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Briggs, L.*; Monti, S.*; Hu, W.*; Sui, D.*; Su, G. H.*; Maas, L.*; Vezzoni, B.*; Partha Sarathy, U.*; Del Nevo, A.*; Petruzzi, A.*; et al.
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.3030 - 3043, 2015/08
IAEA主催の「EBR-II炉停止のための熱除去試験に係るベンチマーク解析」研究共同プロジェクトは4年計画のうち3年目となっている。本プロジェクトには11ヶ国19機関がEBR-IIで行われた炉停止のための熱除去試験の内最も厳しい過渡試験の内の2ケースについて解析を実施してきた。ベンチマーク仕様に基づき炉心及び1次主冷却系の解析モデルを構築し解析を実施した。本プロジェクトのPhese 1ではブラインド解析が実施され測定データと比較・評価された。Phase 2では、Phese 1で試験データと合わなかった箇所を検討し解析モデルの改良を実施した。本論文では、最新の解析結果及び残された作業の実施方針を記載した。
望月 弘保
Nuclear Engineering and Design, 237(19), p.2040 - 2053, 2007/10
被引用回数：25 パーセンタイル：83.32(Nuclear Science & Technology)本論文は、NETFLOWコードのナトリウム冷却高速炉集合体出口温度予測適用について述べている。これまで、原子力教育ツールとしてのこのプラント動特性解析コードは、水やナトリウム冷却体系での施設や原子炉で得られたデータで検証されてきた。高速実験炉常陽では100MW照射炉心を用いて、自然循環試験が行われ、高速増殖炉原型炉「もんじゅ」ではタービントリップ試験が行われた。これらの試験結果が、集合体間熱移行を計算するためのモデルを検証するデータとして選定された。常陽の1次系と2次系の自然循環試験解析を通じて、集合体間の径方向熱移行を計算するモデルは、集合体出口温度を適切に評価した。「もんじゅ」の集合体出口温度についても良い一致が得られた。これらの検証を通じて、一次元のプラント動特性コードNETFLOWが、インターラッパーフローによる伝熱を考慮しない集合体間熱移行モデルでも出口温度を評価できることが示された。
望月 弘保
Proceedings of 2007 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2007) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/05
本論文はプラント解析コードNETFLOWの開発について述べたものである。原子炉補機冷却系の熱水力解析用に開発したコードは、軽水炉ばかりでなく液体金属冷却高速炉(LMFR)も解析できるように拡張された。LMFRへの適用性を向上させるため、自然循環特性に関係するモデルを改良した。これらは、集合体間熱移行モデルと空気冷却器の伝熱モデルである。高速実験炉常陽における原子炉トリップ後の全系自然循環解析を行い、試験結果と解析が一致する結果を得た。
望月 弘保
Nuclear Engineering and Design, 237(3), p.300 - 307, 2007/02
被引用回数：6 パーセンタイル：42.5(Nuclear Science & Technology)多くの研究者は、チェルノブイリ事故の根本原因がまだ明らかになっていないと報告している。多くの研究者は、詳細な熱流動の解析を行わないで事故を検討しているため、核計算と結合した熱水力計算をチェルノブイリ4号炉で記録されたデータに基づいて行った。1時19分から最初の核暴走が起こるまでのプラント諸量がトレースできた。1
より若干小さな量のポジティブスクラム現象が直接の原因である可能性が高く、この現象は原子炉の出力を暴走させるための引き金になった。
望月 弘保
Nuclear Engineering and Design, 237(1), p.87 - 93, 2007/01
被引用回数：11 パーセンタイル：61.1(Nuclear Science & Technology)軽水の単相流,二相流に関して開発されたモデルに基づいて、パソコン上で液体金属炉に適用できるNETFLOWコードが開発されてきた。このコードの機能は、軽水流動体系とナトリウム流動体系での個別効果試験で検証されてきた。このコードを、ナトリウム冷却の高速炉に適用するために、50MW蒸気発生器や「もんじゅ」のデータを用いて、幾つかの機能について検証が行われた。最終的に、「もんじゅ」でのタービントリップ試験の解析を行い、試験結果との比較がなされた。これらの検証において良い一致が得られた。この研究の結果、コードが学生の教育用ツールとして利用できそうである。
望月 弘保
JNC TN9400 2005-004, 44 Pages, 2005/04
圧力管型炉や軽水炉などの軽水単相・二相流の解析用に開発したコードをベースに、液体金属の流動体系でも解析できるコードNETFLOWが開発されている。液体金属流に関する数値解析の論理は、SSCコードを参考にしており、さらに発展させて安定的に高速で解析できるようになっている。コードの利用方法は、パソコン内に電子化されたマニュアルを見ながらデータの作成を行い、そのまま解析を行うようになっている。本コードについては、軽水炉の体系について、個別効果試験で機能の検証を行うと共に、実プラントや実験装置の流動伝熱に対しても多くの使用実績がある。本報告では、液体金属の流動体系での試験解析を行うことにより、解析コードの適用性を評価すると共に問題点を摘出した。評価対象とした試験は、50MW蒸気発生器定常試験、PLANDTLを用いた自然循環実験、「もんじゅ」2次系自然循環試験、「もんじゅ」タービントリップ試験である。解析コードは、これらの評価対象とした試験の結果をほぼトレースすることができ、液体金属を冷却材としたプラントの過渡流動伝熱を実現象より1000倍程度早く予測できた。しかしながら、精度を向上するためには、さらなる改良が必要であることもわかった。
小井 衛; 望月 弘保
JNC TN9200 2004-001, 335 Pages, 2004/06
JNC-TN9200-2004-001.pdf:35.21MB
2月27日、大洗工学センターで、世界の進路と「常陽」、「もんじゅ」の役割をテーマに、大洗FBRサイクルシンポジウム2004を開催した。地域の皆様をはじめ、国内外のFBRサイクル技術開発の専門家や学生など約400名に参加いただいた。
望月 弘保
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(1), p.76 - 84, 2001/00
本論文は、ATRの流動体系において、強制循環時の密度波振動発生限界と自然循環時のフローパターン遷移型流動振動について研究した結果を述べている。大型熱ループ(HEL)を用いた従来の強制循環の実験結果をTARECS-2コードで解析すことによって、流動が大きい場合には、ドライアウト特性曲線の上側にこれまで未確認の流動振動域があることを予測していた。そこでATR安全性試験装置を用いた高流動・高出力の試験を実施して、予測された振動が存在することを確認し、その挙動を解析した。また、低出力自然循環時に「ふげん」とHTLで発生し、BWRや出口間に傾斜を有する装置では生じない流動振動が、フローパターン遷移型の流動振動であることを水/空気試験で照明し、その振動は、炉心出口管の水平部を最低2度に傾斜させれば防止されることを見出した。
望月 弘保
Nuclear Engineering and Design, 200, p.273 - 284, 2000/00
被引用回数：3 パーセンタイル：26.42(Nuclear Science & Technology)本研究は、新型転換炉の流動体系において、再循環ポンプ吐出管破断時の逆止弁閉鎖特性に関して実験し、解析評価したものである。従来、逆止弁の直近で破断が生じた場合には、簡易的構造評価では逆止弁が破損してしまう結果となっていた。そこで、このような状況を模擬した逆止弁閉鎖実験を高温・高圧化での直近破断状態で実施し、流動特性を計測すると共に、弁ディスクの変形状態を計測した。実験より、弁ディスクの健全性が保たれる事が明確になると共に、伝熱流動については、HITSLコードで解析できるようにモデル構築を行い、弁ディスクの閉鎖速度、圧力挙動に関して実験し、実験後の弁ディスク変形計測値と解析結果を比較することで手法の妥当性を示した。
望月 弘保; 稲田 卓
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 0 Pages, 1997/00
本論文では,ATR炉で大破断事故が発生した後,非常用炉心系が作動せず,燃料温度が高温になった場合の重水による崩壊熱除去特性実験及びその解析結果について報告している。使用している圧力管とカランドリア管は,「ふげん」で用いているものと材質,寸法ともに同一で,表面の酸化についても模擬して実験した。このような圧力管カランドリア管の体系にインコネル製の36本クラスターヒーターを装荷し,重水の状態が満水状態にある場合と,ダンプされてカランドリアタンクの底から1mの深さになる場合がある事を考慮し,これら2つの状態に対して被覆管温度を1000
近傍まで上昇させて重水による除熱と圧力管/カランドリア管ギャップのCO2のサーモサイフオニングを計測した。実験結果を燃料集合体詳細伝熱が解析できるようにモデルを改良したHESTIAコードとシビアアクシデント解析用にNRCが解析比較す,整備したコードがサーモサイフ
望月 弘保
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 0 Pages, 1997/00
本研究は、新型転換炉の流動体系において、再循環ポンプ吐出管破断時の逆弁閉鎖特性に関して実験し解析したものである。従来、逆止弁の直近で破断が生じた場合には、簡易的構造評価では逆止弁が破損してしまうような結果となっていた。そこで、このような状況を模擬した逆止弁閉鎖実験を高温高圧下での弁直近破断状態で行い、伝熱流動を計測するとともに弁ディスクの変形状態を計測した。実験より、弁ディスクの閉鎖速度、圧力挙動に関して試験結果を再現出来た。構造変形挙動に関しては、DYNA-3Dコードを用いて、流動解析とリンクした解析を行う方法を提案し、試験後の弁ディスク変形計測値と解析結果を比較することで手法の妥当性を示した。
上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.
PNC TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08
動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。
望月 弘保
Proceedings of Workshop on Severe Accident Research in Japan (SARJ-96), 0 Pages, 1996/00
本論文では、ATRの体系において、溶融燃料が圧力管を破損させて噴出した場合に、隣接カランドリア管を侵食する挙動について報告している。溶融燃料の替わりに約2600Kのアルミナを用い、ステンレス製のカランドリア管と圧力管の二重管構造を重水を模擬した水中に浸したうえ、圧力管内に冷却材を供給して実験を行った。この結果、カランドリア管と圧力管は冷却されているため、アルミナのクラストが成長し易く、侵食の速度は既往の研究結果より低くなることが明らかになった。この結果から、熱伝達を評価すると、ヌッセルト数はジェットのレイノルズ数とプラントル数の積に比例し、その係数は、従来クラストが生じる場合の熱伝達の約1/30の値になった。
望月 弘保; 平尾 康彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.782 - 795, 1994/00
被引用回数：3 パーセンタイル：35.85(Nuclear Science & Technology)本論文では,ATRの実機気水分離器を用いて,空気/水及び蒸気/水の体系で行った実験の結果に基づいてモデルを作成し,キャリオーバ特性を解析的に予測する手法を提案している。また同上の実験によって得られたデータを用いて手法の検証を実施している。この結果,気水分離器の内部の流動と,気水分離器から放出された液滴の挙動が解析できるようになり,最終的に主蒸気管に至る液滴量が評価できるようになった。 検証の結果この手法の精度は約
30%程度であることがわかった。
望月 弘保; Quaiyum, M. A.
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.726 - 734, 1993/10
ATRで、冷却材喪失事故や異常な過渡変化を起因とする設計外事象が生じ、高温の燃料が圧力管に接触したり、この為、圧力管が膨らんだりした場合の接触コンダクタンスを計測した。試験片には、実際の圧力管とカランドリア管から切り出したものを用い、表面に人工的に種々の粗さを加工したものと、試験片に酸化鉄の粉を付着させたものを用意した。試験では、接触の圧力、接触面間の気体の圧力を変化させた。この結果、表面に酸化鉄のクラッドがついていない場合には、接触コンダクタンスが橘の式で予測されることが明らかになった。また、クラッドがついている場合に対しては、相関式を作成しATRの体系での接触コンダクタンスを総合的に評価出来るようにした。
望月 弘保; 小池 通崇; 堺 公明
Nuclear Engineering and Design, 144(2), p.293 - 303, 1993/10
被引用回数：12 パーセンタイル：74.46(Nuclear Science & Technology)軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70
Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。
望月 弘保; 平尾 康彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(10), p.1059 - 1070, 1993/00
被引用回数：6 パーセンタイル：55.97(Nuclear Science & Technology)本論文では,キャリオーバを解析的に予測するためのモデルを作成するため,ATRの実機気水分離器を用いて空気/水と蒸気/水の体系で実験を行った結果を報告している。実験では,流動の基礎式を用いて予測することが困難なコルゲートセパレータ部の分離効率及びスクリーンドライヤーにおける液滴分離効率についてデータを取得し解析モデルを構築するための実験式を提案している。また,空気/水と蒸気/水の体系の差によってコルゲートセパレータの分離効率が異なって見える点を考察し,空気/水系のデータが実機評価モデルとして利用できることを示した。
望月 弘保; 小池 通崇; 堺 公明
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 0 Pages, 1992/00
軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。
望月 弘保
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(1), 50 Pages, 1991/12
本報告では,ATR流路体系で生ずるチャンネル内流量振動について述べている。研究の目的は,これまでATRの流動体系を模擬したHTLとATR安全試験装置を用いて実施した流動振動試験に基づき,振動を発生する条件と周期を予測する無次元式を開発するとともに与えられた定常条件にしか適用できない従来の周波数領域解析手法よりも高度な,時間領域の解析手法を開発し,その手法の精度評価を行うことである。これらデータ評価と解析手法の開発によって,ATRの任意の運転状態に対しての安定境界までの安全裕度が,プラントの過渡変化に沿って評価できるようになった。さらに,軽水炉等の流動安定性についても評価できるようになった。
望月 弘保; 平尾 康彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(12), p.1078 - 1089, 1991/00
気水分離器の重要な特性の一つであるキャリアンダーについて解析コードで予測する方法を開発した。本手法については実規模の気水分離器を用いた空気-水試験及び実圧(70気圧)試験で,その妥当性を確認した。 解析においては,気水分離器によって分離された冷却材の流動を3次元的に解析して,流速,温度の分布を求め,その中にキャリーアンダーとなる気泡をモンテカルロ法を用いて発生させ,気泡個々の軌跡を追跡することによって浮上するもの,再循環流に巻き込まれるものを求める。この結果、実機模 擬試験で得られたキャリーアンダー量を良い精度で予測出来るようになった。また、「ふげん」で得られた結果も予測可能であることが分かった。本手法は、気泡巻き込みに関する他の事象についても適用可能である。
