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日高 昭秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.831 - 841, 2019/09
被引用回数：12 パーセンタイル：79.53(Nuclear Science & Technology)2011年3月15日午前中に関東地方(つくば市)で観測された不溶性Cs粒子(Aタイプ)は、
Cs/
Cs同位体比や炉の温度状況等から、福島第一原子力発電所2号機の炉内で生成されたと考えられてきた。しかしながら、AタイプCs粒子はほぼ純粋なケイ酸塩ガラスに覆われて急冷の痕跡があること、1号機起源のBタイプCs粒子より小粒径であること等を考えると、3号機の水素爆轟(3/14, 11:01)時に、爆轟の火炎により非常用ガス処理系(SGTS)内の高性能特殊空気(HEPA)フィルタが溶融してシリカ源となり、爆風による微粒化とそれに伴う急冷が同時に起きて粒子は生成された可能性が高い。また、爆轟時の風速場から、粒子の大部分は海方向に流されたが、一部が爆風で原子炉建屋(R/B)深部に移動し、3/15未明の3号機の炉心注水再開時に発生した蒸気の流れによって再浮遊して環境中に放出されたとすることで、観測データを矛盾無く説明できる。
稲葉 良知; Kotchourko, A.*; Breitung, W.*
JAERI-Tech 2005-053, 24 Pages, 2005/09
Forschungszentrum KarlsruheのFlow and Combustion Engineering Divisionでは、日本とドイツのBWRで起きた放射線分解ガスの爆発事故を契機として、ステンレススチール製平滑円管内における水素の爆発実験を行った。この実験では、化学量論比濃度の水素-酸素混合気が用いられた。初期圧力をパラメータとして、管内の圧力や管の歪みが測定され、爆ごう時の構造応答や平滑管における爆燃から爆ごうへの遷移(DDT)過程が調べられた。本報告書では、この実験の1つを模擬した数値解析について述べた。数値解析には、Flow and Combustion Engineering Divisionで開発された乱流燃焼解析コードCOM3Dを用いた。COM3Dの燃焼モデルは、実験データに基づいた燃焼率の相関式を用いており、実験を正確に模擬するためには、この燃焼率の修正が必要である。著者らは、燃焼率が指数関数状に増加すると仮定して、計算を行った。その結果、計算においてもDDTを再現することができた。
稲葉 良知; 西原 哲夫; 新田 芳和*
Nuclear Technology, 146(1), p.49 - 57, 2004/04
被引用回数：4 パーセンタイル：29.18(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模のHTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発・整備した。本論文では、HTGR水素製造システムで想定される3つの事故シナリオ,P2Aの構造,P2Aを用いた解析の手順及び事故シナリオに基づいた数値解析の結果について述べ、P2AがHTGR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析に対して有効なツールであることを示した。
波多野 恭弘
Physical Review Letters, 92(1), p.015503_1 - 015503_4, 2004/01
被引用回数：45 パーセンタイル：82.64(Physics, Multidisciplinary)爆轟波伝播において本質的な役割を果たすホットスポット生成の様子を調べるため、ボイドを含む3次元レナード・ジョーンズ固体についての分子動力学シミュレーションを行った。観測量については、従来から調べられてきた温度に加えて、化学反応に直接関係する単位体積あたりの分子間衝突数をモニターした。この量についてはボイドサイズ依存性はあまりなく、ナノスケールのボイドについても一定量に収束する。これは温度の増幅により大きなスケールのボイドを必要とすることと極めて対照的である。またボイド内に射出された粒子の速度と温度が、衝撃波の集積作用により徐々に増幅されていくことも直接確認した。
稲葉 良知; 西原 哲夫; 森山 耕一*; 中村 正志*
JAERI-Data/Code 2002-014, 255 Pages, 2002/07
JAERI-Data-Code-2002-014.pdf:21.69MB
高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模HTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,着火,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本報告書では、P2Aコードシステムが解析対象とする施設,事象やコードシステムの概要,使用方法及び予備計算結果について述べる。
稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之
Proceedings of 14th Hydrogen Energy Conference (WHEC 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/06
現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。HTTR水素製造システムにおいて、火災・爆発対策は安全上、最も重要な課題の1つである。そこで、HTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本研究では、P2Aの概要及び予備計算結果について述べる。
八木 理公; 阿部 豊*; 安達 公道*; 小林 朋能*; 山野 憲洋; 杉本 純
JAERI-Research 96-032, 152 Pages, 1996/06
JAERI-Research-96-032.pdf:4.05MB
熱的デトネーションモデルに基づく蒸気爆発進展過程の予備的シミュレーションを行った結果、膜沸騰を崩壊させるために必要となる蒸気爆発素過程の移行条件としての圧力条件が蒸気爆発発生の有無に極めて重大な影響を及ぼすことを明らかにした。そこで、高温の炭素鋼球またはステンレス鋼球表面上に膜沸騰を形成させ、圧力波による強制的な膜沸騰の崩壊挙動を観察し、膜沸騰崩壊条件に関する基礎的な実験を実施した。特にステンレス鋼球の実験の場合、鋼球表面温度は圧力波の通過により急激に降下し、圧力波が通過した直後の鋼球の表面温度変化から、膜沸騰の崩壊挙動が膜沸騰の非崩壊、崩壊、崩壊後再発生の3パターンに分類できることを確認した。また、本実験条件の範囲においては膜沸騰の崩壊させるのに必要となる圧力が鋼球の初期温度に強く依存することを確認した。
