原子力システム研究開発事業
成果報告会【研究開発課題名】
多様な革新的ナトリウム冷却高速炉における統合安全性評価シミュレーション基盤システムの開発
令和4年2月2日
内堀 昭寛（研究代表）
代表機関： 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
再委託先： 日立GEニュークリア・エナジー株式会社
学校法人五島育英会東京都市大学
国立大学法人大阪大学

Sector of Fast Reactor and Advanced Reactor Research and Development

報告内容• 研究の背景• 対象システム、開発する技術範囲• 研究項目と体制• 研究進捗状況• 現状成果のまとめ及び今後の展開

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研究の背景• 革新炉の更なる安全性向上には、プラント全体のリスクを把握することが重要– プラントスケールでの実験には限界– 数値解析技術の援用が重要➢ ボトムアップとしての計算システム拡大は現状では困難➢ トップダウンとして目的に必要なレベルでの数値解析技術を構築
革新炉における当該解析技術は世界的にも確立されていない（複雑なシステムにおける実験及び数値研究の網羅性）
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研究の背景（続き）• 高速炉戦略ロードマップ、NEXIP*における役割– 基盤技術の効果的、効率的な産業界（民間）への提供➢ 研究者の研究のための解析技術構築からの脱却➢ 民間での利用を前提とした解析システムを構築• 原子力イノベーション機能強化としての基盤データベース
構築– 不確かさの大きいSA**事象における認識論的不確かさの低減➢ リスク評価では、不確かさの大きさを認識するとともに、可能な不確かさの低減が重要➢ SA解析における溶融燃料関係の物性値の不確かさに着目* Nuclear Energy × Innovation Promotion** Severe Accident3対象システム、開発する技術範囲• 対象システム– ナトリウム冷却高速炉（MOX*燃料、金属燃料）• 技術範囲– SAを含めた安全性評価を、炉内／炉外を含め一貫した1つの数値解析により評価する基盤技術（民間での利用を前提）の構築
SPECTRAコード（基盤熱水力プラットフォーム）をベース– PRISM**型原子炉への適用拡張– 燃料溶融時の融体熱物性の最新技術による計測* Mixed OXide** Power Reactor Innovative Small Module4研究項目と体制(1) 統合安全性評価シミュレーション適用性拡張(1)-① モデル開発（JAEA）
炉外冷却モデル、炉内動特性モデル、炉心溶融モデル（溶融過程）(1)-② 炉心溶融モデル構築（東京都市大）炉心溶融モデル（燃料移動、内部熱流動）(1)-③ 炉型拡張検討（日立GE）
文献調査、モデル構築、適用性確認(2) ユーザー利便性向上（JAEA）(2)-① 最適解探索検討
AI技術の適用、ナレッジデータベースとのリンク検討(2)-② ユーザーインターフェース整備
GUI*整備、QA**自動化* Graphical User Interface(3) 融体熱物性データベース構築** Quality Assurance*** Molten Core Concrete Interaction(3)-① 融体物性評価試験（大阪大学）
UO2及びMCCI***生成物の融体物性評価試験
金属燃料及び共晶物やMCCI生成物の融体物性評価試験

5(1) 統合安全性評価シミュレーション適用性拡張（概要）SA統合評価解析コードSPECTRA
・・・炉内／炉外事象間の相互作用を考慮した一貫解析：本研究での構築範囲
炉外熱流動（質点系）

水素燃焼

炉外FP*移行* ナトリウム** 核分裂生成物（Fission Product）

Na*燃焼

炉内FP移行
炉内熱流動（ CFD、質点系 ）• 金属燃料の炉心溶融モデル• 炉壁冷却モデル

炉心溶融（MOX／金属燃料）適用炉型の拡張

溶融燃料再配置
炉壁冷却

Na－デブリ－コンクリート相互作用

6炉内質点系冷却材モデル（成果）• SA事象の評価のため、圧縮性を考慮した多流体モデルを選定
例）気相側質量・運動量保存式
 ( g  g )



t

V



idVi +    g  g u g ( g  g u g )
t

VSji

jdVi +    g  g u g2
Sj(n j dS j =  (  −  + GeVjcdif

 : ボイド率,  : 密度, u : 速度, , G : 質量生成速度,) dV

p : 圧力, g : 重力加速度ベクトル, f : 相間抗力係数上添字）e：蒸発, c：凝縮, dif : 拡散,下添字）i：コントロールボリューム（CV）, j：CV接続部,g : 気相, l : 液相in j dS j)= −   g p dS j +   g  g g + f ( ul − u g ) +  e ul −  c u g − G dif u g dVi − jSjVi

1 *K g ,i ( g  g ) u g ,i u g ,i dViiV 2• 完全陰解法を採用、混相流発散から圧力方程式を導出 mtm

D = −  mk ,i  mk ,i 1 t  t
k 1k  pj+BSp−BS n  n  m m m j L j  i m   n V j m m m j L j jj
 m  m ,i p t m   m ,iVi j  m ,i i k mk ,i  mk ,i  Tm,i
 mk ,i  mk ,i  M W ,m ,i = − D +  n+ n上添字）k：1反復前の値, n：old値
TtMtmmm,
imm,
iW,m
下添字）m：気相及び液相
• 炉内多次元CFDモデルとの連成（圧力方程式でのカップリング）を予定
7炉心溶融モデル（概要）
事象進展と対応する既存コード
炉心損傷事故（CDA）の開始起因過程（SAS4Aコード）◼ 除熱低下による燃料溶融、燃料ピン崩壊◼ 集合体規模での燃料分散◼ 遷移過程への初期条件を提供

既存解析技術• SAS4Aは適用範囲に制約あり• SAS4Aは30年以上の開発過程を経て内部が複雑化• SAS4A→SIMMERの接続（データ授受）が必要

遷移過程（SIMMERコード）◼ 炉心溶融が全炉心規模に進展する過程◼ 制御棒案内管（CRGT）を通した燃料流出

新規炉心溶融モデル• 起因～遷移過程の一貫解析が可能• MOX／金属燃料の溶融過程に対応

再配置／冷却過程◼ 溶融燃料の下部プレナムへの移行◼ 冷却材による固化・冷却8炉心溶融モデル（成果）• MOX／金属燃料の炉心損傷事象推移を整理、物理現象を摘出• PIRTからモデル機能を選定し、解析モジュールを設計
燃料集合体内部を1チャンネルでモデル化
OuterCore
1/3 CoreControl Rod

起因過程(IP)Can wall

FrozenSteelUpper Gas
PlenumFrozenFuel

UpperBlanket

InnerCore

遷移過程(TP)

FissileMoltenFuel

Lower
BlanketMolten FuelCoolant
Interaction(MFCI)

Fuel

Lower Gas
PlenumCladding
Coolant

Initial Geometry

燃料モジュール

MoltenSteel

物質・熱輸送Melt through◼ Fuel dispersion
inside subassembly

熱流動モジュール

◼ Formation of connecting
path due to SA-wall failure

燃料集合体間の質量移行を考慮

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炉壁冷却モデル、炉型拡張検討（成果）• PRISM型原子炉の概要– 小型モジュール、タンク型構造のNa冷却高速炉– 静的機器による受動的崩壊熱除去系
RVACS*（空冷・自然循環）– 設計オプション：
Mod-A、Mod-B、S-PRISM• SPECTRAコードの適用に関する調査・検討結果

質点系
モデル

CFDモデル– 設計データが公開され、事前安全性評価（NUREG-1368, 1994）も実施されている
Mod-Aを解析対象プラントに選定– 構築する炉壁冷却モデルのベンチマーク
対象として、Mod-A を対象としたCFD詳細解析を選定

炉壁冷却モデルの候補* Reactor Vessel Auxiliary Cooling System10(2) ユーザー利便性向上（概要）• 最適解探索検討
Na噴出、Na燃焼⇒温度・圧力上昇
SA事象を踏まえた格納容器最適化設計開発する技術（ツール）➢ 安全性と経済性を両立させる最適設計を自動探索➢ 探索工程を合理化• ユーザーインターフェース整備開発する技術（ツール）➢ GUIによりSPECTRAの入力を構築➢ 解析作業の品質保証を自動化
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最適解探索検討（成果）• 具体的検討事例、設計パラメータ、目的関数を設定
温度・圧力上昇Na燃焼** 漏えいしたNaが雰囲気中の酸素や湿分と反応する現象。

適用問題：Na燃焼を踏まえた格納容器設計最適化
設計パラメータ：格納容器サイズ及びNa燃焼対策
目的関数：安全性要素関数と経済性要素関数の和
格納容器サイズ

Na燃焼
対策

パラメータ

サイズA

対策1

サイズB

対策2

・・・・・・

安全性と経済性の要求（制約条件）を満たし、その中で最適な設計を見出す（目的関数最小化）

AI等を活用した最適解探索ツールを構築予定

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ユーザーインターフェース整備（成果）• SPECTRAコードの入力GUI基本機能を整理し、画面構成案を策定
機能の一例• 入力変数の簡易／詳細説明表示• デフォルト値入力の強調表示• 入力値の制限（例：1.0超のガス組成分率を禁止）• マウス操作によるジオメトリ作成• セル／ジャンクションのクリックによる入力ボックスポップアップ• 英語版への切り替え• QA自動化の優先的な検討項目としてエコーバック自動突合機能を選定
突合入力
根拠書

GUI入力

入力データ

入力データ
読込み

入力値のエコーバック解析実行

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(3) 融体熱物性データベース構築（概要）• SA解析には、溶融燃料もしくは溶融燃料とコンクリートの相互作用（MCCI）で生じる混合酸化物の融体物性が必要• 非接触で測定する浮遊法を、放射性物質を含むホット試験に拡張• 酸化物燃料、金属燃料を対象• 特に融点が高いUO2については外挿により推定• 軽水炉分野への利用も可能な融体熱物性データベースを構築

ガス浮遊法試験装置概略（音波励起の液滴振動法）

物性値推定のイメージ

14融体物性評価（成果）• 機能確認を目的とし、ガス浮遊法のコールド試験用チャンバーを試作、Al2O3液滴を問題なく浮遊できることを確認• 酸化物燃料関連としてUO2-Al2O3、UO2-CaO、金属燃料関連としてU-Fe、U-Zrを優先的な測定対象として選定
加熱用レーザー導入窓

測定用窓

試料浮遊用
ガスノズル

コールド試験用チャンバー

溶融前

溶融時

Al2O3浮遊の様子
15現状成果のまとめ及び今後の展開（1/2）（1）統合安全性評価シミュレーション適用性拡張• 炉内質点系冷却材モデル– 圧縮性考慮多流体モデルを採用し、基礎方程式、数値解法を選定した。
– 単体モジュールを構築後にSPECTRAへ組み込み、既構築の多次元CFDモデルと連成予定（圧力方程式としてのカップリング）。

• 炉心溶融モデル– MOX／金属燃料の炉心損傷事象推移を整理し、物理現象を摘出した。PIRTからモデル機能を選定し、解析モジュールを設計した。
– 定常照射解析機能、燃料ピン破損前後の解析機能と、段階的にプログラムを構築した後、SPECTRAへ組み込み予定。

• 炉壁冷却モデル、炉型拡張検討– 炉壁冷却モデルに関する調査、基本検討を実施した。SPECTRAへモデルを組み込み後、CFD詳細解析を比較対象としてベンチマーク解析実施予定。
– 文献調査に基づき、PRISM型原子炉の設計オプションMod-Aを解析対象に選定した。最終的に、モデルを統合したSPECTRAにより解析評価を実施予定。
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現状成果のまとめ及び今後の展開（2/2）（2）ユーザー利便性向上• 最適解探索検討– 具体的検討事例として、Na燃焼を踏まえた格納容器設計最適化問題を選定、設計パラメータと目的関数を設定した。
– AI等を活用した最適解探索ツール（探索工程合理化）を構築予定。

• ユーザーインターフェース整備– SPECTRAコードの入力GUI基本機能を整理し、画面構成案を策定した。
– QA自動化の優先的な検討項目としてエコーバック自動突合機能を選定した。
– 炉内／炉外入力機能及びQA自動化機能を含むGUIツールを構築予定。

（3）融体熱物性データベース構築– ガス浮遊法のコールド試験用チャンバーを試作、溶融液滴の浮遊機能を確認した。
– 酸化物燃料関連、金属燃料関連それぞれの優先的な測定対象物を選定した。
– 測定対象物の試料作製性を確認するとともに、コールド試験の結果に基づきホット試験用装置を作製した後、測定結果をデータベースとして整理予定。
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