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論文

Experimental investigation of decontamination factor dependence on aerosol concentration in pool scrubbing

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

Science and Technology of Nuclear Installations, 2019, p.1743982_1 - 1743982_15, 2019/06

Because a pool scrubbing is important for reducing radioactive aerosols to the environment for a nuclear reactor in a severe accident situation, many researches have been performed. However, decontamination factor (DF) dependence on aerosol concentration was seldom considered. DF dependence in the pool scrubbing with 2.4 m water submergence was investigated by light scattering aerosol spectrometers. It was observed that DF increased monotonically as decreasing particle number concentration in a constant thermohydraulic condition. Two validation experiments were conducted to confirm the observed DF dependence. In addition, characteristics of the DF dependence in different water submergences were investigated experimentally. It was found the DF dependence became more significant in higher water submergence.

論文

Experimental investigation on dependence of decontamination factor on aerosol number concentration in pool scrubbing under normal temperature and pressure

孫 昊旻; 町田 真一*; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

Pool scrubbing is one of the efficient filters with a high decontamination factor (DF). Because of its high performance, many pool scrubbing research have been performed. In the existing pool scrubbing experiments, an experimental condition of aerosol number concentration was seldom taken into account. It is probably because DF is assumed to be independent of aerosol number concentration, at least, in the concentration where aerosol coagulation is limited. The existing pool scrubbing models also follow this assumption. In order to verify this assumption, we performed a pool scrubbing experiment with different aerosol number concentrations. As a result, DF was increasing as decreasing the aerosol number concentration. In order to ensure a reliability of this result, three validation tests were performed with meticulous care. According to the results of these validation tests, it was indicated that DF dependence on the aerosol concentration was a real phenomenon of the pool scrubbing.

論文

Heat conduction analyses on rewetting front propagation during transients beyond anticipated operational occurrences for BWRs

与能本 泰介; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1342 - 1352, 2016/09

AA2015-0497.pdf:1.05MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

BWRの運転時の異常な過渡変化を超える過渡事象におけるドライアウトした燃料表面のリウェット挙動に関して、当研究グループで以前実施した研究では、リウェット直前の冷却として定義する先行冷却により、その伝播速度が強く支配されることが示された。本研究では、この先行冷却の特徴を把握するために、実験結果に対して、さらに工学解析と熱伝導解析を実施した。特徴把握のため、まず、先行冷却を熱伝達率評価値を用いて定量的に定義し、先行冷却が開始するタイミングでの被覆管温度の関数としてリウェット速度を検討した。その結果、リウェット点近傍での最大伝熱量によりリウェット速度が制限される傾向が示され、熱伝導解析の結果と整合した。

論文

Development of error reduction methods in aerosol measurement for pool scrubbing experiment

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 8 Pages, 2016/06

Pool scrubbing is one of the effective mechanisms to filter out radioactive aerosols in a severe accident of a nuclear reactor. A lot of work has been done on the pool scrubbing models and experiments. However, large discrepancies still exist between the simulation and experimental results. To improve the pool scrubbing model, an accurate decontamination factor (DF) evaluation by an aerosol measurement is inevitable. A pool scrubbing experimental apparatus was constructed. The aerosol particle diameter distribution was measured by a light scattering aerosol spectrometer. We focused on investigating and reducing the error of DF experimentally. Several problems resulting in the error and their solutions for the error reduction were summarized in this paper. Based on the error reduction methods, the DFs of pool scrubbing were measured in two water submergences.

論文

Thermal hydraulic safety research at JAEA after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident

与能本 泰介; 柴本 泰照; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; 岡垣 百合亜; 孫 昊旻; 栃尾 大輔

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5341 - 5352, 2015/08

This paper summarizes thermal-hydraulic (T/H) safety studies being conducted at JAEA based on the consideration of research issues after the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station accident. New researches have been initiated after the accident, which are related to containment thermal hydraulics and accident management (AM) measures for the prevention of core damage under severe multiple failure conditions. They are conducted in parallel with those initiated before the accident such as a research on scaling and uncertainty of the T/H phenomena which are important for the code validation. Those experimental studies are to obtain better understandings on the phenomena and establish databases for the validation of both lumped parameter (LP) and computational fluid dynamics (CFD) codes. The research project on containment thermal hydraulics is called the ROSA-SA project and investigates phenomena related to over-temperature containment damage, hydrogen risk and fission product (FP) transport. For this project, we have designed a large-scale containment vessel test facility called CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus), which is characterized by the capability of conducting high-temperature experiments as well as those on hydrogen risk with CFD-grade instrumentation of high space resolution. This paper describes the plans for those researches and results obtained so far.

論文

Study of hydrogen mitigation for safe storage of spent cesium adsorption vessels

上地 優; 寺田 敦彦; 岡垣 百合亜; 日野 竜太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.964 - 967, 2014/07

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

福島第一原子力発電所の使用済セシウム吸着塔の安全な保管に向けて、水素対策は重要な課題である。吸着塔内では、残留水の放射線水分解により、水素が発生し、容器内に蓄積する可能性がある。本稿では、FLUENTコードを用いた熱流動解析結果の検証のために、模擬容器内の流動をPIVにより計測した結果を報告する。試験結果から、容器内では非常に低速な上昇流が生じるとともに、ステップ部において循環流が生じることが明らかになった。この流動様相は解析結果とも一致した。加えて、触媒による水素再結合反応についてその効果を確認した。実機環境において想定される高湿度環境においても触媒が機能することが明らかになった。

論文

Safe storage of zeolite adsorbents used for treatment of accident-generated water at Fukushima Daiichi Power Station

山岸 功; 永石 隆二; 寺田 敦彦; 上地 優; 加藤 千明; 森田 圭介; 西原 健司; 津幡 靖宏; Ji, W.*; 福島 久志*; et al.

IAEA-CN-211 (Internet), 5 Pages, 2013/01

福島第一原子力発電所事故では、損傷炉心の冷却のために大量の放射性汚染水が発生した。塩水を含む汚染水処理にはゼオライトによるセシウム吸着が適用されたが、使用済ゼオライトは高放射能廃棄物となるため、その安定保管が喫緊の課題である。原子力機構は水処理設備の運転で生じる二次廃棄物管理の研究開発を実施しており、使用済ゼオライトの安定保管に関しては、性状の調査及び現行保管方法の有効性評価を行っている。評価においては、崩壊熱の影響、水の放射線分解による水素発生、塩水に曝された容器の健全性を考慮する必要がある。本発表では、これまでに得られた成果について報告する。

論文

周期配列突起を有する直線管路内の乱流解析

岡垣 百合亜*; 杉山 均*; 加藤 直人*; 日野 竜太郎

自動車技術会論文集, 43(4), p.949 - 955, 2012/07

ブロック型高温ガス炉の経済性向上にかかわる燃料棒の発熱密度を高めるため、燃料棒の黒鉛シースに周期配列突起(リブ)を設けて燃料棒の乱流熱伝達を促進させることが考えられている。リブ加工時の製作性を考慮して、リブ断面は直方体形状を候補としているが、熱伝達性能に及ぼす配列のピッチやリブ高さなどの影響及び効果をあらかじめ把握しておく必要がある。そこで、今後の燃料棒設計への適用を見通して、非等方性乱流にも適用でき、しかも、解析負荷を抑制できる乱流モデルとして代数レイノルズ応力モデルに注目し、同モデルを用いて周期配列リブ付き直線管路内の乱流解析を行った。その結果、リブ付き流路に特徴的な流れの再付着点位置やリブ周辺の渦をよく再現し、同モデルはリブに起因する非等方性乱流場の予測に適用できることがわかった。

論文

周期配列突起を有する直線管路内の乱流解析

岡垣 百合亜*; 杉山 均*; 日野 竜太郎; 加藤 直人*; 寺田 敦彦

日本機械学会関東支部ブロック合同講演会講演論文集, p.35 - 36, 2011/09

伝熱性能を向上させるため、壁面にリブと呼ばれる突起を周期的に配置することにより、乱れを増加させる手法が広く用いられている。今後の発展が期待される高温ガス炉(HTGR)では、水素製造プロセスなどへの効率的な核熱供給を行うため、リブによる伝熱促進を図ったプロセス熱交換器を用いる計画である。本研究は、熱交換器の設計コード開発の第一段階として、考案した代数レイノルズ応力モデルを用いて周期配列突起付き直線管路の乱流解析を行い、その妥当性を検証するため、CasarsaらのPIV計測実験結果と比較検討した。その結果、速度場,レイノルズ応力分布の実験結果との比較から、速度分布の結果は実験とほぼ一致するが、レイノルズ応力においては他の乱流モデルと同様に値や分布に違いがみられることがわかった。

論文

Numerical analysis of turbulent flow with heat transfer in a square duct with 45 degree ribs

岡垣 百合亜*; 杉山 均*; 加藤 直人*; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/05

高温のヘリウムガス熱交換器の伝熱促進等に有用な45度に傾斜した矩形リブを配した矩形ダクト内の乱流熱伝達特性について、新たに開発した代数応力モデルを用いて数値解析を実施した。解析結果は、PIVによる高レイノルズ数の乱流場における実験結果をよく再現しており、解析モデルの妥当性を確認できた。

口頭

廃ゼオライトの長期保管方策の検討; 水素拡散解析評価

寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎; 西原 健司; 永石 隆二; 山岸 功; 岡垣 百合亜*

no journal, , 

原子力機構では、東京電力福島第一原子力発電所における高濃度汚染滞留水の浄化処理に用いられたゼオライト吸着塔(KURION)の長期保管方策の検討を進めており、その一環として吸着塔内の水素拡散解析評価を行い、ゼオライト層が乾燥状態を仮定した場合、水素濃度が爆発下限界以下であること、及び塔内温度が水素の自己着火温度以下であることを確認した。

口頭

熱水力安全に関する研究

岡垣 百合亜

no journal, , 

熱水力安全研究グループでは、原子力規制委員会による安全規制を技術的に支援することを目的に、シビアアクシデント時の格納容器内の熱流動及びソースターム移行挙動に関する実験、国産熱水力コードの整備を支援するための模擬炉心等機器での熱水力に関する実験、福島第一原子力発電所事故を踏まえた事故対策や新型安全系に関する大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験等を実施する。あわせて、現在、国産の最適評価(BE)コード並びに数値流体力学(CFD)コードに適用するための評価モデル等の検証・開発を進めている。今後は、実験において装置の製作・整備を進めるとともに、順次実験を開始し、解析結果を用いて妥当性評価(V&V)を行い、三次元二相流解析コードの開発・整備に反映させる。

口頭

シビアアクシデント時の格納容器内密度成層に関する研究

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 佐藤 聡; 竹田 武司; Irwanto, D.; 与能本 泰介

no journal, , 

格納容器内密度成層挙動の解析精度向上を目的として、熱水力研究グループの平成25年度の取り組みについてまとめた。平成26年度実験を予定している小型容器内でのプルーム衝突による安定成層の崩壊に関する実験の予備解析として、乱流場まで詳細に解析できるLES解析と平均場を予測する手法で既往研究でよく用いられているRANS解析を比較し、容器内成層挙動の詳細把握とRANS解析上の問題点を抽出した。さらに、スイスPSI研究所所有の模擬格納容器PANDAを用いた国際ベンチマークテストに関する解析概要についてもまとめた。

口頭

プールスクラビング時の二相流挙動の詳細解析

岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 孫 昊旻; 佐藤 聡; 与能本 泰介

no journal, , 

福島第一原子力発電所で発生したシビアアクシデントを受け、格納容器ベントの際のプールスクラビングによるエアロゾル除去は、ソースタームを評価する上で極めて重要であることが再認識されている。原子力機構では、エアロゾル挙動・格納容器内熱水力挙動に係る評価手法の整備の一環として、汎用性のあるCFD解析用構成方程式の開発を進めており、事故時の広範な条件での解析手法の妥当性を実験との比較を通じて検討する必要がある。本研究では、プールスクラビング時の気液二相流現象を解明するため、高さ2m、直径0.2mの円筒管に直径0.01mの円形ノズルを底部に設けた解析対象において、OpenFOAMの二流体モデルを用いて解析を行った。解析結果より、同体系での実験結果との流動挙動の違いを明らかにし、解析手法について検討した。

口頭

二相流挙動に着目したエアロゾルのプールスクラビングに関する研究

孫 昊旻; 岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 与能本 泰介

no journal, , 

プールスクラビングによるエアロゾル除去に関して多くの研究がなされているものの、エアロゾル除去機構に強く関わる気液二相流の詳細挙動との関連は十分には把握 されていない。本研究では、これに着目し機構論的スクラビングモデルの開発を目的 とし、実験を中心とする検討を実施する。実験では、内径200mm、高さ約4mの円管内 のプール水に対して、エアロゾルを含むガスを注入し、プール入口と出口のエアロゾル量を計測することでエアロゾル除去率を評価するとともに、プール内の気液二相流の詳細挙動を計測する。本報告では、本研究の目的、内容、整備した実験装置、これまで得られた結果について述べる。

口頭

プールスクラビング実験におけるエアロゾル除染係数計測の誤差低減に関する検討

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

no journal, , 

重大事故時に、放射性物質の環境への放出量の軽減を図る有効な対策の一つとして、プール水中にエアロゾルを伴う気相を吹き込んで除染する、いわゆるプールスクラビングは、安全評価上重要である。しかし、既存プールスクラビングモデルによる予測結果と実験結果には依然大きな乖離が存在する。モデルの高度化のためには、詳細な二相流計測と高精度なエアロゾル除染係数の計測が必要不可欠である。本研究の第一段階として、高精度なエアロゾル除染係数を計測するために、計測誤差を実験的に検証し、誤差低減に繋がる校正手法を検討した。本報告では、これらの計測誤差検証実験とその結果とともに、校正手法を適用したプールスクラビング実験の結果を述べる。

口頭

静止液相におけるガスシートの不安定性に関する数値解析

岡垣 百合亜; 与能本 泰介; 石垣 将宏

no journal, , 

原子力機構では二相流解析手法の高度化の一環として、VOF法に基づくCFD手法を検討している。本研究では、静止液相中の擾乱気相界面に対してOpenFOAMのVOF法ソルバによるCFD解析を行った。解析結果は、Liらの理論解析結果であるWeber数と安定性限界の関係性において良好な一致を示した。

口頭

OpenFOAMを用いたガスシートの不安定性に関する気液二相流数値解析

岡垣 百合亜; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 廣瀬 意育

no journal, , 

As part of the improvement in numerical methods of two-phase flow, JAEA is underway to investigate CFD methods based on the VOF (Volume of Fluid) method. In the present work, we simulated the instability of the gas-liquid interphases between incompressible plane gas sheet and quiescent liquid showing an unstable mode of sinuous or varicose, using a VOF method solver available in the open source CFD code "OpenFOAM". The calculated results were found to agree reasonably well with the linear instability theory by Li. et al.. Furthermore, the effects of interface compression parameter and the number of mesh cells were investigated.

口頭

OpenFOAMのVOF法ソルバにおける界面圧縮法の影響に関する検討

岡垣 百合亜; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 廣瀬 意育

no journal, , 

オープンソースCFDコードOpenFOAMの等温・非圧縮の二相流を対象としたVOF法ソルバinterFoamは、界面追跡モデルを用いる一般的なVOF法とは異なり、界面法線方向にVOF値の分布を許容し、界面の数値拡散を制限するため、移流方程式に補正項を加えている。本研究では、静止液相内におけるガスシートの不安定性についてinterFoamを用いて解析を行い、線形理論解析との比較による妥当性評価から、補正項が拡散挙動に影響を及ぼす可能性や使用していく上での適切な格子数、界面圧縮パラメータの設定値について検討した。

口頭

Present status of pool scrubbing research at JAEA

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

no journal, , 

原子力機構ではシビアアクシデント時のプールスクラビング評価手法の高度化のために、プールスクラビング装置を製作し、気液二相流の詳細計測と高精度なエアロゾル計測実験を行っている。本発表では、そこで得られた実験結果について報告する。

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