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論文

Experimental and analytical investigation of formation and cooling phenomena in high temperature debris bed

堀田 亮年*; 秋葉 美幸*; 森田 彰伸*; Konovalenko, A.*; Vilanueva, W.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; Thakre, S.*; Hoseyni, S. M.*; Sk$"o$ld, P.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.353 - 369, 2020/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:71.83(Nuclear Science & Technology)

Key phenomena in the cooling states of debris beds under wet cavity conditions were classified into several groups based on the complicated geometry, nonhomogeneous porosity and volumetric heat of debris beds. These configurations may change due to the molten jet breakup, droplet agglomeration, anisotropic melt spreading, two-phase flow in a debris bed, particle self-leveling and penetration of molten metals into a particle bed. The modular code system THERMOS was designed for evaluating the cooling states of underwater debris beds. Three additional tests, DEFOR-A, PULiMS and REMCOD were employed to validate implemented models. This paper summarizes the entire test plan and representative data trends prior to starting individual data analyses and validations of specific models that are planned to be performed in the later phases. It also tries to report research questions to be answered in future works, such as various scales of melt-coolant interactions observed in the PULiMS tests.

論文

粒子状放射性物質のプールスクラビングに関する実験的研究

秋葉 美幸*; 堀田 亮年*; 阿部 豊*; 孫 昊旻

日本原子力学会和文論文誌, 19(1), p.1 - 15, 2020/02

プールスクラビングの機構を理解するために、スケールが異なる3つの試験を実施した。小規模個別効果試験では、高速ビデオ, ワイヤメッシュセンサー, PIV等の高分解能二相流計測手法を用いて、単一気泡や二相流構造を把握した。大規模総合効果試験では、定圧と減圧両方の条件におけるエアロゾル除去効果に対する水深や水温の影響を計測した。これらの試験から得られた個別現象と総合現象の関係を明確にするために、中規模総合効果試験を行っている。

論文

Outline of research and development of thermal-hydraulics and safety of Japanese Supercritical Water Cooled Reactor (JSCWR) project

中塚 亨; 森 英夫*; 秋葉 美幸*; 江里 幸一郎; 安岡 誠*

Proceedings of 5th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-5) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/03

日本型超臨界圧水冷却炉(JSCWR)プロジェクトの伝熱流動分野における主要な目的は、炉心・燃料設計において燃料被覆管温度及び圧力損失の評価に必要な相関式を提供することである。本プロジェクトは、Phase Iとして平成20年から3年間の計画で開始された。伝熱流動分野には、東芝,九州大学,原子力機構が参加し、JSCWR開発に向けた研究を行い、次の成果を得た。(1)文献調査と過去の研究結果からデータベースを構築した。(2)円管に適用する最も適切な式をデータベースに基づき選定した。(3)LESを使って燃料集合体内で想定される伝熱劣化現象を高い精度で予測できることを明らかにした。

口頭

溶融デブリ冷却性挙動における不確かさ検討,1; ジェット分裂及びメルトスプレッド挙動

菊池 航*; 秋葉 美幸*; 堀田 亮年*; Alexander, K.*; Walter, V.*; Sevostian, B.*; 松本 俊慶

no journal, , 

炉心溶融物の挙動について、圧力容器外へ放出され、プール水中で冷却されるまでの詳細過程を評価する解析コードを開発している。本コードの妥当性確認データを得るため、スウェーデン王立工科大学(KTH)にて3種類の実験(DEFOR-A, PULiMS、及びREMCOD)を実施している。本報告では、DEFOR-A及びPULiMSを対象とし、ジェット分裂及びメルトスプレッドにおける不確かさ要因を抽出した。

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