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論文

Transient behavior of multi-dimensional core cooling by D-DHX in sodium-cooled fast reactors

江連 俊樹; 秋元 雄太; 小野島 貴光; 栗原 成計; 田中 正暁

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.3652 - 3662, 2023/08

浸漬直接熱交換器による炉心崩壊熱除去中の熱流動挙動を把握するため、ナトリウム試験装置PLANDTL-2を用いた試験研究を実施した。PLANDTL-2の模擬炉心は55体の六角流路管で構成され、複数列の燃料集合体を有する炉心領域の冷却挙動を炉心径方向の熱流動挙動を含めて把握することが可能である。本研究では、浸漬直接熱交換器を用いた炉心崩壊熱除去について、炉心スクラム後を対象とする試験を実施し、模擬炉心領域を含む系統全体の温度の時間変化を計測した。その結果、模擬炉心領域において過度に歪んだ径方向温度分布が生じないことを確認した。

論文

Study on uncertainty evaluation methodology for decay heat removal experiment in sodium experimental facility

秋元 雄太; 江連 俊樹; 小野島 貴光; 栗原 成計

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

日本原子力研究開発機構においては、崩壊熱除去時の原子炉容器内の熱流体挙動を評価するための数値解析手法が開発されている。これらの評価手法の妥当性確認においては、数値解法やシミュレーションの入力パラメータの不確かさに加えて、実験データの不確かさを定量的に評価することが重要となる。このような観点から、日本原子力研究開発機構では自然循環による崩壊熱除去時のナトリウム試験を対象とした実験データベースと不確かさ評価手法の整備を進めている。本研究では、ナトリウム試験における熱電対の相対校正時の不確かさ評価手法が提案され、PLANDTL-2で実施された崩壊熱除去試験の実験データに適用された。その結果、実験データの不確かさを評価することに成功し、本手法のナトリウム試験における温度計測への適用性が確認された。

論文

ナトリウム冷却高速炉崩壊熱除去システムに関する試験データベースの構築; PLANDTL-2試験を対象とした温度計測データの不確かさ評価

秋元 雄太; 江連 俊樹; 小野島 貴光; 栗原 成計

第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2021/07

ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去システムに関する試験データベースの信頼性向上を目的として、ナトリウムを作動流体とした熱流動試験における温度計測データの不確かさ評価について検討した。本報では、ナトリウム試験装置PLANDTL-2の試験体内部に固定された熱電対の相対校正時の不確かさ評価において、試験体放熱の影響および基準熱電対の不確かさを考慮した新たな方法を検討し、測定値の信頼区間を求めた結果について報告する。

論文

Study on multi-dimensional core cooling behavior of sodium-cooled fast reactors under DRACS operating conditions

江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; 小林 順; 栗原 成計; 亀山 祐理*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.3355 - 3363, 2019/08

ナトリウム冷却炉の安全性強化の一環として、模擬炉心部として電気ヒータによる加熱チャンネル30体と非加熱チャンネル25体を有するPLANDTL2試験装置を用い、崩壊熱除去システム作動時を対象とする定常ナトリウム試験を実施した。本研究では、崩壊熱除去システムとして、上部プレナム内に設置した浸漬型直接熱交換器(DHX)を有する直接反応器補助冷却システム(DRACS)を用いた。本報では、主循環系統内を流動させずにDRACSを作動させた条件下で実施した予備試験結果について、DHX運転下における炉心プレナム間の相互作用および燃料集合体外側からの炉心冷却挙動を含めて報告する。

論文

プラント過渡応答試験装置(PLANDTL)試験部の更新

内山 尚基*; 小澤 達也*; 佐藤 康士*; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁

FAPIG, (194), p.12 - 18, 2018/02

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の安全性を更に高めるために、シビアアクシデントへの進展防止、事象進展の緩和方策として崩壊熱除去系の多様化を目指している。そのために、大洗研究開発センター内に設置されている、原子炉容器内の自然循環による崩壊熱除去時の熱流動現象の確認が実液(ナトリウム)でできる「プラント過渡応答試験装置(プラントル施設: PLANDTL)」の整備を進めている。本稿では、川崎重工業が原子力機構から受注し、2014年度$$sim$$2016年度にかけて行ったプラントル施設の模擬炉心、原子炉容器上部プレナムおよび炉内構造物の改造に係わる機器製作、据付け作業について紹介する。

論文

A Study on the thermal-hydraulics in the damaged subassemblies under the operation of decay heat removal system

小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04

ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。

論文

Investigation on thermal striping phenomena in Five Jets Modelled Water Test (FIWAT) simulating Sodium-cooled Fast Reactor

相澤 康介; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁; 大野 修司; 上出 英樹; 長澤 一嘉*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12

アドバンストループ型ナトリウム炉であるJSFRでは、炉心上部のサーマルストライピング現象が課題である。制御棒から流出する低温ナトリウムと燃料集合体から流出する高温ナトリウムの混合により炉心上部機構下部の炉心計装取付板(CIP)において温度変動が生じ、そこで高サイクル熱疲労が生じる可能性がある。したがって、CIP周辺のサーマルストライピング現象を検討するため、1/3縮尺5集合体モデル水試験を実施した。試験装置は、中心に制御棒チャンネル、制御棒チャンネルの周囲4箇所に燃料集合体チャンネル、及びCIPを模擬した。高温噴流と低温噴流の温度差、高温噴流と低温噴流の流速比、流速比同一条件における高温噴流流速をパラメータとして試験を実施した。流量比はJSFRと同一とし、高温流速はJSFRの1/3としたケースをリファレンス条件とした。試験の結果、CIP近傍の温度変動挙動は流速比に依存することを示した。また、CIP近傍において、スパイク状の急峻な温度低下を伴う温度変動が確認された。このスパイク状の温度変動は、構造材に伝達する過程で大幅に減衰することを確認した。さらに、流体から構造材への熱伝達挙動を評価することにより、熱伝達特性を把握した。

報告書

コンパクト化したナトリウム冷却炉の温度成層化現象に関する実験研究; 自然循環条件における成層界面挙動評価

萩原 裕之; 木村 暢之*; 小野島 貴光; 長澤 一嘉*; 上出 英樹; 田中 正暁

JAEA-Research 2014-014, 178 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-014.pdf:53.12MB

日本原子力研究開発機構で設計検討が行われているナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉スクラム時において、炉上部プレナム内に温度成層化現象が発生する。成層界面では鉛直方向に急峻な温度勾配が形成され、時間経過とともに成層界面が上昇すると、炉容器壁に熱荷重が発生する。これまでに、強制循環試験(15%流量)を実施し、炉容器壁の熱応力に対して構造健全性を担保できる見通しを得ている。今回、1/11縮尺上部プレナム水流動試験装置により、強制循環から自然循環へ系統運用を変更した試験を実施した。加えて、直接炉心冷却系熱交換器(DHX)を運転した試験を実施した。本試験により、自然循環に系統運用を変更することで、成層界面での温度勾配が1/3程度に低下し、スクラム時の炉容器壁の構造健全性の裕度が大幅に増加することを明らかにした。また、DHXを運転した場合、DHX出口からの低温流体により、炉容器壁に急峻な温度勾配が生じることを明らかにした。

論文

Effects of fluid viscosity on occurrence behavior of vortex cavitation; Vortex structures and occurrence condition

江連 俊樹; 伊藤 啓; 木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹; 亀山 祐理*

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05

液中渦キャビテーションついて、流体の粘性が発生に与える影響を明らかにするため、円筒の水体系における実験研究を実施した。水の動粘性及び吸込み管流速をパラメータとして数条件変化させ、流速鉛直及び水平断面における流速分布を把握した。試験の結果、フローパターンや、渦周囲の循環の大きさなど渦構造について把握するとともに、容器底面から吸込みノズルへ向けて渦が発達する過程を明らかにした。これらの結果を液中渦キャビテーション発生条件の整理に反映した。

論文

Fundamental behavior of vortex cavitation in a 1/22 scaled upper plenum model of sodium-cooled fast reactor; Influences of kinematic viscosity and system pressure

江連 俊樹; 伊藤 啓; 小野島 貴光; 木村 暢之; 上出 英樹

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12

本研究では、JSFRの1/22縮尺水試験モデルを用いて動粘性係数($$nu$$)及び圧力($$P$$)を変化させた試験を行い、液中渦キャビテーションの発生挙動を可視化と画像処理により定量的に把握した。試験の結果、液中渦キャビテーションは$$nu$$及びPに対して依存性を持ち、少なくとも今回のような小型の縮尺体系においては、Burgersモデルから示唆されるように$$nu$$が増加することで液中渦キャビテーションの発生が抑制される傾向が見られた。同時に、$$P$$の増加により液中渦キャビテーションが抑制がされる程度は、キャビテーション係数で整理されるよりも小さいことがわかった。

論文

液中渦キャビテーション発生条件に対する粘性の影響に関する実験研究

江連 俊樹; 伊藤 啓; 木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹

キャビテーションに関するシンポジウム(第16回)講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/11

液中渦によるキャビテーション発生に関して、基礎的な水試験装置により粘性の影響を把握する試験を行った。水温を10$$^{circ}$$Cから80$$^{circ}$$Cまで変化させることで、動粘性係数$$nu$$を1.3$$times$$10$$^{-6}$$m$$^{2}$$/sから3.7$$times$$10$$^{-7}$$m$$^{2}$$/sの範囲で変化させ、可視化により液中渦の発生条件を把握した。試験の結果、比較的$$nu$$が大きい場合には$$nu$$の影響が顕著であったのに対し、$$nu$$が小さくなるとその影響が小さくなることがわかった。この結果から、無次元循環$$Gamma$$$$^{*}$$を評価パラメータとして導入することで、キャビテーション係数と$$Gamma$$$$^{*}$$により、今回の試験結果を一つのマップ上に整理できることを見いだした。

論文

Experimental study on thermal stratification in a reactor vessel of innovative sodium cooled fast reactor; Characteristics of stratification interface under natural circulation operation

木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹

Proceedings of 9th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-9) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/09

ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/11縮尺炉上部プレナム水流動試験装置を用い、トリップ後の系統運用を自然循環に変更した場合の温度成層界面挙動を評価した。その結果、成層界面での温度勾配が、強制循環除熱条件に比べて、1/2.6$$sim$$1/6.2程度となった。すなわち、系統運用の変更により、温度成層化現象による原子炉容器壁への熱応力を大幅に低減できることがわかった。

論文

The Sodium oxidation reaction and suppression effect of sodium with suspended nanoparticles; Growth behavior of dendritic oxide during oxidation

西村 正弘; 永井 桂一; 小野島 貴光; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 杉山 憲一郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.71 - 77, 2012/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.96(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム燃焼の初めのステージの酸化は、反応の継続性の観点から重要である。この研究では、さらなる高速炉の安全性向上のためのナトリウム反応の知見に適用するために、詳細にナトリウムの反応を理解することを目的としている。

報告書

ナトリウム微少漏洩検出手法の開発; レーザブレークダウン分光法による検出感度評価予備試験

永井 桂一; 永井 桂一; 大高 雅彦; 宮越 博幸; 小野島 貴光

JNC TN9400 2003-058, 35 Pages, 2003/05

JNC-TN9400-2003-058.pdf:1.15MB

レーザ誘起ブレークダウン分光法(LIBS:Laser Induced Breakdown Spectroscopy)によるレーザナトリウム(Na)漏洩検出システム(LLD:Laser Sodium Leak Detector)の検出感度評価に先立って、予備的な試験を実施し、評価項目及び試験条件の設定を行うとともに、評価試験計画を検討した。その結果、以下に示す知見を得た。(1) Na燃焼生成エアロゾルの濃度変化によるLLD信号強度は、窒素ガス中で生成したNaミストの場合とほぼ同等の信号強度が得られ、燃焼生成エアロゾルに対しても有効な検出特性を有していることが示された。(2) LLDの検出感度に影響を与えることが予測されるエアロゾルの性状、成分の変化について、その要因として考えられる条件の内、Na燃焼雰囲気またはNa輸送雰囲気の湿分、酸素、エアロゾル輸送圧力について、それぞれ数点のデータを取得し概略評価したところ、有意な感度差は確認できなかった。今後、データ数を増やし詳細な評価を行うとともに、複数の条件が組み合わさった場合について調査する必要がある。(3) 予備試験結果を踏まえ、感度評価試験計画の主要な試験条件を設定した。

報告書

計測機器試験ループの解体撤去

石川 興暢*; 小野島 貴光; 永井 桂一

JNC TN9410 2000-014, 89 Pages, 2000/07

JNC-TN9410-2000-014.pdf:3.76MB

本書は、平成11年度に実施したナトリウム技術開発第一試験室内の計測機器試験ループの解体撤去に関し、解体撤去に係るナトリウムの抜取り作業や解体洗浄方法、解体洗浄結果及び安全対策等について実施記録をまとめたものである。計測機器試験ループの解体撤去は、ほぼ計画通りの方法にて安全且つ効率的に作業を行うことができた。本件で得られた知見及び経験等は、今後実施されるナトリウム試験ループ等の解体撤去やナトリウム機器等の洗浄作業において、作業計画や作業実施及び安全管理等に充分役立つものと思われる。

報告書

高速炉大型ナトリウム機器の解体・洗浄 50MW中間熱交換器(IHX)の解体・洗浄

軍司 稔; 山本 晋平; 小野島 貴光

JNC TN9410 99-013, 72 Pages, 1999/04

JNC-TN9410-99-013.pdf:3.54MB

高速炉は冷却剤として金属ナトリウムを使用しているため、その機器の解体に当たってはナトリウムの洗浄が必要となる。中間熱交換器(IHX)は1次系ナトリウムと2次系ナトリウムの熱交換器であり、外胴内面、伝熱管内外面ともナトリウムに浸漬されていること、カバーガス空間を有していること、ナトリウムが完全にドレンできない等の構造上の特徴を有しており、その解体・洗浄は困難である。上記特徴を有する交換熱量50MWのIHXの解体・洗浄を行った。解体・洗浄においては、解体に伴うナトリウム発火の防止、水蒸気洗浄時の大規模なナトリウムと水の反応防止に留意する必要がある。また、解体・洗浄に長期間要することから、解体途中における安全な保管や、効率的な解体・洗浄が求められる。試験施設に設置した状態で、炭酸ガスによる安定化処理を行い、その後、内胴と外胴に分離し、それぞれナトリウム洗浄を行う施設に輸送し、大気開放状態で蒸気と窒素との混合ガスによる洗浄と解体を行った。以下に本解体・洗浄作業で得られた結果の要点を示す。(1)ナトリウム機器の解体時にナトリウム固着部分を引き抜く際のナトリウム剪断力は約3.0kg/cm2とすることが妥当である。(2)炭酸ガスによる付着ナトリウムの安定化処理は、万一のナトリウム発火を防止する上で有効な手段であった。(3)ナトリウムの付着量や状態が完全に目視確認できないような場所をスチームで洗浄する場合、蒸気と窒素ガスの混合中の蒸気量を少なくし、蒸気とナトリウムの反応状態を慎重に確認しながら作業を進めることが重要である。また、蒸気注入後ナトリウムと蒸気の反応が始まるのに時間遅れがあり、洗浄状況観察の際にはその時間遅れを考慮する必要がある。(4)IHX洗浄のナトリウム処理量は約60kgであり、ナトリウム中の直管型伝熱管のナトリウム付着量は約0.23mg/cm2乗、カバーガス部の付着量は約13.7mg/cm2乗であった。(5)内胴を回転させながらの洗浄・解体作業法や伝熱管内面を同時に多数本洗浄できる治具の採用により作業の安全性および効率が大幅に向上できた。

報告書

ナトリウム漏洩燃焼試験 - スプレーノズルによる液滴径分布測定試験及び評価 -

永井 桂一; 平林 勝; 小野島 貴光; 大木 繁夫; 軍司 稔; 荒 邦章

JNC TN9400 99-030, 123 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-030.pdf:5.33MB

ナトリウム燃焼解析コードの開発・検証に必要なスプレーノズルによる液滴径分布の実験的知見及び分布計測データを取得するために、水、油等及びナトリウムを用いて液滴径の分布計測試験を実施した。試験では、液滴径生成の支配因子(粘性、表面張力等)とその定量効果を確認するとともに、水とナトリウムの相似則を明らかにするための基礎特性試験及び大規模ナトリウムスプレー燃焼試験(Rum-E1)の水によるスプレー再現試験を行い、大液滴(E1)ノズルでのナトリウムの液滴径分布を予測した。主な成果は以下の通りである。(1)液滴径分布計測方法の信頼性確認位相ドップラー方式の液滴径測定装置を用いて二流体式ノズルによる水等の液滴径分布を計測した結果は、抜山-棚沢分布関数で求めた液滴径分布と比較する限り大きな相違がないことを確認した。(2)液滴径分布に及ぼす支配因子の影響評価1.圧力式ノズルを用いた場合は、二流体式ノズルで得られた液滴径分布と異なり、ノズル構造の違いは液滴径分布に影響を及ぼすことが明らかになった。さらに、二流体式ノズルで検証されている抜山-棚沢分布関数を圧力式ノズルに適用するには分布の違い(実験定数)を考慮する必要がある。2.体積平均直径に影響を及ぼす流体の重要な因子として、粘性及び表面張力が影響を及ぼすことが本試験結果から明らかになった。この関係は、流体の粘性と表面張力による実験相関式で整理した。(1)E1ノズルによる液滴径分布の評価E1ノズルを用いた場合においても小液滴径用のノズルと同じように加圧圧力と体積平均直径の関係や体積平均直径と物性値(粘性、表面張力)との関係を実験係数を用いて整理した。さらに、小液滴径用のノズルにおいて求めたナトリウムの液滴径の分布(体積平均直径と流体の粘性及び表面張力との関係)の実験相関式を用いて、E1ノズルにおけるナトリウムの液滴径分布を推定した。

報告書

50MW蒸気発生器試験施設中間熱交換器(IHX)の解体・洗浄記録

軍司 稔; 山本 晋平; 小野島 貴光

PNC TN9450 98-009, 150 Pages, 1998/06

PNC-TN9450-98-009.pdf:12.01MB

50MW蒸気発生器試験施設(50MWSG施設)における試験は昭和61年12月末に終了し、平成6年度から試験設備の解体、撤去及びナトリウム洗浄を開始した。試験施設の解体、撤去の一環として、平成9年10月下旬から12月にかけて中間熱交換器(IHK)の解体、洗浄を実施した。IHKは50MWSG施設内で管束内胴と外胴に分離した後、それぞれナトリウム処理室に輸送し、大気開放状態で高圧スチーム洗浄装置を用いて洗浄と解体を行った。以下に本解体・洗浄作業で得られた結果の要点を示す。ナトリウム機器の解体時にナトリウム個着部分を引き抜く際のナトリウム剪断力は約3.0KG/CM2と見積もることを推薦する。炭素ガスによる付着ナトリウムの安定化処理は、万一のナトリウム発火を防止する上で有効な手段であった。ナトリウム付着量や状態が完全に目視確認できないような場所をスチームで洗浄する場合、スチーム量をできるだけ少量としナトリウムと反応状態を慎重に確認しながら作業を進めることが重要である。また、スチームによる洗浄はスチームを入れてから反応が始まるのに時間遅れがあるので洗浄状況観察のためむやみに近づくことは危険である。IHK洗浄のナトリウム処理量は約60KGであった。ナトリウム中の直管型伝熱管洗浄、解体作業を実施することで、作業の安全性及び効率が大幅に向上できた。伝熱管内面洗浄用具を使用することで、伝熱管を効率よく洗浄することができた。

論文

Dismantling of the 50MW Steam Generator Test Facility

仲井 悟; 小野島 貴光; 赤井 昌紀; 軍司 稔; 山本 晋平; 磯崎 正

Technical committee meeting on "Sodium removal and disposal from LMFR's in normal operation and in, , 

50MW蒸気発生器試験施設は,もんじゅの冷却系を1/5の交換熱量で模擬し,もんじゅ用大型蒸気発生器及び冷却系の特性についての試験を行ってきた。もんじゅの試験を終了し,大型熱流動試験施設への機器の再利用に向けて解体・ナトリウム洗浄を進めている。大気中の蒸気洗浄,不活性ガス中での蒸気洗浄,ナトリウム燃焼処理,アルコール洗浄等を用いて蒸気発生器,中間熱交換器,空気冷却器,ナトリウムポンプ等の各種大型機器のナトリウム洗浄及び解体を行っている。

口頭

ナトリウムの化学的活性度抑制に関する研究,5; ナノ流体の特性

斉藤 淳一; 荒 邦章; 永井 桂一; 西村 正弘; 小野島 貴光; 杉山 憲一郎*; Zhang, Z.*; 北川 宏*; 中野 晴之*; 岡 伸樹*; et al.

no journal, , 

ナトリウムの化学的活性度を抑制することを目的にナノ粒子分散ナトリウムの開発を実施している。本報では開発しているナノ粒子分散ナトリウム(ナノ流体)の基礎的特性の把握を開始し、これまでに反応抑制効果や物性の変化に関する知見が明らかになってきたことについて報告する。

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