検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1

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

Study on reactor vessel coolability of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition; Water experiments using a scale model

小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。

論文

Performance of a remotely located muon radiography system to identify the inner structure of a nuclear plant

藤井 啓文*; 原 和彦*; 橋本 就吾*; 伊藤 史哲*; 角野 秀一*; Kim, S.*; 河内山 真美; 永嶺 謙忠*; 鈴木 厚人*; 高田 義久*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2013(7), p.073C01_1 - 073C01_20, 2013/07

 被引用回数:26 パーセンタイル:76.73(Physics, Multidisciplinary)

The performance of a muon radiography system designed to image the inner structure of a nuclear plant located at a distance of 64 m is evaluated. We conclude that there is an absence of fuel in the pressure vessel during the measurement period and profile the fuel material placed in the storage pool. The obtained data also demonstrate the sensitivity of the system to water-level changes in the reactor well and the dryer-separator pool. It is expected that the system could easily reconstruct a 2 m cubic fuel object. By operating multiple systems, typically four identical systems, viewing the reactor form different directions simultaneously, detection of a 1 m cubic object should be achievable within a period of a few months.

報告書

1/1.8縮尺部分モデルによる原子炉容器内ガス巻込み特性の評価; ガス巻込み発生マップによる支配因子の把握と発生メカニズムの解明

木村 暢之; 江連 俊樹; 飛田 昭; 伊藤 真美*; 上出 英樹

JAEA-Research 2006-068, 56 Pages, 2006/10

JAEA-Research-2006-068.pdf:23.42MB

ナトリウムを冷却材とした高速炉の設計では、経済性向上を図るためシステムのコンパクト化を検討しており、炉容器径に対する炉出力の増加を検討している。炉出力増加に伴い、冷却材の流速が上昇し、炉容器に存在する自由液面からのガス巻込みが懸念されている。そこで、自由液面の下方に水平板(D/P)を設置することで、液面近傍の流速低下を図ることとしている。ガス巻込みを評価するために製作した縮尺比1/1.8の水流動試験体は、ガス巻込みの発生要因となる下降流速が発生する出口配管を中心とする90度セクターを対象に、D/Pから液面までをモデル化した。本試験では、境界条件を変更することにより、ガス巻込み発生マップを作成し、それによってガス巻込みの支配因子の抽出を行うとともに、発生メカニズムの解明を目的に実施した。ガス巻込みは、大きく分類して2つのパターンで発生することがわかった。一つは、周方向流速が大きくなることにより、物体の後流に発生する渦に起因するものであった。もう一つは、下降流速の増加及び液位の低下によって発生するものであった。これらについて、詳細な流速計測により、発生メカニズムを把握することができた。

報告書

ガス巻きこみ現象に関する基礎的研究; 自由表面渦による非定常ガス巻き込み現象の評価

江連 俊樹; 木村 暢之; 小林 順; 伊藤 真美*; 上出 英樹

JAEA-Research 2006-067, 35 Pages, 2006/10

JAEA-Research-2006-067.pdf:7.49MB

FBR実用化戦略調査研究では、ナトリウム冷却型大型炉の設計研究を実施されている。経済性を向上させるため、従来と比較してコンパクトな原子炉容器を検討している。その結果、炉容器内の流速が増加するため、原子炉容器内でのカバーガスの巻き込みを防止することが設計上の重要課題となっている。このため、ガス巻き込み防止の判定基準の作成が進められている。ガス巻き込みに関しては、くぼみ渦,潜り込み,砕波の3形態に大別できるが、くぼみ渦によるガス巻き込みに関しては、その発生に対する定量的な評価手法や判定基準に関しては明確化されていないのが現状である。そこで、くぼみ渦によって発生するガス巻き込みに関して基礎的な実験体系を用いた水流動試験を実施した。これまではあまり検討されてこなかった渦の非定常性について基礎的な特性を把握するため、ガスコア周囲の流速分布の測定とガスコア長さの可視化計測を組合せた試験を実施した。その結果、ガスコア長さと気泡の巻き込みに至る頻度との関係を明らかにするとともに、くぼみ渦が成長する過程で、まず循環が増加し、これに遅れてガスコア長さが成長する位相遅れがあることを見いだした。

報告書

1/1.8縮尺部分モデルによる原子炉容器内ガス巻き込み特性の評価; ガス巻き込み初生条件と発生メカニズムの把握

木村 暢之; 江連 俊樹; 中山 王克; 飛田 昭; 伊藤 真美*; 上出 英樹

JAEA-Research 2006-005, 45 Pages, 2006/03

JAEA-Research-2006-005.pdf:15.66MB

日本原子力研究開発機構ではFBR実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウムを冷却材とした高速炉の検討を行っている。ガス巻き込みを含む炉上部プレナム内の流況を適正化するために、縮尺比1/1.8の大規模水流動試験体を製作し、ガス巻き込み現象を把握した。本試験体は、ガス巻き込み発生の要因となる下降流速が見られることから、出口配管(ホットレグ配管)を中心とする90度セクターを対象に、液面への流れを抑制するために設置されている水平板(ディッププレート、D/P)から液面までをモデル化した。ガス巻き込みの発生は可視化によって確認した。設計形状の体系(D/Pを2段で構成)では、定格時に予測される流速条件で、D/Pからの液位が定格時の液位の3%から100%の範囲でガス巻き込みの発生は見られなかった。D/Pを1段とした場合との比較から、D/Pを2段にすることで局所的な下降流速のピークを低減する効果があることがわかった。また、1段D/P形状で高液位(定格の50%の高さ以上)条件下では、周方向流速に依存してガス巻き込みが発生することが可視化結果、及び流速計測結果からわかった。発生条件は設計における定格条件に比べて、周方向流速で4倍以上大きいことがわかった。以上により、本体系の原子炉容器についてガス巻込み抑制の見通しが得られた。

論文

Experimental study on flow optimization in upper plenum of reactor vessel for a compact sodium-cooled fast reactor

木村 暢之; 林 謙二; 上出 英樹; 伊藤 真美*; 関根 正*

Nuclear Technology, 152(2), p.210 - 222, 2006/03

 被引用回数:21 パーセンタイル:79.04(Nuclear Science & Technology)

FBR実用化戦略調査研究の一環として行っているNa大型炉について、炉容器コンパクト化に伴う上部プレナム内流動の適正化を行う必要がある。そこで、1/10スケール水流動試験装置を製作し、可視化,粒子画像流速測定法,超音波流速計による流況の定量化を行うとともに、熱流動上の課題の抽出を行った。その結果、UISの切り込みを通る上昇流によって液面が大きく変動することを確認した。しかし、ディッププレートの下に移行するガス巻き込みの発生は確認されなかった。また、ホットレグ(H/L)吸込流速増大のため、H/L吸込部近傍に3本のキャビテーションを伴う水中渦を確認した。流動上の課題について、プレナム内構造をパラメータとした実験を行い、流動の適正化を実施した。ホットレグ近傍で発生する水中渦に関しては、炉容器とホットレグの間にスプリッタを設けることで水中渦の初生条件を改善することができた。また、燃料交換機が挿入される貫通孔のプラグ高さを最適化することで、ディッププレートを通過する流量を低減できた。

報告書

炉容器コンパクト化に関する流動特性試験; ディッププレートの2重化とUIS胴の効果

中山 王克; 木村 暢之; 上出 英樹; 伊藤 真美*; 関根 正*

JNC TN9400 2005-032, 103 Pages, 2005/03

JNC-TN9400-2005-032.pdf:33.44MB

FBR実用化戦略調査研究にて検討されている大型ナトリウム炉のコンパクト化に関して、炉内の高流速化に伴い、自由液面からのガス巻き込みが懸念されている。そこで、実機の1/10スケール炉上部プレナム水流動試験装置を製作し、自由液面からのガス巻き込みを含む炉内流動の適正化を図るための研究を実施している。これまで、液面に向かう流れの抑制やキャビテーションを伴う水中渦抑制に効果的な構造として1)燃料交換機(FHM)貫通孔に挿入するプラグ、2)ホットレグに向かい合う炉壁に縦リブを設けるスプリッタを考案し、大型炉の成立性を確認した。本報告では、液面の下に設ける水平板(ディッププレート、D/P)の2重化ならびにUISの外周に多孔胴を設けることの効果について1/10スケール試験装置を用いて検討した。 2重D/Pでは、炉容器と燃料出入機案内管の間の液面近傍領域において、流れを抑制する効果が確認された。また、燃料交換機(FHM)貫通孔に挿入するプラグについて、2重としたD/P間の高さでプラグの直径を変えて段差を設けることで、プラグ周りの隙間を通る流れの抑制効果が認められた。2重D/P体系でのプラグ高さが液面近傍の流れに与える影響を評価した結果、プラグをD/Pよりさらに下方に挿入することが液面近傍の流速低減とキャビテーションを伴う水中渦の抑制に有効であることを確認した。キャビテーションを伴う水中渦を抑制する構造案としてUISに多孔胴を設けることの効果を把握した。胴を設けることで、炉壁とホットレグ間のキャビテーションを発生させやすくし、コールドレグから発達するキャビテーションの抑制についても必ずしも有効でないとする結果が得られた。胴により効果を得ようとする場合には、胴にあける孔の配置などにより、渦の発生を抑制するよう流れの微妙なバランスをとる必要があり、さらに検討が必要と考えられる。

報告書

1/1.8縮尺部分モデルによる原子炉容器内ガス巻き込み特性の評価, ガス巻き込み現象の把握

木村 暢之; 飛田 昭; 小林 順; 中山 王克; 伊藤 真美*; 上出 英樹

JNC TN9400 2004-067, 48 Pages, 2004/05

JNC-TN9400-2004-067.pdf:19.55MB

核燃料サイクル開発機構ではFBR実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウムを冷却材とした高速炉の検討を行っている。その設計では、経済性向上を図るためシステムのコンパクト化を図っており、炉容器径に比較して炉出力が増加している。このため冷却材の流速が上昇し、液面からのガス巻き込みが懸念されている。そこで、炉心出口からの流れが直接液面に到達しないように、ディッププレート(D/P)と呼ぶ水平板を液面の下方に設置することとしている。 このような液面からのガス巻込み防止を含む炉上部プレナム内の流況を適正化することを目的に、主な構造物を全て模擬した1/10縮尺モデルを用い、炉上部プレナム水流動試験を実施している。しかし、ガス巻込み現象に関しては実機に対する試験体の縮尺比が小さいほど、発生限界を非保守的に評価する懸念がある。そこで、縮尺比1/1.8の水流動試験体を製作し、ガス巻込み現象を把握した。1/1.8縮尺水流動試験体では、ガス巻込み発生の要因となる下降流速が顕著な出口配管(ホットレグ配管)を中心とする90度セクター、D/Pから液面までをモデル化した。D/P隙間部の流れ、およびD/P上部の周方向流れは、独立して流量を設定できるようにし、ガス巻込み発生限界をメカニズムを含めて把握できる構造とした。モデル境界の流速条件は、1/10縮尺炉上部プレナム試験により得られた結果を実機に外挿することにより与えた。ガス巻込みの発生は可視化によって確認した。 設計形状の体系(D/Pを2段で構成)では、定格時に予測される流速条件で、D/Pからの液位が定格時の液位の4%から100%の範囲でガス巻き込みの発生は見られなかった。D/Pを1段とした場合との比較から、D/Pを2段にすることで局所的な下降流速のピークを低減する効果があることがわかった。 以上により、本体系の原子炉容器についてガス巻込み抑制の見通しが得られた。

報告書

炉容器コンパクト化に関する流動特性試験; 炉内流況の把握と流動適正化方策の考案

木村 暢之; 林 謙二; 伊藤 真美*; 関根 正*; 五十嵐 実; 佐藤 博之; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-032, 214 Pages, 2003/03

JNC-TN9400-2003-032.pdf:111.0MB

FBR実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウムを冷却材とした高速炉が検討されている。本炉においては、物量を削減して経済性を大幅に向上させるために、徹底したシステムの簡素化・コンパクト化が進められており、具体的には、プレナム径に対する炉出力の増加、燃料交換システム簡素化に伴う切り込みを有するUIS構造の採用などが挙げられる。これらによって懸念される流動現象としては、自由液面からのガス巻き込み現象、高流速化に伴うキヤビテーション、流力振動、熱過渡などがある。設計では、炉心出口からの流れが直接液面に到達しないように、ディッププレートと呼ばれる水平板を液面の下方に設置し、ガス巻き込みの抑制を図ることを検討している。そこで、液面からのガス巻き込み防止を含む炉上部プレナム内の流況を適正化することを目的に、主な構造物を全て模擬した実体系1/10スケールの炉上部プレナム水流動試験装置を製作し、試験を実施した。流況把握は、可視化、超音波流速計、粒子画像流測定法を用いて行った。実機流速一致までの条件で液面からの連続的なガス巻き込みは発生せず、ディッププレートの有効性が確認できた。しかしながら、UIS切り込み部の正面位置での液面は激しく揺動し、液面に向かう流速が大きいことがわかった。また、H/L配管吸い込み部では気泡を伴う水中渦が確認され、キヤビテーション係数を用いて評価すると、実機で発生する可能性があることが確認された。上記課題の解決策として、流れを整流するスプリッタを設置することで、実機キャビテーション係数一致条件での水中渦の発生が防止できることを確認した。また、燃料交換機が設置される個所にプラグを挿入することで、液面に向かう流れが抑制できることを確認した。以上の方策により、コンパクト化した原子炉容器について、流動現象の面から成立性の見通しが得られた。

論文

Experimental Study on Flow Optimization in Upper Plenum of Reactor Vessel for a Compact Sodium Cooled Fast Reactor

木村 暢之; 林 謙二; 五十嵐 実; 上出 英樹; 伊藤 真美*; 関根 正*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), CD-RO, K0102 Pages, 2003/00

FBR実用化戦略調査研究の一環として行っているNa大型炉について、炉容器コンパクト化に伴う上部プレナム内流動の適正化を行う必要がある。そこで、1/10スケール水流動試験装置を製作し、可視化、粒子画像流速測定法、超音波流速計による流況の定量化を行うとともに、熱流動上の課題の抽出を行った。その結果、UISの切り込みを通る上昇流によって液面が大きく変動することを確認した。しかし、ディッププレートの下に移行するガス巻き込みの発生は確認されなかった。また、ホットレグ(H/L)吸込流速増大のため、H/L吸込部近傍に3本のキャビテーションを伴う水中渦を確認した。流動上の課題について、プレナム内構造をパラメータとした実験を行い、流動の適正化を実施した。ホットレグ近傍で発生する水中渦に関しては、炉容器とホットレグの間にスプリッタを設けることで水中渦の初生条件を改善することができた。また、燃料交換機が挿入される貫通孔のプラグ高さを最適化することで、ディッププレートを通過する流量を低減できた。

口頭

無人ヘリ搭載散乱エネルギー認識型ガンマカメラの開発II,2; 福島第一原発の周辺におけるフィールド試験

志風 義明; 鳥居 建男; 西澤 幸康; 吉田 真美*; 島添 健次*; Jiang, J.*; 高橋 浩之*; 黒澤 俊介*; 鎌田 圭*; 吉川 彰*; et al.

no journal, , 

上空から広範囲を迅速に放射性セシウムの汚染状況を確認できる手段として、無人ヘリに搭載可能なコンプトンカメラ方式のガンマカメラを開発し、フィールド試験結果などを基に改良を進めてきた。今回、GAGGシンチレータとSiPMからなる検出素子数をこれまでの4倍にした新検出器及びデータロガーで構成されるガンマカメラを無人ヘリに搭載しての撮影試験を浪江町の請戸川の河川敷において実施した。試験では、予定した櫛形の測線に沿って飛ぶプログラミングフライト及びホバリングフライトによる測定を幾つかの条件で実施した。本発表では、試験状況及び解析結果を通して得られた本ガンマカメラの基本特性の改善点について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時の炉内冷却に関する研究,2; 縮尺水試験の予備的検討

小野 綾子; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁; 上出 英樹; 伊藤 真美*

no journal, , 

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時における原子炉容器内の冷却システムの有効性評価を目的として、冷却システム動作時の炉内熱流動挙動を詳細に把握するために、水およびナトリウムを作動流体とする複数の試験で構成される研究プロジェクト(AtheNa-SA)を計画しており、その一環として実施する縮尺水試験の試験計画策定に資することを目的とし、熱流動の観点で予備的な検討を行った。

口頭

縮尺水流動試験による高速炉の炉容器内自然対流崩壊熱除熱特性の把握; シビアアクシデント時における炉内冷却器の起動を模擬した流動可視化試験

小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む炉容器内の崩壊熱除熱特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施した。蛍光染料を用いた可視化試験により、炉容器内浸漬型熱交換器からの低温流体挙動および炉心部や炉内に分散した模擬溶融燃料の冷却過程に関する知見を得た。

13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1