新型炉
概要
新型炉分野では、高速実験炉「常陽」などのナトリウム冷却高速炉の安全規制に必要な評価技術に関わる研究や、その他の非軽水型原子炉の動向の調査を行っています。
ナトリウム冷却高速炉は、核発熱に高速中性子を用い、冷却材に液体での温度範囲が広い（98～880℃）ナトリウムを用いることが特徴です。この特徴を考慮した安全評価手法の整備や解析を行い、規制に活用できる知見を集積しています。特に、東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえ、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故時の放射性物質の移行挙動について研究を行っています。さらに、鉛冷却炉、高温ガス炉、溶融塩炉等の設計例や規制基準、必要な評価技術についての調査を進めています。
安全研究プロジェクト
研究成果
NRA技術報告
なし
NRA技術ノート
なし
学術論文
- Sonoda, H., Fujita, S., Inoue, M., Okawa, T., “Preliminary analysis focusing on in-vessel thermal hydraulics in loss-of-heat removal systems in a sodium-cooled fast reactor”, Annals of Nuclear Energy, Vol. 192, 109992, 2023.
doi:10.1016/j.anucene.2023.109992 - Ishizu, T., Sonoda, H., Fujita, S.,“THEFIS test simulation to validate a freezing model of ASTERIA-SFR core disruptive accident analysis code”, Journal of Nuclear Engineering, Vol. 4, Issue 1, pp. 154–164, 2023.
- Ishizu, T., Fujita, S., Sonoda, H., Inoue, M., “Development of a Simple Model for Estimating the Design Limit of Core Void Reactivity to Prevent Re-criticality of MOX-Fueled Cores in Liquid Metal-Cooled Fast Reactors”, Nuclear Engineering and Design, Vol. 374, 111045, 2021.
（平成30年度以前に公表されたものは準備中）
会議プロシーディング（査読付き）
SONODA, H., INOUE, M., ISHIZU, T., “DEVELOPMENT OF IN-VESSEL SOURCE TERM EVALUATION METHOD FOR ULOF EVENT IN SODIUM-COOLED FAST REACTORS”, International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles FR22, 2023.
（平成30年度以前に公表されたものは準備中）
会議プロシーディング（査読なし）
なし
学会発表等
- 園田大貴、石津朋子、「ナトリウムプールからカバーガスへのCs移行量に関する妥当性確認解析」、日本原子力学会2023年秋の大会、令和5年
- 園田大貴、石津朋子、守田幸路、「FP移行挙動に着目した高速炉炉心損傷挙動解析コードASTERIA-SFRによるFAUST試験解析」、日本原子力学会2022年春の年会、令和3年
- 藤田哲史、石津朋子、守田幸路、「溶融燃料プールのスロッシング運動に伴う即発臨界挙動」、日本原子力学会2022年春の年会、令和3年
- 石津朋子、渡辺大貴、藤田哲史、井上正明、「現象相関ダイアグラムを用いた高速炉レベル2PRA評価手法の検討（1）ULOF事象への適用性検討」、日本原子力学会2019年秋の大会、令和元年
（平成30年度以前に公表されたものは準備中）
受賞
なし
その他
委託成果報告書
なし
（平成30年度以前に公表されたものは準備中）
共同研究成果報告書
なし