全体の発熱量を一定として、全体の発熱量に対するコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合を20%, 80%とした2条件で原子炉容器内部の温度分布及び流速分布を計測した。炉心部とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合による炉容器内の自然循環挙動への影響を定量的に把握した。
小野田 雄一; 山野 秀将
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 9 Pages, 2022/10
原子力機構におけるナトリウム冷却高速炉の設計では、シビアアクシデントが生じた場合に、さまざまな設計対策により損傷炉心物質を原子炉容器内で安定的に冷却する方針(炉容器内保持: IVR)をとっている。IVRに失敗する可能性は非常に低いものの、確率論的リスク評価の研究では、IVRの失敗を含むさまざまなシナリオの検討が必要となる。そこで本研究では、原子炉容器内におけるデブリの安定冷却に関わる事象スペクトルを幅広く検討するため、コアキャッチャーのスカート部にデブリが堆積する場合の原子炉容器の変形・破損挙動を、構造解析コードFNAS-STARを用いて数値的に解析した。原子炉容器の破損条件を調査する観点から、出力密度の異なる2ケースの解析を実施した。今回の想定条件下における高出力密度のケースでは、原子炉容器の温度が約1100
Cに達すると原子炉容器が大幅に変形し、その破損判断基準に到達した。
二神 敏; 久保 重信; Sofu, T.*; Ammirabile, L.*; Gauthe, P.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
In the framework of the GIF, an effort to develop Safety Design Criteria (SDC) for SFR systems was initiated in 2011. For this purpose, an SDC task force (SDC-TF) was formulated in July 2011. The SDC-TF members consist of representatives of CIAE (China), CEA (France), JAEA (Japan), KAERI, KINS (Republic of Korea), IPPE (Russia), ANL, INL, ORNL (United States of America), EC and IAEA. This paper describes the outline of the SDC and SDGs contents and its development background as shown above. These SDC and SDGs refer related IAEA safety standards, such as SSR-2/1 Safety of Nuclear Power Plants: Design, SSG-52 Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants. This paper focuses on both technology neutral aspects, which are common parts between the SDC/SDG and IAEA standards, and SFR specific aspects.
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 9 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、溶融炉心物質が制御棒案内管などの流路を通って炉心領域下の炉心入口プレナムに流れ込む。溶融炉心物質は、ナトリウム冷却材中で入口プレナムの水平板に衝突しながら冷却・固化されると見込まれる。しかし、水平構造物に衝突した溶融炉心物質の固化・冷却挙動は、これまで十分に研究されていなかった。これはナトリウム冷却高速炉の安全性向上の観点から解明が必要な重要な現象である。そこで、カザフスタン共和国国立原子力センターの実験施設において、模擬溶融炉心物質(アルミナ: Al
O
)を水平構造物上のナトリウム冷却材中に放出する一連の実験が実施された。本研究では、高速炉安全性評価コードSIMMER-IIIを用いたナトリウム試験に関する解析を実施した。解析結果と実験データの比較により、解析手法の妥当性を確認した。また、ジェット衝突時の冷却・固化挙動を評価した。その結果、溶融炉心物質が水平板への衝突により破砕され、周辺部へ飛散することがわかった。さらに、模擬溶融炉心物質がナトリウムによって冷却され、その後、固化することを確認した。
土井 大輔
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
In sodium-cooled fast reactors (SFRs), hydrogen is a major nonmetallic impurity in the coolant during normal operation. A higher hydrogen concentration than the gas-liquid equilibrium had been transiently detected in the gas space of the actual SFR plant. However, the chemical reactions that caused hydrogen generation, which involve several sodium compounds, have not been identified. Furthermore, the thermal behavior of these hydrogen release reactions has not been thoroughly investigated. In this study, the hydrogen release behavior of sodium hydride, which could be involved in all of these reactions, was clarified by two experimental methods dealing with different sample quantities. In the thermal analysis with a semi-micro sample of about 1mmol, the hydrogen generation was demonstrated by mass spectrometry as the sample mass decreased, suggesting thermal decomposition. A monomodal hydrogen release curve similar to the thermal analysis result was obtained in the heating experiment with a macro amount sample of about 1mol. These experimental results showed consistent activation energies within the standard error. Therefore, it was elucidated that the ideal reaction behavior obtained by thermal analysis could be sufficiently extrapolated to the reaction behavior occurring in a larger amount of sample. These findings provide fundamental insights into the thermal decomposition of sodium hydride and are indispensable for analyzing hydrogen release behavior in other hydrogen release reactions involving sodium hydride.
松下 健太郎; 江連 俊樹; 今井 康友*; 藤崎 竜也*; 田中 正暁
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 8 Pages, 2022/08
ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉上部プレナム内自由液面上に発生する渦によるカバーガス巻込み(GE)が安全設計上の重要な課題の一つであり、GEの評価手法の開発が求められている。日本原子力研究開発機構では、ループ型SFRを対象とした、3次元数値流体解析の計算結果を用いたGE評価手法を開発し、この手法を用いた評価ツールである「StreamViewer」を開発した。本研究では、StreamViewerにおける評価結果の保守性を合理化することを目的に、渦中心線の抽出と渦中心線に沿った減圧量の3次元分布を計算による評価手法の改良を検討した。改良した評価手法の適用性を、非定常渦が発生する矩形流路体系における実験結果に適用し、その結果、従来の評価手法で過大に評価されたガスコア長さの予測結果が改善し、改良された評価手法によってGEの発生を適切に判定できる可能性があることを確認した。
nard convection using new developed mist models大平 博昭*; 田中 正暁; 吉川 龍志; 江連 俊樹
Annals of Nuclear Energy, 172, p.109075_1 - 109075_10, 2022/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉(SFR)のカバーガス領域におけるミスト挙動を高精度で評価するため、混合気体のレイリー・ベナール対流(RBC)に対する乱流モデルを選定するとともに、ミストに対するレイノルズ平均数密度とミストの運動量方程式を開発し、OpenFOAMコードに組み込んだ。最初に、単純な並列チャネルのRBCを、Favre平均k-
SSTモデルを使用して計算した。その結果、平均温度と流量特性はDNS, LES、および実験の結果とよく一致した。次に、本乱流モデルと新しく開発したミストモデルを用いて、SFRのカバーガス領域を模擬した熱伝達試験装置を計算した。その結果、計算された高さ方向の平均温度分布とミスト質量濃度が試験結果とよく一致した。本研究により、SFRのカバーガス領域において乱流RBC環境でのミスト挙動を高精度にシミュレートできる手法を開発した。
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
第26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), 4 Pages, 2022/07
シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。
石田 真也; 深野 義隆
日本機械学会論文集(インターネット), 88(911), p.21-00304_1 - 21-00304_11, 2022/07
炉心損傷事故(CDA)の初期の段階である起因過程の評価に係る解析コードSAS4Aに関しては、これまでにCDAの代表的な事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF)に対してPIRT手法を適用し、評価手法の信頼性向上が図られている。本研究では、PIRT手法を用いてUTOPの分析を行って物理現象を抽出するとともに、それらの物理現象にランク付けを行って8つの重要現象を抽出し、ULOFとの違いを明らかにした。さらに、抽出した重要現象に対して評価マトリクスを作成し、評価マトリクスに沿って妥当性確認を行った。評価マトリクスの作成においては、UTOPの重要現象に対してULOFの評価マトリクスで網羅されていない部分に対して妥当性確認を行った。本研究によって、SAS4Aをより広範な事故事象へ適用することが可能となり、当該コードの信頼性を大きく向上させることができた。
Johnson, M.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*; Brayer, C.*; Clavier, R.*; Montazel, A.*; Pluyette, E.*; 松場 賢一; 江村 優軌; 神山 健司
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
シビアアクシデントに関する日仏共同実験の一環として、ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内下部プレナムへ溶融燃料が流出した時の燃料-冷却材相互作用について、その解明に向けた研究を実施している。MELT施設では、ナトリウム中へ流出したキログラム単位の模擬溶融炉心物質が急冷される様子をX線で可視化することができる。現在準備中のSERUA施設では、融体と冷却材の接触境界面温度が上昇した場合の沸騰熱伝達を評価するためのデータ取得を予定している。この論文では、これらの施設を活用した実験協力の現状について紹介する。
鳥川 智旦*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁
混相流, 36(1), p.63 - 69, 2022/03
ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉容器上部プレナム内の自由界面で、自由表面渦によるカバーガス巻込みが発生し、巻き込まれたガスが炉心を通過することで炉出力の擾乱を生じる可能性がある。そのため、巻き込みガスの流量を正確に予測するための評価モデルの開発が重要となる。既往研究における単一渦のガス巻込み試験では、一般的に、ガス巻込みは上部タンクの自由表面渦によって引き起こされ、吸込み管によって下部タンクにおいてガスが液体から分離される。しかし、これらの研究では、上部タンクと下部タンクとの間の圧力差の影響に着目していない。本研究では、上下部タンク間の圧力差の影響に着目した単一渦のガス巻込み試験を行った。上部タンクと下部タンクとの圧力差は、下部タンクのガス圧力を変更して制御した。その結果、上部タンクと下部タンクの圧力差が増加するにつれ、巻込みガス流量も増加することが分かった。また、吸込み管内の旋回環状流の可視化により、巻込みガス流量が増加すると吸込み管内の圧力降下が大きくなることが分かり、旋回環状流領域における圧力降下に基づいた評価モデルによってガス巻込み流量を予測できることが示唆される。
内田 真緒*; Alzahrani, H.*; 塩野 幹人*; 堺 公明*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
ナトリウム冷却高速炉の設計において、炉心反応度への予期せぬ影響の観点からカバーガスの巻込み現象が重要な課題の一つとなり、既往研究において高速炉プレナム内の自由液面部における自由表面渦のガスコア成長を評価するための、渦モデルに基づく評価手法が開発されている。本研究では、非定常渦のガスコア成長の予測精度を明確にするために、開水路試験体系を持つ回流水槽による水試験を実施した。また、実験と同じ体系による数値解析に基づいた評価手法によりガスコア長さを予測し、試験結果と比較した。その結果、試験では、下降流速が大きくなる下流領域においてガスコア長さが大きくなることが観測された。一方、数値解析結果を用いたガスコア長さの予測では、試験とは異なる位置でピークが現れ、ピーク値も過大評価となった。
土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(2), p.198 - 206, 2022/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Non-premixed combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist reduces threats to reactor containment integrity in sodium-cooled fast reactors (SFRs) because it gradually consumes hydrogen gas generated mainly by a reaction between sodium and concrete. Previous studies have been limited to experimentally determining ignition thresholds on the jet temperature and the sodium concentration under specific gas concentrations. In this study, ignition experiments on hydrogen jets containing sodium mist were carried out at a specific jet temperature and sodium concentration under various gas concentration conditions (1-15vol% hydrogen and 3-21vol% oxygen). As a result, a stable sodium flame was observed in the jet and then formed a lifted hydrogen flame from a fuel nozzle outlet. An attached hydrogen flame on the outlet was also formed under high hydrogen concentration conditions. These flame structures seemed to be attributed to hydrogen flame propagation, which depends on the hydrogen concentration, jet temperature, and jet velocity. Additionally, the experimental results revealed ignition thresholds on the gas concentration and indicated a flammable region where the hydrogen-sodium jet combustion was more advantageous than an explosive premixed hydrogen combustion. Our study will enable the advancement of safety assessment technology in SRFs.
小坂 亘; 内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Jang, S.*
日本機械学会論文集(インターネット), 88(905), p.21-00310_1 - 21-00310_9, 2022/01
仮にナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG: Steam generator)内部の伝熱管から加圧された水/水蒸気が漏えいした場合、管内外の圧力差のため高流速かつ高温の腐食性ジェットを形成される。このジェットが隣接する管に新たな破損を生じさせ、管破損が伝播する可能性がある。このような伝熱管破損伝播事象の評価はNa冷却高速炉の安全性評価において重要である。数値解析コードLEAP-IIIは、実験相関式や1次元保存式などで構成され、事象進展に伴う水リーク率変化を低計算コストで評価できるが、構成モデルのひとつである現在の反応ジェット温度分布評価モデルでは、いくつかの条件において高温領域を過度に広く評価する。低計算コストという利点を生かしつつ、この温度分布評価を精緻化するため、工学的近似に基づいたLagrange粒子法コードを開発してきた。本論文では、管群内の流体挙動評価に注目し、管近傍の粒子挙動に関する新しいモデルを構築した。本粒子コードと既往の計算流体力学コードを用いてテスト解析を行い、構築したモデルにより、ターゲット管内部に粒子が侵入しない、管周りに粒子が広がる、最終的に浮力方向への運動に帰結する、という基本的な挙動が示されることを確認した。
