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成宮 祥介*; 大橋 弘忠*; 宮田 浩一*; 渡邉 憲夫
第13回日本地震工学シンポジウム論文集(DVD-ROM), p.1159 - 1166, 2010/11
我が国では近年、幾つかの原子力発電所で設計想定を超える大きな地震動がもたらされたが、地震による被害は軽微なものであり、原子力発電所の安全は確保された。それにもかかわらず、国民の間では設計想定を少しでも超える地震動が発生すると原子力発電所の多くの設備が損傷するのではないかという懸念が拡がり、地震に対する原子力発電所の安全性を改めて見える形にしていくことが求められている。これを受けて日本原子力学会原子力発電所地震安全特別専門委員会では、安全分科会において、地震に対する安全確保の基準,考え方,評価の方法など多方面からの再検討を行い、地震安全の論理を取りまとめた。本シンポジウムでは、この地震安全の論理についてその概要を紹介する。
大橋 弘忠*; 成宮 祥介*; 宮田 浩一*; 渡邉 憲夫
日本原子力学会誌ATOMO
, 52(11), p.732 - 736, 2010/11
我が国では近年、幾つかの原子力発電所で設計想定を超える大きな地震動がもたらされたが、地震による被害は軽微なものであり、原子力発電所の安全は確保された。それにもかかわらず、国民の間では設計想定を少しでも超える地震動が発生すると原子力発電所の多くの設備が損傷するのではないかという懸念が拡がり、地震に対する原子力発電所の安全性を改めて見える形にしていくことが求められている。これを受けて、日本原子力学会原子力発電所地震安全特別専門委員会では、安全分科会において、地震に対する安全確保の基準,考え方,評価の方法など多方面からの再検討を行い、地震安全の論理を取りまとめたのでその概要を紹介する。
大橋 弘忠*; 成宮 祥介*; 宮田 浩一*; 渡邉 憲夫
安全工学シンポジウム2010講演予稿集, p.110 - 113, 2010/07
我が国では近年、幾つかの原子力発電所で設計想定を超える大きな地震動がもたらされたが、地震による被害は軽微なものであり、原子力発電所の安全は確保された。それにもかかわらず、国民の間では設計想定を少しでも超える地震動が発生すると原子力発電所の多くの設備が損傷するのではないかという懸念が拡がり、地震に対する原子力発電所の安全性を改めて見える形にしていくことが求められている。これを受けて、日本原子力学会原子力発電所地震安全特別専門委員会では、安全分科会において、地震に対する安全確保の基準,考え方,評価の方法など多方面からの再検討を行い、地震安全の論理を取りまとめたのでその概要を紹介する。
渡辺 正; 伊藤 豪一*; 中村 仁也*; 河野 浩二*; 大橋 弘忠*
Proceedings of 3rd Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-3), p.146 - 151, 2002/10
天然バリア中の物質輸送現象の予測のための格子BGK法によるシミュレーションモデルの開発と流体拡散現象の解析について発表する。流れの無い状態における溶質の濃度分布の時間変化の計算では、拡散係数が理論値とよく一致することが確認された。また、円管内流れにおける濃度分布計算では、実効拡散係数も理論値とよく一致することが示された。さらに円筒形の障害物を置いた矩形流路内流れにおける濃度分布計算では、濃度分布がトレーサーを用いた同様の実験とよく一致することがわかった。空隙率0.2の多孔質中の流れにおける拡散計算では、狭い流路において流速及び実効拡散係数が高くなることが明らかとなった。
渡辺 正; 河野 浩二*; 大橋 弘忠*
Application of High-Performance Computing in Engineering VII, p.115 - 124, 2002/00
格子流体法により天然バリア中の物質輸送現象の並列計算を行うため、計算手法の特徴と並列計算効率について検討した。実数格子ガス法では粒子の位置と速度は実数値で表され、不特定のプロセッサ間において不特定の数の粒子の転送が生じる。格子ボルツマン法では粒子は格子上を移動するため、隣接するプロセッサ間で一定量の転送のみを行う。これらを考慮し分散メモリに対応した並列化を行うことにより32並列において18倍前後の高速化が達成された。また、不特定の粒子の転送にあたっては、まず一定量を転送し、次に残りを転送することが効率的であることがわかった。共有メモリを利用する場合は、メモリ使用量及び転送量を少なくし、同等の高速化が達成されることが明らかとなった。
Y.Yang*; 大橋 弘忠*; 杉本 純
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 2, p.663 - 670, 1997/00
蒸気爆発の粗混合過程を解析するコードで使用される構成式では、通常、抵抗力に対する蒸気の影響を考えていない。しかし、高温溶融物の周りで蒸発が不均一であると、圧力分布も非常に不均一になり易い。この不均一な圧力分布は高温溶融物の受ける抵抗力に影響を及ぼす。本論文では冷却材の自由界面にある高温粒子と冷却材中にある高温粒子について、周囲の蒸気膜中での圧力分布を分析し、蒸気抵抗力モデルを開発した。自由界面では、蒸気が全部高温粒子の下部のみで発生するので、蒸気の圧力は一方向に働くため、大きな抵抗力で粒子の落下速度は大幅に低下する。特に、粒子温度が2500K以上なら、この蒸気抵抗力は無視できないことを明らかにした。水中の粒子については、蒸気抵抗力が蒸気の圧力と冷却材の圧力の比に正比例することを示した。この蒸気抵抗力モデルを蒸気爆発解析コードCHAMP/VEに組込んで、Winfrith Technology Centre(UK)で行った蒸気爆発の粗混合実験MIXA06を解析し、従来の抵抗力モデルとの比較を行った。本モデルの有効性を明らかにした。
熊丸 博滋; 大津 巌; 村田 秀男; 久木田 豊; 秋山 守*; 大橋 弘忠*; 後藤 正治*; 田中 伸和*; 大川 富雄*; 小野 勇司*; et al.
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.669 - 674, 1996/00
シャフト高さ約1000m、内径約3m、水-空気系のCAESシステムを模擬した、シャフト高さ約25m、内径0.2m、水-炭酸ガス系の実験装置を製作した。本装置を用いて合計15実験を実施した。高炭酸ガス濃度(~0.4MPa)、中水注入流速(~0.5m/s)の実験においては、下部リザーバへのガス貯気中(すなわちシャフトへの水注入中)のシャフト内ボイド率が全実験中最大となった。この実験はCAESシステムにおける最も厳しい状況に対応していると考えられるが、ブローアウトは発生しなかった。また、高濃度(~0.4MPa)、極高注入流速(~2.5m/s)の実験では、ガス貯気停止後、シャフト内に残存した過飽和炭酸ガス溶存水より急激に発泡が生じ、ブローアウトが発生した。しかし、実験装置での~2.5m/sは、CAESシステムでの~100m/sに相当し、非現実的流速である。
茶木 雅夫*; 大橋 弘忠*; 秋山 守*; 文沢 元雄
日本機械学会論文集,B, 60(569), p.113 - 118, 1994/01
多成分気体流れの流動、拡散特性を知るための基礎的研究として、周囲と密度の異なる層流気体自由噴流の速度場をLDVで測定し、また数値解析をSIMPLEST-ANL法で行った。その結果、噴流の重力による加速は噴流の中心で顕著で、周囲気体との境界付近では小さくなること、半径方向速度の測定より、噴流と周囲気体との境界付近で巻き込み速度が最大となることがわかった。
茶木 雅夫*; 大橋 弘忠*; 秋山 守*; 文沢 元雄
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.151 - 156, 1993/00
高温ガス炉など気体を内包する原子力熱利用機器の配管破断時に生じる空気浸入により、構造物の酸化が起こる。酸化反応低減のため、周囲と密度の異なる不活性気体を注入することが考えられる。注入口付近の流動状況を調べることは安全評価上必要である。このため、気体噴流の数値解析とレーザ流速計(LDV)による流速測定実験を行った。非定常解析の結果、噴出気体は鉛直方向に空気を押し退けながら上昇し静止空気に衝突して水平方向に移動すること、その際に発生する渦が鉛直方向に加速されることが分った。定常解析及びLDVによる実験より、中心軸上流速が加速されること、流速の半値半径が減少することが確認された。
茶木 雅夫*; 大橋 弘忠*; 秋山 守*; 文沢 元雄
日本原子力学会誌, 34(6), p.526 - 528, 1992/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.36(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉配管破断事故時の炉内伝熱流動安全性研究の一環として、密度の異なる気体中に噴出する層流円形自由噴流の数値解析コードSIMPLESTを開発した。本コードで、噴出口付近の流れを詳細に扱えるように改良した。解析の結果、噴出口における境界条件をアルゴン下降噴出流の実験により近いものとすることにより、従来の研究に較べて噴出気体の濃度測定実験に近い結果が得られた。
茶木 雅夫*; 大橋 弘忠*; 秋山 守*; 文沢 元雄
Proc. of the 2nd JSME-KSME Thermal Engineering Conf. Vol. 1, p.2-459 - 2-462, 1992/00
高温ガス炉など気体を内包する原子力熱利用機器に配管破断が生じると、空気浸入による炉内構造物の酸化が起こる。酸化反応低減のため、周囲と密度の異なる不活性気体を炉内に注入することが考えられる。注入口の流動挙動を調べることは安全性評価上必要である。このため、気体噴流の数値解析と濃度分布測定実験を行った。数値解析コードではSIMPLEST-ANL法に拡散方程式を追加し、定常及び非定常解析を行った。その結果、噴出気体は鉛直方向に空気を押し退けながら上昇し静止空気に衝突して水平方向に移動すること、その際に発生する渦が直接方向に移動すること及び濃度の半値半径が極小値をもち、実験結果とよく一致することが分かった。
益子 勝夫; 河原崎 雄紀; 大久保 牧夫; 水本 元治; 信坂 幸男; 石崎 暢洋; 大橋 弘忠*; 小林 仁*; 上田 徹*; 小林 利明*; et al.
Proceedings of 12th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.120 - 122, 1987/00
原研リニアックによるFEL実験は、東大・工・原施と原研物理部との共同で行い、相対論的電子ビームから光の波長590nmの自発放射光をモノクロメーターで観測し、リング状の光の写真撮影を行った。
