Development of numerical analysis technologies in an integrated evaluation system, ARKADIA, for plant system thermal-hydraulics related issues in advanced sodium-cooled fast reactors

田中 正暁; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 森 健郎; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 菊地 紀宏; 松下 健太郎; 持永 祥汰; 江連 俊樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR26) (Internet), 9 Pages, 2026/05

本報では、ナトリウム冷却高速炉実証炉の概念設計における熱流動課題(関連課題含む)の評価に対し、原子力機構がこれまでのナトリウム冷却高速炉の開発を通じて蓄積した解析評価技術及び知見・ノウハウ等を集約して整備を進めてきた統合評価手法「ARKADIA」の解析評価技術基盤を活用した評価支援計画について報告する。さらに、ARKADIAの機能拡張として、プラント全系連成解析モデルによる解析を例題として示しながら、SFRライフサイクルを対象に、デジタルツインの導入によるモデルベース開発が実現可能となるフレームワークを示す。

直管型蒸気発生器3次元熱流動解析コードTSGの整備; 試験解析による妥当性確認及び伝熱管プラグ条件への適用性確認

吉川 龍志; 今井 康友*; 田中 正暁

JAEA-Research 2025-015, 100 Pages, 2026/03

JAEA-Research-2025-015.pdf:6.94MB

日本原子力研究開発機構(原子力機構)では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)直管型2重伝熱管蒸気発生器(SG)内の伝熱流動現象を解析するための計算コードとして、TSG (Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発した。TSGコードは、直管型2重伝熱管を有するSG内において、伝熱管外のナトリウム側の3次元熱流動解析と伝熱管内の水側マルチチャンネル解析を連成させたSG伝熱流動解析システムである。ナトリウム側3次元解析は、汎用計算流体力学(CFD)コードFLUENTによるポーラスボディ解析モデルを採用した解析モジュールとしている。水側はドリフトフラックスモデルを採用して伝熱管(チャンネル)内の沸騰2相流動現象を解析することができる内作の解析モジュールとしている。これらの2つの解析モジュールを連成させ、時々刻々と変化する伝熱管壁を介した熱交換を計算することができ、SG全体の伝熱流動特性を評価することができる。本報告では、TSGコードについて、ナトリウム側と水側解析モジュールの連成解析手法を説明するとともに、解析コードの妥当性確認の一環として実施した原子力機構における1MW2重管SG試験装置(1MW-SG試験)での静特性試験を対象とした試験解析結果について報告する。また、実用炉の直管型SGのうち、伝熱管10本をプラグさせた場合の伝熱管温度偏差評価結果及びナトリウム出入口プレナム部を含む大型直管型SG全系を対象とした伝熱管プラグを含む条件での3次元温度分布と構造健全性評価結果について報告する。また、1MW-SG試験での流動安定性試験を対象に、流動安定性解析への適用性を確認した結果についても付録にて紹介する。

高速炉燃料集合体領域の要素分割法の開発

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

JAEA-Data/Code 2025-018, 96 Pages, 2026/03

JAEA-Data-Code-2025-018.pdf:5.54MB

日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉(高速炉)の燃料集合体内の詳細な熱流動評価を目的として、有限要素法による詳細熱流動解析コードSPIRALの整備を進めている。高速炉での特長的なワイヤスペーサ型燃料集合体では、計算に利用する計算格子(要素)の品質が予測精度に大きく影響するため、燃料集合体ピンバンドル領域に高品質の要素を配置することが数値解析を実行する上で重要な課題となる。複雑な燃料集合体領域の要素分割を行う手段としては、燃料集合体形状をCADデータで再現した上で市販されている汎用の計算格子生成プログラム(メッシャー)を利用することが考えられるが、極めて煩雑な作業となる。そこで、高品質の要素分割を効率的に配置するため、燃料集合体の幾何形状(設計情報)と要素分割を設定するパラメーターを入力条件として、燃料集合体領域の要素分割を自動で実行するメッシャーを開発した。本報では、このメッシャーの各種要素分割モデルの詳細とその利用法について詳説する。本メッシャーでは、複雑形状となる燃料集合体領域に対して、計算格子を規則的に配置するためマルチブロック法による領域分割を行った上で、それぞれのブロック領域で曲線座標系による境界適合格子を生成し、最終的に統合して一つの燃料集合体体系とする要素分割法を採用した。また、隣接するブロック領域間での要素の連続性を維持するため、六面体(Hexa)要素とプリズム状の(Prism)要素を併用する要素配置とした。以上の六角形断面のラッパ管で囲まれた燃料集合体に対する基本的な要素分割機能に加え、溶融燃料の排出を促進するため燃料集合体内部にダクトを設けた変則的な燃料集合体に対する要素分割も可能である。本メッシャーの開発によって、様々な条件における複雑な燃料集合体領域の要素分割を正確かつ効率的に実行することが可能となった。

Unsupervised learning-based acoustic detection of gas leakage in liquid; Evaluation of noise resistance based on parametric ROC analysis

三上 奈生; 相澤 康介; 栗原 成計; 植木 祥高*

AI Thermal Fluids (Internet), 5, p.100029_1 - 100029_15, 2026/03

https://doi.org/10.1016/j.aitf.2026.100029

Early detection of water/steam leakage is important in the prevention of failure propagation of heat transfer tubes in a steam generator of a sodium-cooled fast reactor. This study proposes an unsupervised learning-based acoustic method to detect gas leakage in liquid and evaluates its noise resistance based on parametric receiver operating characteristic (ROC) analysis. An autoencoder is trained, validated, and tested on time-frequency representations of simulated noise and leak signals for various signal-to-noise ratios (SNRs). To calculate a false positive rate and a true positive rate, the probability density function is assumed to be either as a normal distribution, a power transformed normal distribution, or a power normal distribution. As a result, the power normal distribution that shows the best goodness-of-fit was used as the probability density function to draw an ROC curve. The predictive ability of the autoencoder is evaluated as excellent for , , , and dB, good for dB, and poor for dB. The autoencoder can detect leakage at relatively low-noise levels and has the potential to detect leakage at relatively high-noise levels equivalent to actual noise levels. Segmentation of the noise and leak signals can also be achieved from input, reconstructed, and residual images. These results suggest that the proposed method contributes to laying the foundation for detection and accident analysis of water/steam leakage in a steam generator of a sodium-cooled fast reactor.

炉心設計最適化システムの開発

桑垣 一紀

炉物理の研究(インターネット), (79), 5 Pages, 2026/03

https://rpg.jaea.go.jp/else/rpd/annual_report/RPDNo79.html

日本原子力学会炉物理部会より優秀講演賞を受賞した。炉物理部会の部会報「炉物理の研究」への記念寄稿として、受賞対象となった炉心設計最適化システムの開発に関する研究について解説する。

Development of 1D-CFD coupling method for natural circulation analyses through benchmark analyses of shutdown heat removal tests in EBR-II

吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 藤崎 竜也*; 村上 諭*

Annals of Nuclear Energy, 226, p.111896_1 - 111896_11, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111896

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉のプラント設計や安全性向上に資するため、プラント全体応答から局所現象までの一貫した評価を可能とするマルチレベルシミュレーション(MLS)手法の整備を実施している。MLSシステムによる連成手法の妥当性確認のため、1次元プラント動特性解析コードとしてSuper-COPDを、多次元熱流動解析コードとしてFluentを使用した1D-CFD連成解析手法をEBR-IIの自然循環試験に適用した。その結果、プラント全体応答を押さえつつ、上部プレナム,Z型配管やコールドプールの温度成層化現象(多次元熱流動現象)を予測可能であることを確認した。また、実測データとの比較から本手法の自然循環試験への適用性を確認した。

Investigation of reactivity coefficient characteristics in actinide burning core concept for the future phaseout of a fast reactor fuel cycle

毛利 哲也; 大木 繁夫

Nuclear Technology, 212(2), p.490 - 509, 2026/02

https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2472530

先行研究においてわれわれは、高速炉燃料サイクルが実用化され長期間使用された後の遠い将来におけるフェーズアウトの段階において、燃料サイクル内に存在するPuやMA(TRU)を多重リサイクルにより低減できる高速炉燃焼炉心の概念を構築した。多重リサイクルによりTRUは高次化し、反応度係数、特にドップラ係数及びナトリウムボイド反応度を悪化させることで炉心設計の成立性に影響を与えた。本研究は燃焼炉心概念が有するドップラ係数及びナトリウムボイド反応度の特性を研究した。TRUの高次化によるドップラ係数及びナトリウムボイド反応度の悪化は、高次化が引き起こす中性子スペクトルの硬化や中性子インポータンスのエネルギー勾配の急峻化といった間接効果により生じている。これへの対策として燃焼炉心概念に採用された炭化ケイ素(SiC)構造材料の被覆管及びラッパ管への使用は、C-12による中性子スペクトルの軟化効果により、TRU高次化とは逆の間接効果をもたらすことにより反応度係数を改善している。加えて構造材料としての密度が金属構造材よりも低いことによる中性子漏洩効果もナトリウムボイド反応度の改善に寄与していることを確認した。一方でSiC構造材の使用により、計算手法起因の不確かさの増加が確認されたが、この増加は容易に解消可能であり、実質的に無視できる。さらに、ブランケット燃料を有しない燃焼炉心のドップラ係数は、炉心外部からの減速された中性子の反射効果により増加していることを発見した。この特性は、TRU高次化による反応度係数悪化への新たな対策になりえる。本研究で明らかにした反応度係数についての特性は、今後のTRU燃焼炉心の詳細設計や設計改良に貴重な知見を与えるものである。

Ion beam induced luminescence and particle induced X-ray emission analyses of europium complexes in di(2-ethylhexyl)phosphoric acid solvent

中原 将海; 山縣 諒平*; 石井 保行*; 江夏 昌志*

QST-M-56; QST Takasaki Annual Report 2024, P. 53, 2026/02

高レベル放射性廃液からのマイナーアクチニドの回収プロセスにおいて、有機溶媒から効率的に逆抽出するために錯体構造解析に係る研究を実施している。本研究では、マイナーアクチニドの模擬物質としてEuを使用し、Eu錯体の試料を調製した。粒子線励起X線分析により有機溶媒中のEu錯体の組成を確認した。加えて荷電粒子誘起発光分析により錯体構造解析に向けた基礎データを取得した。

Hybrid data assimilation methods for nuclear-data-induced uncertainties

丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(1), p.31 - 44, 2026/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2500579

This study proposes new hybrid data assimilation (DA) methods to effectively use experimental data represented in two different ways in the DA process for reducing nuclear-data-induced uncertainties. Conventional DA methods often assume a linear model, where data in a DA database are represented by their differential coefficients, i.e., nuclear data sensitivity coefficients. In contrast, more rigorous and versatile DA methods based on sampling techniques have been proposed recently. These sampling-based DA methods describe data for DA using results derived from direct transport calculations performed with perturbed nuclear data samples. The proposed hybrid DA methods simultaneously use both types of data described by sensitivity coefficients and sampling results and thus are called "hybrid." Two hybrid DA methods are proposed herein: the simple hybrid DA and efficient hybrid DA methods. Among these, the simple method is based on a straightforward concept that uses a random sampling technique. In contrast, the efficient method employs a more technical method that effectively combines a new deterministic sampling technique with sensitivity coefficients to reduce statistical uncertainties associated with the simple method. The efficient method is expected to be a candidate to achieve high precision and rigorous DA with a realistic sample size.

Experimental study of AESOP code for aerosol removal behavior from a rising gas bubble in water pool and parametric study for application to sodium pool system

宮原 信哉*; 鯉江 竜輔*; 宇埜 正美*; 河口 宗道*; 佐藤 理花; 清野 裕

Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114523_1 - 114523_14, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114523

In a postulated accident of fuel pin failure of a sodium-cooled fast reactor, a fission product of cesium will be released from the failed pin as an aerosol such as cesium iodide and/or cesium oxide together with a fission product noble gas such as xenon and krypton. The xenon and krypton released with the cesium aerosols into the sodium coolant as bubbles have an influence on the removal of cesium aerosols by the sodium pool in a period of bubble rising to the sodium pool surface. Then, the cesium aerosols could transfer into the containment vessel as an initial inventory of a source term. To meet this phenomenon, the computer program AESOP (AErosol scrubbing in SOdium Pool) has been developed to deal with the expansion and the deformation of the bubble together with the aerosol absorption considering the effects of the particle size distribution and the agglomeration in aerosols. In this study, simulation experiments have been conducted using simulant particles under the condition of room temperature in water pool and nitrogen gas bubble systems and the experimental results were compared with the analysis results calculated under the same condition by the AESOP code. Furthermore, to examine the applicability of the AESOP code to the sodium pool system, the sensitivities of the physical parameters on decontamination factor (DF) of fission product aerosols such as the initial bubble diameter, the sodium pool depth and the temperature, the aerosol particle diameter and the density, the initial aerosol concentration in the bubble had been studied and the analysis results were discussed for the sensitivities of the parameter as same as DF of the aerosol.