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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

Droplet generation during liquid jet impingement onto a horizontal plate

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

Experimental Thermal and Fluid Science, 98, p.86 - 94, 2018/11

 パーセンタイル:100(Thermodynamics)

In sodium-cooled fast reactors, liquid sodium leakage may lead to fire accident. In the case that the liquid sodium is discharged as a liquid jet, a number of droplets are produced during liquid jet impingement on the structures. In the present work, a liquid jet was emanated vertically downward from a circular nozzle hole onto a horizontal disk to measure the total amount and the maximum size of splashed droplets. It was found that a significant amount of liquid was splashed when the liquid jet impinged as a broken jet. Thus, a prediction method was first developed for the impact frequency of the primary droplets produced due to the jet breakup. It was then shown that a phenomenological model using the impact frequency and the impact Weber number as the important variables can predict the splashing rate well. It was also indicated that the size of the maximum splashed droplets was fairly proportional to the size of primary droplets.

論文

Multi-dimensional numerical investigation of sodium spray combustion; Benchmark analysis of SNL T3 experiment

曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Denman, M. R.*

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11

日米国際協力CNWGの枠組みの一環として、Sandia National Laboratoriesと原子力機構の共同でSNL T3/T4試験をベンチマーク解析に用いて多次元解析コードAQUA-SFと質点系コードSPHINCSを利用し、ナトリウム燃焼の研究を進めている。本著ではT3試験を使用し乱流効果や液滴輻射といった多次元効果の影響を明らかにするためにAQUA-SFの感度解析を行った。その結果、乱流効果や液滴輻射がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。

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

A Study on splashing during liquid jet impingement onto a horizontal plate

桑田 裕介*; Zhan, Y.*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝

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

ナトリウム冷却高速炉の冷却材が漏洩した場合の熱影響解析精度向上に向けて、ノズルより鉛直下向きに液体を噴射し、水平固体面に衝突した場合の粘度を考慮した飛散液滴量相関式について検討した。

論文

Estimation of porosity and void fraction profiles in a packed bed of spheres using X-ray radiography

伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 松場 賢一; 神山 健司

Nuclear Engineering and Design, 334, p.90 - 95, 2018/08

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

多孔質媒体を通過する二相流を理解することは、軽水炉のみならずナトリウム冷却高速炉を対象としたシビアアクシデント解析コードを開発する上でも必要なことである。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時には溶融燃料と冷却材が相互作用した結果として、多孔質状のデブリベッド内で気液二相流が形成されると考えられる。このような多孔質媒体中における二相流場の特性を明らかにするためには、局所的な空隙率とその分布を把握することが重要である。本研究では、X線ラジオグラフィを用いて球体充填層内における局所空隙率を測定するとともに、その径方向分布を評価し、従来の空隙率モデルと比較した。さらに、球体充填層内を通過する空気と水の二相流におけるボイド率の径方向分布を得た。

論文

Improvement of a physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing for core safety evaluation of SFRs

青柳 光裕; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.530 - 538, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

The SIMMER code has been developed to analyze event progression during core disruptive accidents (CDAs) in sodium-cooled fast reactors. One of key phenomena during CDAs is blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing since it affects reactivity. A physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing in the SIMMER code is improved in this study to dissolve some inconsistencies between the modeling and the physical phenomena involved in the solid-liquid mixture flow with freezing for more precise evaluation of CDA. The improved model is validated with a systematical procedure through a benchmark analysis of an experiment. Consequently, experimental penetration behaviors are simulated reasonably by the SIMMER code analysis with the improved model while excessive blockage formation occurred in the analysis with the original model.

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

Two-phase flow measurements in a simulated debris bed

伊藤 大介*; Rivera, M. N.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

Two-phase flow through porous media must be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor (LWR) but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). To construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations. In addition, X-ray radiography, which is very helpful to understand the two-phase structure inside the porous media, was applied to measure porosity and void fraction distribution in the packed bed of spheres.

論文

Measurements of two-phase pressure drop in a simulated debris bed

Nava, M.*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07

Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in single and two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, in order to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.

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

Characteristics of pressure drop and void fraction in a simulated debris bed

伊藤 大介*; Nava, M.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*

Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 4 Pages, 2017/06

Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.

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

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

Validation and improvement of a numerical model for freezing and blockage formation of solid-liquid flow of molten fuel in the core disruptive accident of FBR

青柳 光裕; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2014/12

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時における溶融燃料流出挙動の評価精度向上のため、高速炉安全解析コードSIMMERにおける溶融燃料の固化・閉塞挙動に関する固液混相流の解析モデルを検証し、モデルの改良を行った。本研究では溶融燃料の流出挙動の分離効果試験であるTHEFIS試験を参照データとした。当該試験の体系に準じた解析体系を設定して、SIMMERコードによる解析を行った。既存の解析モデルによって、概ね試験結果を再現したが、条件によっては試験と比べて融体の流動が過大に制限された。試験での物理現象と既存解析モデルを対比すると、解析モデルは固体粒子による流動抵抗を過大評価しており、このことが流動を制限する解析結果をもたらしたと考えられた。そこで、実現象に応じたモデルに改良を行い、改良モデルを適用した結果、試験結果をより適切に再現することが確認できた。

論文

Numerical study of the MHD flow characteristics in a three-surface-multi-layered channel with different inlet conditions

青柳 光裕; 伊藤 悟*; 橋爪 秀利*

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1227 - 1231, 2014/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

入口流動条件が以前に行われた実証試験の結果や、三面複層コーティング流路を用いる第一壁の設計枠に与える影響を明らかにするために、三次元MHD流動場解析を行った。MHD圧力損失は入口条件により大きく影響された。乱流速度分布を仮定した数値解析モデルでは実験結果と定性的な一致を示した。第一壁流路の温度分布は三次元解析で得られたものと二次元解析で得られたものとでよく一致した。この結果はL字型曲がり管で生じる三次元的で複雑な入口流動条件が既存の設計枠には影響しないことを意味している。

口頭

高速炉炉心損傷時における溶融燃料の固化・閉塞挙動に関する固液混相流モデルの検証

青柳 光裕; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時における溶融燃料流出挙動の評価精度向上のため、高速炉安全解析コードSIMMERにおける溶融燃料の固化・閉塞挙動に関する固液混相流の解析モデルを検証した。本研究では溶融燃料の流出挙動の分離効果試験であるTHEFIS試験の結果を参照データとした。当該試験の体系に準じた解析体系を設定して、SIMMERコードによる解析を行った。既存の解析モデルによって、概ね試験結果を再現したが、条件によっては試験と比べて融体の流動が過大に制限された。試験での物理現象と既存解析モデルを対比すると、解析モデルは固体粒子による流動抵抗を過大評価しており、このことが流動を過度に制限する解析結果をもたらしたと考えられた。そこで、実現象に応じたモデルに改良を行い、改良モデルを適用した結果、試験結果をより適切に再現することが確認できた。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の崩壊炉心における炉心残留燃料の冷却性に関する評価手法の整備; 解析評価による主要現象の予測

青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

no journal, , 

炉心残留燃料の冷却は崩壊炉心物質を炉容器内に格納させるために重要である。本研究では炉心残留燃料の冷却性に関する評価手法を整備するために、高速炉安全解析コードSIMMERによる解析評価を行い、炉心残留燃料の冷却挙動を支配する主要現象を予測した。

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