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論文

コミュニケーションのある熱水力ロードマップによる展望

中村 秀夫

日本原子力学会誌, 61(4), p.270 - 272, 2019/04

日本原子力学会創立60周年に際し、熱流動部会にて熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ(熱水力ロードマップ)の策定に2007年当初より携わった経験等を基にした展望が述べられる。特に、同ロードマップ2017年最新版では、軽水炉の熱流動技術の全体を内外の情報を基に技術マップで俯瞰し、継続的に安全性を改善・発展させる道筋がバックキャスティング的に検討されたこと。そして、今後の課題として、「国産安全評価解析コードの開発」、「検証用実規模データの整備とスケーリング分析」、「3次元二相流動の現実的な解析」、「シビアアクシデント(SA)時の現象評価、実機計装」、「ATFなど新しいチャレンジへの対応」、「炉物理と熱流動とのカップリング」など、安全評価等に用いる精度良い数値解析技術の開発と妥当性確認に必要な試験とその技術について、関係者間の議論に基づいた6つの課題が示されている。福島第一原子力発電所の事故により、我が国の原子力は岐路にあるが、同ロードマップの改定にあたり多数の関係者間に真の双方向コミュニケーションが実現して、次代への道筋が示されるとき、我が国の原子力に真の希望を見出せるのではないか、との期待が述べられる。

論文

Some characteristics of gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:62.02(Nuclear Science & Technology)

Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.

論文

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017; 軽水炉の継続的な安全性向上に向けたアプローチ

糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*

日本原子力学会誌, 60(4), p.221 - 225, 2018/04

日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。

論文

Considerations on phenomena scaling for BEPU

中村 秀夫

Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/00

軽水炉の安全評価にて、システム解析コードを用いて不確かさを考慮した最適評価解析(BEPU)を行うとき、本来目標である高温高圧で多様な形状を有する実機での伝熱流動条件下に生じる事故現象の精確な予測には依然として残されている課題がある。その中で、主に流路サイズと圧力(流体物性)に依存した現象のスケーリングが関与する課題の例を挙げ、Keynote講演での議論に資する。

論文

Experimental study on interfacial area transport of two-phase bubbly flow in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

International Journal of Heat and Fluid Flow, 67(Part.A), p.168 - 184, 2017/10

主に4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形管内における上昇気泡流に関する実験的研究を実施した。流れ方向3断面における、局所界面積濃度、ボイド率、3次元気泡速度、気泡径を計測した。界面積輸送方程式やその中の気泡合体分裂モデルは、二相流における界面積濃度の予測に多用されてきたものの、主に円管や小口径管の二相流実験から構築されており、大口径正方形管に対する適応性の検証がされていない。そこで本研究では、大口径正方形管で取得したデータベースを用いて、既存の1次元1グループ界面積輸送方程式の気泡合体分裂モデルの大口径正方形管への適応性を評価した。最良のモデルに基づく予測と実験結果との誤差は25%であることを示した。

論文

Axial flow characteristics of bubbly flow in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形ダクト内における上向き気泡流の実験的研究を行った。流れ方向3断面における局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等を計測した。取得したボイド率、局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等により、流れの挙動に関する有益な情報を提供できるだけでなく、界面積濃度輸送方程式内のソースとシンク項の機構論的モデルの高度化にとって重要なデータベースとなる。

論文

Multi-dimensional gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 6 Pages, 2017/06

Large-diameter (D) channels are extensively used to increase the mass, momentum and heat transport capability of working fluid. Comparing with small-D pipes, two-phase flows in large-D channels show quite different and more complicated flow characteristics, since much larger cap bubbles can exist and interfacial instability prevents the cap bubbles from forming a large stable Taylor bubble. Flow regimes and radial void fraction profiles are also different from those in small-D pipes especially in cap/slug flow regime. The relative velocities between phases are greatly increased. This paper reviews recent progresses in the researches on two-phase flows in large-D channels. The state-of-the-art tool of four-sensor probe may enable classification of two-group bubbles by the measurement of bubble diameter instead of bubble chord length. Databases and most of the updated constitutive equations that cover flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration (IAC) correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s) are summarized and analyzed. Typical multi-dimensional characteristics of flows in large-D channels are presented and their one-dimensional numerical simulations are reviewed. Finally the future research directions are suggested.

論文

多様な誘因事象に対する原子力安全の確保,2; 外的事象対策の原則と具体化

糸井 達哉*; 中村 秀夫; 中西 宣博*

日本原子力学会誌, 58(5), p.318 - 323, 2016/05

日本原子力学会の原子力安全部会が「福島第一原子力発電所事故に関するセミナー」の報告書に挙げた課題のうち、特に重要な課題である多様な誘因事象に対する原子力安全確保の枠組みについて、学会誌の解説シリーズにより、現状と課題を学術界の立場からまとめる。その2である本稿は、外的事象対策の具体化について規制機関と事業者の取組みの現状を概観した上で、外的事象対策の原則となる考え方について、外的事象の網羅性、深層防護、多様性の役割、リスク情報の活用、地域の安全との関係を含めて議論するものである。

論文

Gas-liquid bubbly flow structure in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Progress in Nuclear Energy, 89, p.140 - 158, 2016/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形管内の上昇気液二相流の局所構造を計測した。球形と非球形気泡を区別する4センサープローブの計測手法を適用し、局所3次元気泡速度ベクトル、気泡径と界面積濃度を計測した。液相流量が低い時と高い時、局所ボイド率と界面積濃度はそれぞれ中心ピークと壁ピークの分布を示した。断面内における横方向気泡速度は、断面の対称的な8分の1三角領域内を循環する2次流れの存在を示し、その大きさは液相速度の上昇とともに増加した。本データに対して、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度の相関式の比較を行い、適応性を検証した。

論文

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップの改訂; 軽水炉の継続的な安全性向上に向けて

新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*

日本原子力学会誌, 58(3), p.161 - 166, 2016/03

日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。

論文

$$gamma$$線照射されたアミノ酸中の照射誘導ラジカルの緩和時間

永田 夏樹*; 菰田 聖一*; 菊地 正博; 中村 秀夫*; 小林 泰彦; 鵜飼 光子*

JAEA-Review 2015-022, JAEA Takasaki Annual Report 2014, P. 103, 2016/02

照射食品に誘導されたフリーラジカル中の不対電子の緩和時間は、ラジカル間の相互作用の程度を示す指標のひとつとなる。緩和時間は、パルスESR装置で直接測定可能であるが装置が高価で普及していない。そのため、連続波ESR装置の測定結果を用いたシミュレーション解析により算出する手法も用いられ、Lund法は1本線信号の緩和時間の算出に適用される。照射アミノ酸の複数ピークをそのままシミュレーション解析した時、緩和時間はパルスESRの直接測定値とは大きく異なった。そこで3種類の照射アミノ酸で得られる複数ピークについてガウスピーク近似により分離して、それぞれのピークパラメータを用いてLund法のシミュレーション解析に適用した。その結果、算出されたT$$_{2}$$値はパルスESRの値とよく一致した。このことは、ピーク分離法が、複数ピークをもつESRスペクトルに対してLund法を適用する際に、緩和時間の計算精度を高める手法として有効であることを示している。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

New AESJ thermal-hydraulics roadmap for LWR safety improvement and development after Fukushima accident

中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; 山口 彰*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5353 - 5366, 2015/08

The Atomic Energy Society of Japan developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement and Development after Fukushima-Daiichi Accident through collaboration of utilities, vendors, universities, research institutes and technical support organizations for regulatory body. The revision has been made by three sub working groups (SWGs), by considering the lessons learned from the Fukushima-Daiichi Accident. The safety assessment SWG pursued development of safety assessment computer codes. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via improved accident management measures by referring the technical map for severe accident established by severe accident SWG. Twelve important subjects have been identified, and Fact Sheet was developed for each of subjects for research and development. External hazards are also considered how to cope with from thermal-hydraulic safety point of view. This paper summarizes the revised TH-RM with several examples and future perspectives.

論文

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

論文

Analysis of radicals induced in irradiated amino acid using Pulse-ESR

岸田 敬吾*; 菊地 正博; 中村 秀夫*; 小林 泰彦; 鵜飼 光子*

JAEA-Review 2014-050, JAEA Takasaki Annual Report 2013, P. 90, 2015/03

Radiation induced radicals in irradiated foods were analyzed with Pulse-ESR. The specimens were rice and wheat flour. We also analyzed 22 kinds of amino acids contained in foods to compare with the food specimens. Radiation dose level was 50,100 and 200 kGy. We could not detect any signals in all specimens before irradiation treatment. Upon radiation treatment one broad signal was detected. Using Pulse-ESR, we succeeded to detect field swept echo signal in some irradiated amino acid specimens and to analyze the relaxation times (T$$_{1}$$ and T$$_{2}$$). It is concluded that ESR is very useful to analyze the radiation induced radicals in irradiated foods.

論文

Local measurements of 3-D bubble velocity vector, bubble diameter and interfacial area concentration in a vertical large diameter square duct

Shen, X.*; 日引 俊*; 孫 昊旻; 中村 秀夫

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2014/11

新型沸騰水型原子炉ESBWRの炉心上部のチムニーなど大口径の垂直矩形流路では、気液2相流の液相速度勾配や気泡分布は大口径円管と異なる可能性がある。一方、大口径の矩形流路内については、ボイド率や液相速度、気泡径などの分布に関する報告はあるが、3次元気泡速度や界面積濃度等の流れ構造を詳細に示すパラメータについては報告がなされていない。本研究では、安全解析に用いる流動モデルの信頼性向上等に資するため、それらの詳細計測を行った。実験では、1辺が100mmの正方形断面テスト部を用いて鉛直上昇流のボイド率、界面積濃度、気泡径や3次元気泡速度など主要パラメータの断面内分布を4センサ光プローブを用いて計測し、液流量の増加に伴って、ボイド率と界面積濃度の分布が壁面ピークから管中心ピークに変化することや、主流方向の気泡速度が管中心ピーク分布を持つ結果を得た。更に、断面内の気泡速度分布の結果から、断面内循環流が対称8分の1三角形領域に存在し、液流量に伴って速度が増加することを明らかにした。

論文

RELAP5 analyses on the influence of multi-dimensional flow in the core on core cooling during LSTF cold-leg intermediate break LOCA experiments in the OECD/NEA ROSA-2 Project

安部 諭; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(10), p.1164 - 1176, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

PWRを模擬する大型熱水力試験装置LSTFを用いてコールドレグ中口径破断LOCA実験を2回(Test-2, Test-7)行い、それらの比較よりシステム全体の挙動及び熱水力現象の調査をOECD/ROSA2プロジェクトで行った。実験条件として、Test-2では破断サイズはコールドレグの17%相当とし、ECCSは単一故障を仮定した。Test-7では破断サイズは13%相当とし、ECCSは全注入を仮定した。本論文では、炉心を単チャンネルおよび複数チャンネルでノーディングしたRELAP5コード実験後解析の結果を発表する。結果として、炉心複数チャンネルモデルを用いた解析では、炉心内の多次元的な流れを考慮することができ、炉心単チャンネルモデルでは充分に再現できなかった燃料棒表面温度の挙動を再現することに成功した。

論文

RELAP5 code study of ROSA/LSTF experiment on a PWR station blackout (TMLB') transient

竹田 武司; 中村 秀夫

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0015_1 - TEP0015_13, 2014/08

RELAP5 code analysis was performed on one of abnormal transient tests conducted with the ROSA/LSTF simulating a PWR station blackout transient with TMLB' scenario in 1995. The LSTF test revealed core uncovery by core boil-off took place a little after hot leg became empty of liquid. The code indicated remaining problems in the predictions of reverse flow U-tubes in SG during long-term single-phase liquid natural circulation. Sensitivity analyses were performed to clarify effectiveness of depressurization of and coolant injection into SG secondary-side as accident management measures. SG secondary-side depressurization was initiated by fully opening the safety valve in one of two SGs with incipience of core uncovery. Coolant injection was done into the secondary-side of the same SG at low pressures considering availability of fire engines. The SG depressurization with the coolant injection was found to well contribute to maintain core cooling by the actuation of accumulator system.

論文

Relaxation times of radicals induced in irradiated foods using pulse-ESR and CW-ESR

岸田 敬吾*; 川村 翔栄*; 菊地 正博; 中村 秀夫*; 小林 泰彦; 鵜飼 光子*

JAEA-Review 2013-059, JAEA Takasaki Annual Report 2012, P. 86, 2014/03

Using pulse-ESR and CW-ESR, we attempted the measurement of relaxation times (T$$_{1}$$, T$$_{2}$$) of radicals induced in irradiated foods. The specimens were black pepper and hard wheat flour. We succeeded in measurement of the field swept echo signal of irradiated specimen and in direct analysis of relaxation times (T$$_{1}$$, T$$_{2}$$). T$$_{1}$$ of irradiated black pepper was 33 $$mu$$s, and T$$_{1}$$ of irradiated hard wheat flour was 21 $$mu$$s. T$$_{2}$$ of irradiated black pepper was 420 ns, and T$$_{2}$$ of irradiated hard wheat flour was 260 ns. We also succeeded in measurement of the signal of irradiated specimens by CW-ESR. We detected the strong singlet signal from irradiated pepper, and the broad complicated signal from irradiated hard wheat flour. It suggested that the radiation-induced radicals of these two specimens are different.

論文

ESRスピントラップ法による放射線照射漢方エキス剤のラジカル捕捉活性評価

太多 由依*; 川村 翔栄*; 菊地 正博; 小林 泰彦; 鵜飼 光子*; 中村 秀夫*

Radioisotopes, 63(3), p.119 - 129, 2014/03

100kGy放射線照射及び未照射のそれぞれ13種類の漢方エキス剤を用い、新規ラジカル試薬CYPMPOを用いたESRスピントラップ法によりラジカル捕捉活性を計測した。複数のエキス剤でアルコキシラジカルやヒドロキシラジカルに対する高いラジカル捕捉活性を確認した。100kGy放射線照射により、いくつかの漢方エキス剤のラジカル捕捉活性が変化した。ESRスピントラップ法を用いて、放射線照射による漢方エキス剤のラジカル捕捉活性への影響を評価できた。

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