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論文

Improvement of a physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing for core safety evaluation of SFRs

青柳 光裕; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.530 - 538, 2018/05

The SIMMER code has been developed to analyze event progression during core disruptive accidents (CDAs) in sodium-cooled fast reactors. One of key phenomena during CDAs is blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing since it affects reactivity. A physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing in the SIMMER code is improved in this study to dissolve some inconsistencies between the modeling and the physical phenomena involved in the solid-liquid mixture flow with freezing for more precise evaluation of CDA. The improved model is validated with a systematical procedure through a benchmark analysis of an experiment. Consequently, experimental penetration behaviors are simulated reasonably by the SIMMER code analysis with the improved model while excessive blockage formation occurred in the analysis with the original model.

論文

Coupled computer code study on irradiation performance of a fast reactor mixed oxide fuel element with an emphasis on the fission product cesium behavior

上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05

高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。

報告書

敦賀半島北西部における花崗岩の割れ目系データベースの作成

照沢 秀司; 島田 耕史

JAEA-Data/Code 2017-017, 18 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2017-017.pdf:5.14MB
JAEA-Data-Code-2017-017-appendix(CD-ROM).zip:0.44MB

花崗岩中には、様々な要因によって形成された割れ目(節理、破砕帯等)が分布する。断層は、この先在する割れ目を弱面として活動する。また、割れ目の方向には定向性がある場合があり、直線的な谷などの地形として表れる。卓越する方向から広域的な応力場を推定する試みも行われている。本稿では、敦賀半島北西部に立地する高速増殖原型炉もんじゅ敷地内・敷地近傍にて実施された調査結果のうち、割れ目の特徴を示す走向傾斜データ5050点を取りまとめたデータベースを作成した。走向傾斜は、北北東$$sim$$北東走向高角東傾斜が卓越するが、場所ごとに異なる特徴を示しており、本データベースを用いた更なる解析が望まれる。

論文

シミュレーションの信頼性確保に関する取り組みの現状と課題

中田 耕太郎*; 工藤 義朗*; 越塚 誠一*; 田中 正暁

日本原子力学会誌, 60(3), p.173 - 177, 2018/03

国内外においてV&Vの重要性および必要性が広く認識され、シミュレーションの信頼性の確保に関わるガイドラインや標準を作成する動きが活発になっている。2016年7月に日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」が発行された。これは、シミュレーションの信頼性の確保に関する重要性が高まる状況に鑑み、モデルV&V(Verification and Validation)に基づいて、不確かさを考慮した予測評価、品質管理を加えたモデリング&シミュレーションの方法論の考え方をまとめたものである。このガイドラインの発行に至った背景及び経緯、ガイドラインの概説、取り組みの現状と課題について、発行後の講習会の報告と併せて紹介する。

論文

ナトリウム冷却型高速炉配管のLBB評価に対する荷重条件の提案と配管パラメータの影響

矢田 浩基; 高屋 茂; 若井 隆純; 仲井 悟; 町田 秀夫*

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00389_1 - 17-00389_15, 2018/03

ナトリウム冷却型高速炉の供用期間中検査において、ナトリウムバウンダリを構成する機器に対して連続漏えい監視による試験が検討されている。連続漏えい監視試験は、破断前漏えい(LBB)が成立することを前提に機器の内包物の系統外への漏えいを検出設備により連続的に監視する試験である。高速炉における既往のLBB評価ではエルボ横腹部に軸方向亀裂を想定した評価が行われているが、供用期間中検査の観点からは管の周方向亀裂に対してもLBBが成立することを確認する必要がある。本研究では、高速炉配管を対象としたLBB評価条件の検討及び適用例として高速増殖原型炉「もんじゅ」のクラス1配管を対象に周方向亀裂を想定したLBB成立性の評価を行った。さらに、実機条件を参考に設定した多数のLBB評価を実施し、配管パラメータがLBB成立性に及ぼす影響を検討した。

論文

高速炉蒸気発生器伝熱管周囲に形成されるナトリウム-水反応環境を考慮したターゲットウェステージ評価

栗原 成計; 梅田 良太; 下山 一仁; 菊地 晋

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00382_1 - 17-00382_11, 2018/03

ナトリウム(Na)冷却型高速炉(SFR)の蒸気発生器(SG)で想定される伝熱管破損事象では、Na中への水漏えいにより反応ジェットが形成され(Na-水反応)、そのエロージョン・コロージョン作用により隣接伝熱管(ターゲット伝熱管)に局所的な減肉が生じる(ターゲットウェステージ)。われわれは、反応ジェットに随伴される液滴衝突エロージョン(LDI)と、Na-水反応時の主要生成物である高温の水酸化ナトリウム(NaOH)及び酸化ナトリウム(Na$$_{2}$$O)による流れを伴うNa-Fe複合酸化型腐食(COCF)に起因してターゲットウェステージが生じると考え、伝熱管周囲のウェステージ環境で生成されるNaOH単体環境及びNaOH-Na$$_{2}$$O混合環境においてCOCF実験を実施して定式化した。本報では、垂直管群を模擬した実機SG条件でのNa-水反応試験(総合検証試験)を実施し、各ターゲット伝熱管を対象に新たなウェステージ相関式の適用性を定量評価するとともに、貫通破損したターゲット伝熱管を対象に注水停止後のブローダウン過程を含めた時間におけるウェステージの時間進行を定性的に検討した。

論文

Model for particle behavior in debris bed

田上 浩孝; Cheng, S.*; 飛田 吉春; 守田 幸路*

Nuclear Engineering and Design, 328, p.95 - 106, 2018/03

In analyzing the safety of core disruptive accidents in Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs), it is important to evaluate whether the decay heat of debris bed can be removed. The decay heat removability changes depending on the shape of debris bed, which would be deformed by coolant vapor with time. In the present paper, a new model was developed to analyze debris bed behavior with SIMMER, which is a safety analysis code for SFRs. In the new model, the effects of inter-particle collisions and contacts are modeled as inter-particle interaction. Test simulation results show the roles of physical properties in the new model on the dense particle behavior. Assessment results of proposed model based on model experiments indicate that the new model is capable of describing the transient of the shape of the particle bed in the liquid driven by the gas phase. Considering the fact that the process of leveling behavior in model experiments is common for the debris bed in SFRs, the new model can be employed as an analysis tool for debris bed behavior.

報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量と$$gamma$$線量率分布の測定評価,2

山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆

JAEA-Technology 2017-036, 41 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-036.pdf:7.86MB

高速実験炉「常陽」では、復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し、キャスクに収納した。旧炉心上部機構は、「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり、高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率測定を実施し、C/E補正する手法を導入することで、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化を図った。本研究では、当該評価手法が妥当であったことを検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布を測定し、計算値と比較した。その結果、(1)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布は、キャスクの形状に応じたピークを有し、その位置は、計算値と測定値で一致した。(2)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布のC/Eは、1.1$$sim$$1.7であった。なお、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化においては、原子炉容器内の線量率測定結果の反映する際に、保守性を確保したものとしている。以上より、「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。

論文

プラント過渡応答試験装置(PLANDTL)試験部の更新

内山 尚基*; 小澤 達也*; 佐藤 康士*; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁

FAPIG, (194), p.12 - 18, 2018/02

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の安全性を更に高めるために、シビアアクシデントへの進展防止、事象進展の緩和方策として崩壊熱除去系の多様化を目指している。そのために、大洗研究開発センター内に設置されている、原子炉容器内の自然循環による崩壊熱除去時の熱流動現象の確認が実液(ナトリウム)でできる「プラント過渡応答試験装置(プラントル施設: PLANDTL)」の整備を進めている。本稿では、川崎重工業が原子力機構から受注し、2014年度$$sim$$2016年度にかけて行ったプラントル施設の模擬炉心、原子炉容器上部プレナムおよび炉内構造物の改造に係わる機器製作、据付け作業について紹介する。

論文

Thermal behavior of sodium hydroxide-structural concrete composition of sodium-cooled fast reactor

菊地 晋; 古賀 信吉*

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 131(1), p.301 - 308, 2018/01

ナトリウム冷却高速炉の仮想的な事故条件下においては、漏えいナトリウムが鋼製ライナーを破損する恐れがある。そのような状況においては、構造コンクリートと液体ナトリウムが直接接触することによりナトリウム-コンクリート反応が発生する。本研究では、ナトリウム冷却高速炉の安全評価に資するため、ナトリウム-コンクリート反応の第2段階反応の一つとして、水酸化ナトリウム(NaOH)とシリカ(SiO$$_{2}$$)の反応について検討した。反応開始点等の反応に関する熱的挙動については、示差走査熱量計(DSC)を用いて定義した。DSC計測の結果、NaOH-SiO$$_{2}$$反応はNaOHの融点直後に急激に反応することが明らかになった。したがって、初期段階で発生したNaOHが有意な量存在する場合、ナトリウム-コンクリート反応の第2段階反応における時間帯にNaOH-SiO$$_{2}$$反応が支配的になることが推定された。

論文

Benchmarking of economic evaluation models for an advanced loop-type sodium cooled fast reactor

向井田 恭子; 加藤 篤志; 塩谷 洋樹; 早船 浩樹; 小野 清

Nuclear Engineering and Design, 324, p.35 - 44, 2017/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクトにおいては、革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉システム(SFR)の総合評価のため、経済性解析モデル(JAEAモデル)が開発された。JAEAモデルは、マスフローを模擬することで各施設における処理量とその組成を算出することが可能で、処理量に応じた経済性を評価する機能を持つ。本報では、JAEAモデルと国際的に認められたコードとの経済性評価手法の違いを明らかにし、その計算機能を検証するため、JAEAモデルとG4-ECONSを用いてSFRの発電原価を評価した。結果、JAEAモデルは大きく割引率に影響を受けることを明らかにした。現在価値を考慮しない場合、二つの手法の結果は大よそ同様であったが、稼働率の感度はG4-ECONSの方がJAEAモデルよりも比較的に高い結果となった。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 変形したMARICO-2試料部の回収装置の開発と原子炉容器内からの試料部回収作業

芦田 貴志; 中村 俊之*; 伊東 秀明

JAEA-Technology 2017-024, 198 Pages, 2017/11

JAEA-Technology-2017-024.pdf:55.8MB
JAEA-Technology-2017-024-appendix(CD-ROM)-1.zip:298.09MB
JAEA-Technology-2017-024-appendix(CD-ROM)-2.zip:210.77MB

高速実験炉「常陽」では、2007年5月に照射試験を終えた計測線付実験装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内での切り離しに失敗した状態で回転プラグを回転し、MARICO-2の試料部を損傷・変形させ、変形した試料部との干渉により炉心上部機構を損傷させる結果となった。「常陽」の復旧に向けて損傷した炉心上部機構を交換し、MARICO-2試料部を回収することとしたが、MARICO-2試料部については、変形しているうえにハンドリングヘッドが欠損していることから、通常の取扱い手順・経路で回収することができないことが炉内観察により判明した。このため、専用の装置類を新たに設計・製作してMARICO-2試料部を回収することとした。MARICO-2試料部を回収するための装置は、試料部の変形形状に対応した把持機構、回収軌道を調整するためのパンタグラフ機構や落下防止機構を装備したガイド管、収納キャスクとなる試料部回収装置等で構成される。これらの装置の設計については、原子炉容器外での部分的な要素試験及び装置全体のモックアップ試験を実施するとともに原子炉容器内における機能確認等で妥当性の確認を実施した。MARICO-2試料部は2014年9月に回収装置等を用いて、原子炉容器内から成功裏に取り出され、照射後試験のためのホットセル施設に搬送された。これらの装置は、回収作業においてナトリウム冷却型高速炉の実際の環境条件の下で期待される種々の性能をすべて実証することができた。

論文

Development of a hybrid ECT sensor for JSFR SG double-wall tubes

山口 智彦; Mihalache, O.

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1201 - 1214, 2017/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

A new design has been adopted for the steam generators (SG) tubes of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) using double-wall tubes. This paper estimates and assesses the effectiveness of detecting defects in SG double-wall tubes of the JSFR by using combined high-frequency eddy current testing (ECT) and low-frequency remote field eddy current (RF-ECT) sensors. We confirm that the proposed hybrid ECT sensor is highly sensitive to small defects, fatigue cracks, and other defects even when located under support plates of tubes. The parameters of the hybrid ECT sensor are designed and optimized to detect small defects using accurate numerical simulations based on the finite element method (FEM), using an in-house developed code. The sensitivity and high performance of the hybrid ECT sensor was validated with experimental measurements.

論文

Updating of local blockage frequency in the reactor core of SFR and PRA on consequent severe accident in Monju

西村 正弘; 深野 義隆; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1178 - 1189, 2017/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

FBRの燃料集合体は、稠密に配置され出力も高いことから、シビアアクシデントの起因事象の一つとして局所事故(LF)が考慮されている。この研究では最新知見を反映し、流路閉塞を起因とした局所事故のPRAを実施した。その結果、局所閉塞を起因とした局所事故による炉心損傷の伝播は、発生頻度およびコンシケンスの両面から、ATWSやPLOHSのCDFと比較して無視しうる程小さいことが定量的に示された。

論文

Irradiation performance of sodium-bonded control rod for the fast breeder reactor

佐々木 新治; 前田 宏治; 古屋 廣高*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.276 - 282, 2017/11

The lifetime of control rods is limited by the absorber (B$$_{4}$$C pellets)-cladding mechanical interaction (ACMI). Therefore, sodium (Na)-bonded control rods were developed for long-life control rods. Na-bonded control rods have been irradiated in the experimental fast breeder reactor, JOYO MK-III, and the diametrical changes of the Na-bonded absorber pins after the irradiation were measured in detail. In this paper, these detailed measurements were compared with the results obtained in helium (He)-bonded control rods with and without the shroud tube in a wide burn-up range. From the comparison, it was concluded that the Na-bonded absorber pins are very effective for achieving long-life control rods.

論文

Creep-fatigue evaluation method for weld joints of Mod.9Cr-1Mo steel, 1; Proposal of the evaluation method based on finite element analysis and uniaxial testing

安藤 勝訓; 高屋 茂

Nuclear Engineering and Design, 323, p.463 - 473, 2017/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本研究では、有限要素法解析に基づいて改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ疲労評価法を提案した。溶接継手における冶金的構造不連続を考慮するために母材、溶金、熱影響部の3要素からなる解析モデルにより有限要素法解析を実施した。既存のクリープ疲労試験の結果と提案した評価手法による予測破損寿命を比較した結果、提案した評価手法は破損繰返し数をファクター3で予測できることが示された。

論文

Study on combination hazard curve of forest fire with lightning and strong wind

岡野 靖; 山野 秀将

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/11

ロジックツリーを用いたハザード曲線評価手法を、森林火災と落雷、および森林火災と強風のハザード重畳に対して適用した。森林火災と落雷の重畳ハザード曲線は、強度増加に伴う頻度低下において複雑な傾向を示したが、これは両ハザードに対し天候不順が共通の要因となっているためである。森林火災と強風の重畳ハザード曲線は、強風による機器への影響が生じる風速(例: 80m/s以上)に対しては10$$^{-14}$$/年を下回る極めて小さい頻度となる。

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/11

日本におけるナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本研究の目的はEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスを同定することである。JSFRにおけるEVST冷却系は1次系と2次系からなる独立4系統である。JSFR設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$ /年程度と評価された。燃料損傷頻度を高くするのは主に冷却系の除熱機能喪失であった。また、支配的な起因事象は除熱運転1系統故障であった。

論文

A Refined analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。

論文

SNL/JAEA collaboration on sodium fire benchmarking

Clark, A. J.*; Denman, M. R.*; 高田 孝; 大島 宏之

SAND2017-12409, 39 Pages, 2017/11

サンディア国立研究所(SNL)と原子力機構(JAEA)においてナトリウム燃焼解析コードCONTAIN-LMR(SNL)並びにSPHINCS(JAEA)を用いた共同ベンチマークを実施した。解析対象はSNLで実施されたスプレイ燃焼実験(T3/T4)であり、漏えいナトリウム量20kg、ナトリウム温度200$$^{circ}$$C(T3)、500$$^{circ}$$C(T4)である。実験ではナトリウムの部分的失火(T3)、外部ポートの破損(T4)と現象的にベンチマークが難しいが両コードとも概ね妥当な結果が得られた。SPHINCSコードではプール上に蓄積されたナトリウム燃焼のモデルがCONTAIN-LMRに比べ高精度であるため、T3実験において実験後半の再現性はCONTAIN-LMRよりも良い結果であった。

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