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論文

Two-phase flow structure in a particle bed packed in a confined channel

伊藤 大介*; 栗崎 達也*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6430 - 6439, 2019/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故において、炉心に形成された燃料デブリの冷却は、燃料の炉容器内保持を達成する上での一つの重要な要素である。「インプレース冷却」と呼ばれるその冷却の性能を明らかにするためには、デブリベッドでの気液二相流の特性をよく把握することが必要である。ここで、デブリベッドは炉心の狭小流路中に形成され得るため、壁効果の影響を無視することができない。そのため、本研究では、粒子充填層で模擬したデブリベッド中の二相流への壁効果の影響を明らかにすることを目的とした。圧力損失を測定し従前のモデルによる結果と比較し、空隙率分布やボイド率分布をX線ラジオグラフィーで測定した。そして、圧力損失の評価モデルを修正し、それらのモデルの適用性について調査した。

論文

Development of evaluation method for in-place cooling of residual core materials in core disruptive accidents of SFRs

今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 11 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却高速炉の事故における炉心からの燃料流出の後の炉心残留燃料の冷却は、炉心物質の分散割合に大きな影響を与えるものであり、炉容器内保持(IVR)を達成するための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価を行うため、実機についての予備解析をSIMMER-IIIにより行った。その解析結果に基づき、重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出した3つの熱流動現象の調査とSIMMER-IIIの妥当性確認への活用のため、それらの現象に着目した基礎的な実験を考案した。また、実機でのインプレース冷却の際に発生し得るナトリウム液位の継続的な振動現象を実現するため、SIMMER-IIIによるサーベイ解析を実施した。その結果、液位振動の振幅や継続時間に対する実験条件の影響が定量的に明らかになり、具体的な実験条件を決定するために必要な知見が得られた。

論文

Effect of porosity distribution on two-phase pressure drop in a packed bed

栗崎 達也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の炉心部での燃料デブリの冷却(インプレース冷却)における冷却性を評価するにあたっては、デブリベッド内の気液二相流の圧力損失の評価が重要な要素の一つである。その予測式としてはLipinskiモデルが提案されているものの、空隙率の空間分布が均一でない場合には予測精度が低下すると考えられる。そのため、空隙率分布が均一でない充填層での気液二相流の圧力損失を測定する実験を行い、流路断面を分割することにより圧力損失を評価するようLipinskiモデルを修正した。その結果、修正Lipinskiモデルは元のLipinskiモデルよりも良好に実験値を予測することを確認した。

論文

Development of LORL evaluation method and its application to a loop-type sodium-cooled fast reactor

今泉 悠也; 山田 文昭; 有川 晃弘*; 矢田 浩基; 深野 義隆

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00083_1 - 18-00083_11, 2018/08

ループ型高速炉において想定される液位確保機能喪失(LORL)に対しては、ナトリウム汲み上げあるいはサイフォンブレークといった液位確保対策が考えられるが、それらの対策の有効性を評価するために、液位計算プログラムを開発した。確率論的リスク評価(PRA)により発生確率が無視できないため、本研究では、一次主冷却系での2か所漏えいが発生するものとして評価を行った。従来の保守的な想定に替り、漏えいの原因となる現実的な配管破損規模の検討を行うとともに、代表的な事故シーケンス及び漏えい箇所を選定した上で、炉容器内の液位の変化を計算した。さらに、液位確保策への影響を明らかにするため、より大きな破損規模での計算も行った。その結果、液位確保対策を考慮すれば、一次主冷却系での2か所漏えいが発生した場合においても、一次冷却材の循環ループを維持することができることを明らかにした。

論文

Development of the severe accident evaluation method on second coolant leakages from the PHTS in a loop-type sodium-cooled fast reactor

山田 文昭; 今泉 悠也; 西村 正弘; 深野 義隆; 有川 晃弘*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

ループタイプ・ナトリウム冷却高速原型炉の設計基準事故(DBA)を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)のシビアアクシデント(SA)評価手法を開発した。2ヶ所の1次冷却材漏えいは、DBAの出力運転中の1ヶ所の1次冷却材漏えいに伴う原子炉停止後の低温停止中に、別ループの1次冷却系配管において2ヶ所目の漏えいが発生し、過度に原子炉容器(RV)液位が低下し、LORLに至る可能性がある。本論文では、想定される漏えい部位の組合せから、厳しいRV液位となる代表事故シーケンスの選定、RVへの冷却材ナトリウムの汲み上げ、1次主冷却系のサイフォンブレークによるRV内冷却材ナトリウムの汲み出し停止の液位確保策、RV液位を過度計算するプログラム、液位計算プログラムを用いた代表事故シーケンスのRV液位挙動を示した。評価の結果、DBAを超える2ヶ所の1次冷却材漏えいに対して、2ヶ所目漏えいに対する液位確保策により崩壊熱除去運転に必要なRV液位が確保され、除熱機能喪失を防止できることを明らかにした。

論文

Fundamental experiments of jet impingement and fragmentation simulating the fuel relocation in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

SFRの炉心崩壊事故における再配置過程を模擬するため、低融点合金を低水深水プール中に落下させた。なおここで、ノズル出口と底板の距離は、微細化を起こすには不十分だと考えられる距離に設定された。実験の結果、融体は底板に衝突した後、底板に沿って全方向に広がる様子が観察された他、底板上の温度は融体の分散につれ急低下していることが確認された。この結果により、融体の微細化と急冷は、底板の存在により促進されたことが示唆され、さらに、この促進現象は融体が底板上での分散により強制的に接触表面積が増加したことによるものであると考察した。また、試験後には顕著に微細化したデブリが観察されたが、これは、融体と水の界面にて微細な蒸気泡が生成されたことにより形成されたものと考えられる。

論文

SAS4A analyses of CABRI in-pile experiments simulating unprotected-loss-of-flow accidents in SFRs

今泉 悠也; 深野 義隆

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.357 - 363, 2016/04

SFRにおける炉心崩壊事故の起因過程を解析するコードとして開発されたSAS4Aコードは、今後安全審査においても採用される可能性があり、また実験的知見による妥当性確認が行われる必要がある。そこで本研究では、国際共同CABRIプロジェクトによる実験結果を使用して、本コードの妥当性確認を行った。なお本研究で妥当性確認の対象としたCABRIの3試験は全て、中程度の燃焼度(6.4at%)の中空燃料について行われたものである。ここでは、SFRにおけるULOFの条件を模擬するため、流量減少(LOF)及び過渡過出力(TOP)により構成された過酷な印加条件が与えられた。TOPが印加されたタイミングは、冷却材温度が沸点近傍に達した時点、あるいは被覆管溶融の数秒後であった。解析の結果、冷却材沸騰のタイミング、沸騰中のボイド領域拡大、溶融燃料の移動・再凍結挙動などについて、CABRIの試験結果との良好な一致が得られた。本解析の結果、SAS4Aモデルの冷却材沸騰及び再配置モデルについての妥当性確認がなされた。

口頭

高速炉の炉心損傷事故起因過程解析コードによる炉内試験解析,1; SAS4Aコード及びCABRI炉内試験の概要

深野 義隆; 今泉 悠也; 吉岡 尚憲*; 赤堀 央*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷起因過程解析コードSAS4Aを用いて、国際共同CABRI炉内試験の解析を実施した。本研究では、いずれも中程度の燃焼度でスミア密度の低い燃料を用い、出力パルスの印加タイミングの異なる3試験を対象に試験解析を行った。本発表では、SAS4Aコードのモデル概要、及び解析の対象としたCABRI炉内試験の概要について説明し、後続の発表で各試験の解析結果について報告する。

口頭

高速炉の炉心損傷事故起因過程解析コードによる炉内試験解析,4; EFM1試験の解析

今泉 悠也; 深野 義隆

no journal, , 

本研究では、炉心損傷起因過程解析コードSAS4Aを用いて、国際共同CABRI炉内試験のうち、EFM1試験の解析を行った。EFM1試験では、流量減少による冷却材沸騰及び被覆管溶融の後に出力パルスを印加している。本試験では、燃料溶融後も核加熱が継続しているため、溶融燃料の大幅な移動と再固化が観察されており、解析におけるそれらの挙動の再現性も焦点の一つとなる。試験解析の結果、冷却材沸騰のタイミングや沸騰領域の拡大、また燃料の溶融移動挙動等について、実験結果との良好な一致を確認することができた。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の再配置挙動に関する研究,2; 低水深プール中への融体流出試験

今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時の再配置過程における、溶融炉心物質と冷却材との熱的相互作用および炉内構造物への炉心物質の再配置挙動を解明するため、低融点合金を低水深の水プール中に落下させる模擬試験を複数回行った。本件では、本試験の結果およびそのメカニズムの考察について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の再配置挙動に関する研究,1; 全体計画

神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 今泉 悠也; 鈴木 徹; 江村 優軌

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時には、溶融炉心物質は制御棒案内管を通じて冷却材プレナムへ再配置される。本研究は、この再配置過程で複合的に生じる溶融炉心物質と冷却材および炉内構造物との相互作用を評価する手法構築を目的とする。本件では研究計画の概要を報告する。

口頭

高速炉の炉心損傷事故起因過程解析コードのCABRI炉内試験による妥当性確認

今泉 悠也; 深野 義隆

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故後に制定された新規制基準では、高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)について、シビアアクシデント対策の有効性評価に用いる解析コードの妥当性確認が求められている。ここで、炉心損傷事故の起因過程の解析には、SAS4Aコードを使用する予定である。そこで、国際共同CABRI炉内試験を対象に、SAS4Aコードによる解析を行い、その妥当性を確認することとした。本研究では、CABRI炉内試験のうち、燃焼度が6.4at%程度で、「もんじゅ」と同様の低スミア密度燃料を使用し、流量減少後に出力パルスを印加した3試験を対象に解析を行った。その結果、反応度効果の観点から重要な、冷却材沸騰のタイミングや沸騰開始後の沸騰領域の拡大や溶融燃料の移動等について、試験結果と解析結果の良好な一致を得ることができた。これらにより、SAS4Aコードの冷却材沸騰や燃料溶融移動モデルの妥当性を確認することができた。

口頭

「もんじゅ」の廃止措置段階における安全性について,2; 燃料健全性に関わる保守的評価

森 健郎; 素都 益武; 今泉 悠也; 吉村 一夫; 深野 義隆

no journal, , 

廃止措置段階における熱的影響評価として燃料健全性を評価した。本報では、廃止措置段階での燃料の取扱いについて整理し、炉心、炉外燃料貯蔵槽、燃料池及び燃料集合体の移送中の各段階における燃料健全性に関わる保守的評価の結果を示す。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の再配置挙動に関する研究,4; 試験条件が低水深プール中での融体の分散・堆積に与える影響

江村 優軌; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 今泉 悠也; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質と冷却材の熱的相互作用及び炉内構造物への炉心物質の堆積挙動を解明するため、炉心入口プレナムを想定した低水深の水プール中に溶融した低融点合金を落下させる模擬試験を実施している。本件では、溶融物質の初期温度及び冷却材領域の容積等が試験結果に及ぼす影響について報告する。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,6; 原子炉停止機能喪失事象を想定した炉心の著しい損傷防止対策の有効性評価

今泉 悠也; 山田 文昭; 西村 正弘; 森 健郎; 深野 義隆

no journal, , 

高速炉におけるATWSの内、原子炉の定格運転中に炉心流量を喪失するLOF、制御棒の誤引抜がなされるとするTOP、除熱源を喪失するLOHRS型事象のそれぞれについて、系統間機能依存性、余裕時間、設備容量、代表性の観点から、重要事故シーケンスを選定し、原子炉トリップ信号の一つの発信に失敗するものの、他の原子炉トリップ信号の発信により原子炉停止されるケースを対象に解析を行った。その結果、いずれのケースも炉心損傷の判断基準を下回り、炉心損傷を防止できることが明らかになった。

口頭

ナトリウム冷却高速炉における損傷炉心内の冷却材挙動に関する研究,4; 模擬デブリ内における空隙率分布を考慮した圧力損失評価

栗崎 達也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の炉心部での燃料デブリの安定的な冷却(インプレース冷却)を評価する一つの指標として、デブリベッド内の気液二相流圧力損失が挙げられる。その予測式としてはLipinskiモデルが提案されているものの、空隙率の空間分布が均一でない場合には予測精度が低下すると考えられる。そのため、空隙率分布が均一でない充填層での気液二相流に対して、流路断面を分割することにより圧力損失を評価する手法を提案し、その妥当性について実験値との比較検討を行った。

口頭

ナトリウム冷却高速炉における損傷炉心内の冷却材挙動に関する研究,5; 模擬デブリ内気液二相流の圧力損失に対する配管径と粒子径の影響

石黒 明成*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、損傷炉心に残留した高温の粒子状燃料により炉心に流入したナトリウムが蒸発し、炉心で気液二相流が発生する可能性がある。このような気液二相流の流動特性は炉心残留燃料の冷却特性を評価する上での重要な指標であるものの、その圧力損失特性の定量的な把握については未だ十分とは言えない。そこで本研究では、充填層内の気液二相流の圧力損失特性の評価手法の構築を目的として、粒子状の球充填層を用いた気液二相流動実験を行った。そして、試験部の管径と粒子径を変化させながら様々な条件下で実験を行い、壁面近傍においてのみ空隙率が大きくなるという壁面効果が気液二相流の圧力損失に及ぼす影響を明らかにした。

口頭

球充填層内における気液二相流の可視化計測

藤津 光人*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

球充填層内気液二相流の圧力損失予測としてLipinskiモデルがよく使用されてきているが、高精度な予測のためには、充填層内における流動様式を正確に与える必要がある。しかしながら、複雑な流路内の流動を可視化することが難しく、これまでは限られた知見をもとにモデルの開発が行われてきている。本研究では、球充填層を簡素化した模擬流路における可視化計測から流動様式を明らかにし、流動条件などによる影響を調べた。

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