検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 205 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Numerical modeling of radiation heat transfer under sodium spray combustion in sodium-cooled fast reactors

青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10

ナトリウムの漏えい燃焼はナトリウム冷却高速炉における懸念事項の一つである。その際、ふく射は主要な熱移行形態であり、本研究では燃焼液滴からのふく射熱移行をモデル化する。液滴表面での放射および吸収、散乱を考慮して、ふく射の壁面境界と同様な定式化によってモデル化を行う。開発したモデルの確認として、単純体系での検証解析や上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析を実施する。その結果、従来のモデルで生じていたガス温度や圧力の過大評価が低減されることが確認された。

論文

多次元ナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFの過酷事故解析への適用; 上向きスプレイ燃焼実験検証解析

青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00374_1 - 17-00374_13, 2018/03

本研究ではナトリウム冷却高速炉の格納容器へ負荷を与えうるリスクの一つとされるナトリウム漏えい燃焼事象に着目し、ナトリウム燃焼時の熱影響詳細評価手法の開発を行っている。本報ではモデル改良について簡単に述べた後、上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析について、各モデル改良の詳細な影響因子について追加分析評価によって明らかにする。さらに改良モデルの汎用性を示すため、同ベンチマーク解析結果に基づき、上向きスプレイ以外のナトリウム燃焼事象への適用性について検討する。

論文

Splash during liquid jet impingement onto a horizontal plate

Zhan, Y.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕; 高田 孝

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数と無次元衝突頻度の関数として定式化できることが示された。

論文

Evaluation of sodium pool fire and thermal consequence in two-cell configuration

高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。

論文

Identification of important phenomena under sodium fire accidents based on PIRT process

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。

論文

Production of droplets during liquid jet impingement onto a flat plate

Yi, Z.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕; 高田 孝

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数とストローハル数、オーネゾルゲ数の関数として定式化できることが示された。

論文

Identification of important phenomena under sodium fire accidents based on PIRT process with factor analysis in sodium-cooled fast reactor

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。

論文

Study on self-wastage phenomenon at heat transfer tube in steam generator of sodium-cooled fast reactor with consideration of thermal coupling of fluid and structure

小島 早織*; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大野 修司; 福田 武司*; 山口 彰*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/11

Na冷却高速炉蒸気発生器伝熱管のセルフウェステージ現象に対して多次元ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMを用いた解析評価を進めている。従来の解析評価では、反応温度の保守的評価の観点で伝熱管外表面は断熱を仮定しているが、セルフウェステージ進展の評価では伝熱管構造部の温度評価も重要となる。そこで本研究では、流体-構造間の熱移行影響評価を行うことを目的とし、流体-構造熱的連成モデルを構築し、SERAPHIMコードへ導入した。熱的連成あり/なしの解析をそれぞれ実施し、得られた各種物理量分布に対する考察から熱移行を考慮することの影響を明らかとした。

論文

Secondary sodium fire measures in JSFR

近澤 佳隆; 加藤 篤史*; 山本 智彦; 久保 重信; 大野 修司; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*

Nuclear Technology, 196(1), p.61 - 73, 2016/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Reactor)は高い信頼性確保を目指し、設計の初期の段階から完全2重管を採用しナトリウム漏えいに対策している。ここでは、2次ナトリウム火災対策設備候補としてナトリウムドレン、窒素ガス注入、圧力放出弁、キャッチパン、漏えいナトリウム移送設備を比較評価した。また、仮想的に2次主冷却系において2重バウンダリから漏えいがあり、ナトリウムが原子炉建屋の鋼板コンクリート上に漏えいして燃焼した場合を仮定して対策設備の効果を解析により評価した。

論文

Development of unstructured mesh-based numerical method for sodium-water reaction phenomenon in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-6) (Internet), 11 Pages, 2016/09

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発し、SERAPHIMコードに組み込んだ。組み込み後SERAPHIMコードにより不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致することを確認した。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした試解析も実施し、妥当な解析結果を得た。

論文

Evaluation of sodium pool fire and thermal consequence in two-cell configuration

大野 修司; 高田 孝; 田嶋 雄次*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

ナトリウム冷却高速炉プラントで想定されるナトリウム漏えい燃焼状況のうち一つの重要なセル間通気影響の観点に着目して、2セル体系におけるナトリウムプール燃焼と熱移行に関する研究を行った。開口を介して水平方向に配置された2セル体系でのナトリウム燃焼と付随する熱流動挙動について、実験計測値と多セル解析コードSPHINCSによる数値解析の両面から分析・調査した結果をまとめる。

論文

Experimental study on splashing during liquid jet impingement onto a liquid film

Yi, Z.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数とストローハル数の関数として定式化できることが示された。

論文

Experimental study and kinetic analysis on sodium oxide-silica reaction

菊地 晋; 古賀 信吉*; 清野 裕; 大野 修司

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.682 - 691, 2016/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉において、万が一冷却材であるナトリウムが漏えいし、構造コンクリートを保護しているライナーをも破損させる過酷な事象を想定した場合、ナトリウムーコンクリート反応が生じる可能性がある。ナトリウムーコンクリート反応は、水素の発生、エネルギーの放出(発熱)、コンクリートの浸食を伴うため、これらの現象を理解することが重要である。本研究では、一連のナトリウムーコンクリート反応試験シリーズのうち、ナトリウム酸化物とシリカの反応性について着目した。ナトリウム酸化物とシリカの熱分析および化学分析により、前回の試験で確認したナトリウムとシリカの反応と比較して、かなり低い温度で反応が起こることを明らかにした。

論文

Development of V2UP (V&V plus uncertainty quantification and prediction) procedure for high cycle thermal fatigue in fast reactor; Framework for V&V and numerical prediction

田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 299, p.174 - 183, 2016/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労の数値解析評価の信頼性を確保するため、既存の安全解析を対象とした解析評価の信頼性確保の手法を参照し、PIRTを起点として実機外挿評価までを念頭においたV&V実施計画を策定した。次の5つのカテゴリー((1)PIRTによる現象分析、(2)V&Vの実施(数値解析コード・手法の整備)、(3)検証用試験の設計および配置、(4)各問題に対する不確かさ評価と不確かさの統合、(5)実機予測)からなるV2UPについて、現時点における整備状況と合わせ、その概念について述べる。

論文

2セル体系ナトリウム燃焼試験における熱影響の評価

大野 修司

日本機械学会2015年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 4 Pages, 2015/09

高速炉冷却材であるナトリウムの漏えい燃焼を想定した場合の基本現象理解と多次元数値解析評価手法の妥当性確認に資するため、隣接する矩形の2部屋が開口部でつながる体系におけるナトリウム燃焼試験の結果を分析・評価した。ナトリウムが空気中でプール状に燃焼する際の複数点温度測定データから、体系の幾何形状条件や熱流動の多次元性に起因する雰囲気温度分布の特徴を明らかにすることができた。

論文

Proposal of benchmark problem of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental code validation in sodium-cooled fast reactor development

小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08

数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。

論文

Kinetic study on liquid sodium-silica reaction for safety assessment of sodium-cooled fast reactor

菊地 晋; 古賀 信吉*; 清野 裕; 大野 修司

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 121(1), p.45 - 55, 2015/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.82(Thermodynamics)

本研究では、ナトリウム冷却高速炉において過酷な状態を想定した場合に発生するナトリウム-コンクリート反応現象に関して、シリカ系コンクリートの反応性を評価するためにNa-SiO$$_{2}$$反応の速度論的検討を行った。反応性を評価するために示差走査熱量計(DSC)に加え、反応中の試料状況を確認するためにビデスコープによる同時測定を行った。詳細な反応速度論解析より、最大の反応速度となる場合の速度論データが主要な反応段階であることが明らかになった。また、簡易的なKissinger法による評価した反応速度定数がNa-SiO$$_{2}$$反応の主要な反応段階の速度論を評価するのに有用であることが分かった。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 1; Outline of development project

宮原 信哉; 清野 裕; 大野 修司; 小西 賢介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、1982年に米国サンディア国立研究所(SNL)からそのオリジナルコードが導入されて以来、液体金属高速炉の確率論的リスク評価へ適用するために日本原子力研究開発機構(JAEA)において開発されてきた。CONTAIN-LMRコードは、高速炉の炉容器溶融貫通を伴う過酷事故時の格納容器内で起こる物理、化学、放射能状態を予測するための最確統合解析ツールである。また、本コードは事故時に環境中へ放出されるソースタームも予測することが可能である。本コードは、複数セル体系下でのセル間の熱と物質移行を考慮しつつ、事故時に起こるナトリウム燃焼、放射性エアロゾル挙動、ナトリウム-コンクリート反応やデブリ-コンクリート相互作用などのあらゆる重要な現象を相互の影響を考慮しつつ同時に扱うことができる。本論文では、原子力機構での開発経緯を簡単に紹介し、その後計算モデルの概要とコード検証例、コードの適用に関する今後の計画について述べる。

論文

Behavior of entrainment droplet formed by high velocity air jet flow in stagnant water

赤羽 正彰*; 堀木 幸代*; 刑部 真弘*; 小泉 安郎; 内堀 昭寛; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時において、隣接伝熱管ウェステージの主な要因となる高速気体噴流中の液滴挙動を実験から調査した。実験では、水中に高圧空気を噴出させ、噴流中にエントレインされた液滴を高速度カメラにより可視化するとともに、撮影画像を処理することにより液滴速度の計測を行った。可視化画像より、噴流界面からフィラメント状に液体が巻き込まれて液滴が発生する様子を確認した。液滴速度の計測から、噴流軸方向成分の速度は空気噴出速度の上昇とともに増大する挙動や液滴が発生した後噴流により加速される挙動を示すデータを得ることができ、隣接伝熱管ウェステージに関する現象解明及び評価手法の検証に有用な知見を得た。

論文

Evaluation of gas entrainment flow rate using numerical simulation with interface-tracking method

伊藤 啓; 大野 修司; 小泉 安郎*; 河村 拓己*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/12

The gas entrainment (GE) due to free surface vortex is one of important issues in the safety study on sodium-cooled fast reactors. In this paper, the authors perform numerical simulations of a simple GE experiment. To simulate interfacial deformations accurately, a high-precision interface-tracking method is employed. Two kinds of fluids, i.e. water and silicone oil, are considered as the working fluid in the simulations and the flow rate is changed over a wide range as the simulation parameter for both fluids. As a result of the numerical simulations, the evaluated values of the entrained gas flow rates shows good agreements with the experimental data. In addition, both the simulation results and experimental data provide the entrained gas flow rate in proportional to the average velocity at the cylindrical tank outlet.

205 件中 1件目~20件目を表示