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辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎
日本原子力学会誌, 43(11), p.1149 - 1158, 2001/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研で開発を進めているMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子性能に直接影響する重要な機器である。特に冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、冷減速材容器の設計ではホットスポットの発生要因となる再循環流や停滞流の発生などを抑制して円滑な流動を実現する必要がある。そこで、冷減速材容器の概念設計に反映するため、冷減速材容器を模擬した扁平モデル試験体を用いて、容器内の流動パターンをPIVシステムにより水流動条件下で測定した。その結果、衝突噴流に随伴する再循環流や流れの停滞流などの流動パターンを明らかにし、併行して実施した流動解析は測定した流動パターンをよく再現した。この結果をもとに実機用冷減速材容器内の熱流動解析を行い、2MW運転時において液体水素の温度上昇を3K以内に抑制できることを確認した。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎
JAERI-Conf 2001-002, p.893 - 903, 2001/03
MW規模の核破砕ターゲットシステム開発において、超臨界水素を用いる冷減速材は世界最高の中性子性能を目指しており、この性能に影響を及ぼす局所的な水素温度の上昇を抑制する必要がある。冷減速材容器を実寸大で模擬したアクリル製試験体使用し、水流動条件下で実施した可視化実験及び流動解析の結果、PIVシステムで測定された流動パターンと解析結果とがよく一致し、容器内部の流動状況を把握することができた。温度分布解析結果からは、容器中央部の入口管周りの流れの停滞域で局所的な温度上昇が発生することがわかった。この温度上昇の原因となる流れの停滞域を抑制するため、入口管からの吹き出し流の効果を可視化実験及び解析で同様に確認したところ、吹き出し流によって再循環流領域を大幅に縮小できることがわかり、流れの停滞域を抑制できる見通しを得た。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-018, p.49 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-018.pdf:3.24MB
原研で開発を進めているMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などに直接影響する重要な機器である。特に冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、設計ではホットスポットの発生要因となる再循環流や停滞流の発生などを抑制して円滑な流動を実現する必要がある。冷減速材容器の概念設計に反映するため、容器を模擬した扁平モデル試験体を用いて、容器内の流動パターンを水流動条件下で測定した。その結果、衝突噴流に随伴する再循環流や流れの停滞域などの流動パターンを明らかにし、併行して実施したSTAR-CDコードによる流動解析は測定した流動パターンをよく再現した。この結果をもとに実機用冷減速材の熱流動解析を行い、液体水素の温度上昇を3K以内に抑制できることを確認した。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 石倉 修一*; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-011, p.23 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-011.pdf:1.79MB
超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に直接影響する重要な機器である。冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、冷減速材容器の設計では再循環流や停滞流の発生などホットスポットの発生要因を抑制して円滑な流動を実現する必要がある。また、1.5MPa,20Kの超臨界水素条件の下で減速材容器の構造強度を維持する必要がある。冷減速材容器の簡易モデル試験体を用いて、入口噴流管による衝突噴流とその随伴流の流動パターンを水流動条件下で測定した結果、STAR-CDコードによる流動解析結果の流動パターンとよく一致した。また、冷減速材容器の薄肉構造における技術的な課題を明らかにするため、予備的な構造強度解析を行った結果、容器には112MPaの最大応力が生じることがわかった。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 99-049, 45 Pages, 1999/06
原研で開発中のMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子性能に直接影響する重要な機器である。冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、再循環流や停滞流などホットスポットの発生要因を抑制して円滑な流動を実現する必要がある。冷減速材容器の概念設計に反映するため、簡易モデル試験体を用いて入口噴流管による衝突噴流とその随伴流の流動パターンを水流動条件下で測定した。入口噴流管の位置が底面より10mm以上で噴流速度が1m/s以上では再循環流領域の高さは約50mmであり、STAR-CDによる流動解析結果はこの流動パターンをよく再現した。この結果をもとに実機用冷減速材容器内の予備的な熱流動解析を行い、水素の局所的な温度上昇を3K以内に抑制するための流動条件を明らかにした。
麻生 智一; 石倉 修一*; 寺田 敦彦*; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 日野 竜太郎
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/04
中性子科学研究計画では、5MW陽子ビームとターゲットとの核破砕反応で発生した大強度中性子を実験に応じたエネルギーレベルに減速する高効率の減速材の開発が極めて重要である。特に、超臨界水素を用いる冷減速材容器は、扁平、薄肉構造とし、1.5MPa,20Kの条件に耐え、かつ、水素温度の上昇を3K以内に抑制する必要がある。構造強度解析から容器には112MPaの応力が発生し、流動実験及び解析から水素温度を局所的に上昇させる再循環流の発生が顕著なことを確認した。これらの結果を踏まえて、微小フレーム構造等で強度を確保し、旋回流や吹出し流で再循環流の発生を抑制する冷減速材容器構造を提案した。
羽賀 勝洋; 武田 靖*; Bauer, G.*; Guttek, B.*
JAERI-Tech 99-018, 41 Pages, 1999/03
ESSは高出力陽子加速器を用いた5MWの出力を持つ次世代の中性子源であり、概念設計では水銀をターゲット物質としている。ターゲット容器の健全性を確保する上で、出口流路内で水銀の再循環領域の生成を抑止することが重要であるため、ドイツのユーリッヒ研究所で製作されたアクリル製のターゲットモデルを用いて水流動実験を行い、UVP法を用いてターゲット容器内の流れ場を測定した。実験では、ターゲット容器への水の全流量を0.88L/sに保持しながら、各入口流路の流量比率を1:0:1,2:1:2,1:1:1,1:2:1,0:1:0の5通りに変化させた。この結果、どの条件でも再循環領域が生じており、ターゲット容器下部の入口流路の流量比率が増すにつれ、再循環領域が大きくなることがわかった。また、ターゲット垂直断面内でもスパン方向に渦が生じていることがわかった。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 99-014, 113 Pages, 1999/03
ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いた冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に影響する重要な機器である。特に減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響を与えるため、減速材容器の設計では再循環流や停滞流の発生を抑制して水素をスムーズに流動させる必要がある。そこで、減速材容器の概念設計に反映させるため、減速材容器を模擬した試験体を用いて、減速材入口管からの衝突噴流による流動状況を明らかにするために水による予備的な流動実験を行った。実験の結果、衝突噴流によって大きな再循環流が発生していることが確認でき、STAR-CDコードによる流動解析結果とよく一致した。これらの結果をもとに、減速材容器構造の概念設計をさらに推進させ最適な容器構造を明らかにするために、今後の熱流動実験計画を立案した。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎
可視化情報学会誌, 19(Suppl.2), p.127 - 130, 1999/00
原研で開発を進めている5MW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に直接影響する重要な構成要素である。特に冷減速材容器内における核発熱による水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、冷減速材容器の設計ではホットスポットの発生要因となる再循環流や停滞流を抑制して円滑な流動を実現する必要がある。そこで、冷減速材容器内の流動で重要な入口噴流管による衝突噴流とその随伴流の流動パターンを把握するため、減速材容器を模擬した扁平モデル試験体を製作してPIVにより水流動条件下で容器内の流動状況を明らかにした。また、並行してSTAR-CDコードによる流動解析を行い比較検討した。講演ではこれら実験結果及び解析結果について報告する。
井口 正
JAERI-Research 98-054, 216 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-054.pdf:7.94MB
PWR大破断冷却水喪失事故時の再冠水期における炉心内の熱水力挙動は、流路が管群であることや水流速が極めて小さく停滞水条件に近いことなどのために、従来広い研究対象とされてきた2相流挙動と異質な面がある。このため、上記の熱水力挙動を構成する素現象のうちには、原子炉安全評価の観点から重要であるにもかかわらず、現象の理解が不十分で、かつ予測精度が充分ではないかまたは適切な予測モデルがないものがあり、事故時の状況を高精度に予測するのに対し障害となっている。そこで、著者は定量的予測を達成する上で重要な素現象として、管群流路内のボイド率、再冠水現象に及ぼす炉心水平出力分布の影響、再冠水現象に及ぼす非常用炉心冷却水の複合注入の影響、複合注入型PWRの再冠水挙動に見られる炉心内循環流及び炉心2領域化現象を抽出し、これらの現象の解明と計算モデルの構築を行った。最終的には、代表的なPWR形式であるコールドレグ注入型PWR及び複合注入型PWRにおける再冠水挙動を充分な精度で予測する手法を確立した。以上の成果を原研で開発された再冠水現象解析コードREFLAに取り込み、予測精度の向上と適用性の拡大を実現した。
日野 竜太郎; 神永 雅紀; 石倉 修一*; 柳沢 一郎*; 鵜沢 将行*; 黒澤 勝利*; 池田 一三*; 内田 正治*
Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), 1, p.278 - 287, 1998/00
中性子科学研究計画の下で5MW規模の核破砕ターゲットとして、水銀ターゲットの設計開発を進めている。本報告では、流路断面積を最小化して構造のコンパクト化が可能な反転流方式の構造概念の検討成果を述べたものである。反転流方式では大規模な再循環流の発生により広い領域でホットスポットを生じやすいため、流路隔壁にスリットを設け、スリットからの噴出し流で再循環流の発生を抑制する構造を提案した。その成立性を検証するために熱流動・構造強度解析を行い、ビーム窓近傍の水銀温度を設計温度以下の230
C程度まで低減できること、薄肉のターゲット容器にフレームを適切に設置することにより許容応力以下にできることがわかり、構造的に成立可能な目処を得た。
麻生 智一; 石倉 修一*; 寺田 敦彦; 甲斐 哲也; 勅使河原 誠*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 渡辺 昇*
Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), 2, p.804 - 822, 1998/00
中性子科学研究計画では、5MW陽子ビームとターゲットとの核破砕反応で発生した大強度中性子をエネルギーレベルに応じて選別する高効率減速材の開発が極めて重要である。特に、超臨界水素を用いる冷減速材は、扁平、薄肉化しつつ、1.5MPa、20Kの条件に耐え、かつ、水素温度の上昇を3K以内に抑制する必要がある。構造強度解析から容器には110MPaの応力が発生し、流動実験及び解析から水素温度の局所的に上昇させる再循環流の発生が顕著なことを確認した。これらの成果を踏まえて、旋回流や噴出し流で再循環流の発生を抑制し、新しいアルミ合金を採用しつつ微小フレーム構造で強度を確保する冷減速材構造を提案した。
武田 哲明
JAERI 1338, 180 Pages, 1997/11
本研究では、高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動について、実験と数値解析によりその挙動を解明し、高温ガス炉の安全性に関する考察を行った。主配管破断事故時の空気浸入過程に2つの段階が存在することを示すとともに、事故後の第1段階は分子拡散と極めて流速の遅い混合気体の自然循環流が律則過程であり、第2段階では流路全体を短時間内に一巡する空気の自然循環流が律速過程となることを明らかにした。数値解析においては、事故後の第1段階における熱流動解析コードを開発し、実機における空気浸入挙動の予測が可能となった。さらに、事故後の第1段階の期間内に空気浸入過程を終了させる炉心冷却速度の存在と低温流路側からのヘリウム注入が、空気浸入と黒鉛酸化を防止及び抑制する有効な方法であることを明らかにした。
石田 紀久; 入尾 敏明*; 手島 登*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.771 - 782, 1997/08
被引用回数：17 パーセンタイル：77.46(Nuclear Science & Technology)本論文は、舶用炉の再循環型蒸気発生器を模擬した小規模の実験装置に加速度変動を付加した実験に関するものである。実験は、二相流を含む流動特性に及ぼすヒービング(船体運動の一つ:垂直方向加速度変化)の影響を把握するために行った。実験により、ヒービングに対する循環流量、ボイド率及びダウンカマーの応答を調べた。ヒービングによるこれらの変動の大きさは、加速度変動に比例している。循環流量の応答関数は一次遅れより高次遅れ関数である。蒸気発生器二次側流路の流動抵抗、蒸発器二次側の流路面積を実験パラメータとし、ヒービングに対する応答への影響を調べた。これから、特に蒸発器下流の流動抵抗はヒービング時変動の振幅が拡大されることが示された。
成瀬 雄二; 松田 祐二; 丸山 庸一郎; 青地 哲男
JAERI-M 6455, 53 Pages, 1976/03
ガス拡散法によるウラン濃縮プラントでは、極めて高度の気密性が要求される。しかし、現実のカスケードでは、或る程度の漏洩を壁けることはできない。カスケードからプロセスガスが漏れ出すと製品量は低下する。即ち、所定の流量および濃度の製品を生産するためには、カスケード規模を漏れ出し量に応じて大きくしなければならない。本報では、各段から漏れ出しのある理想カスケードおよび準理想カスケードについて基礎方程式を誘導し、さらに、漏れ出し量、分離係数および製品濃度のカスケード静特性(所要段数、循環流量、廃棄材流量、原料流量)に及ぼす影響を検討した。
