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論文

Estimation of mitigation effects of sodium nanofluid for SGTR accidents in SFR

市川 健太*; 神田 大徳; 吉岡 直樹*; 荒 邦章; 斉藤 淳一; 永井 桂一

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

ナトリウム自身の反応抑制の研究は、液体ナトリウム(ナトリウムナノ流体)中へのナノ粒子分散の概念に基づいてなされた。ナトリウムナノ流体の実験結果から、ナノ流体の水反応の反応速度と反応熱量はナトリウムのそれらより低いことが明らかになった。ナトリウムナノ流体-水反応ジェットのピークの温度の解析モデルは、われわれによって前述の抑制効果を考慮して開発された。本論文では反応ジェットのピークの温度予測に、この解析モデルを適用し蒸気発生器伝熱管断裂(SGTR)事故の隣接した伝熱管損傷の緩和効果の予測方法を準備した。ナトリウムナノ流体がナトリウム高速炉の2次系冷却材のために使われるとして、設計基準事故事象の緩和効果とSGTRの設計拡張状態をこの方法を用いて推定した。その結果、2次系冷却材でナトリウムナノ流体を用いて損傷を受けた伝熱管の数を減らし、SGTR事故によって発生する圧力を抑制する可能性が得られた。

口頭

ナノ粒子分散ナトリウムの高速炉への適用性,3; ナノ流体の実機適用効果の確認

斉藤 淳一; 荒 邦章; 神田 大徳*; 吉岡 直樹*; 井手 章博*; 松村 篤*

no journal, , 

ナノ流体の反応抑制に関する実験データを反映した解析モデルを作成し、高速炉プラントで想定する事故に対する抑制効果を評価した。蒸気発生器伝熱管破損時のナトリウム-水反応では、ナノ流体の反応抑制により反応ジェット温度が低下し、ウェステージ・高温ラプチャが抑制され、安全性を向上することを確認した。

口頭

Study on a suppression of sodium-water reaction in SFR by applying sodium with suspended nanoparticles

神田 大徳; 吉岡 直樹*; 荒 邦章; 斉藤 淳一; 永井 桂一

no journal, , 

化学的に活性なナトリウムと水との反応を抑制することを目的に、ナノ粒子を分散させたナトリウム(ナノ流体)の基礎的な物理・化学的特性が研究及び実験により確認されてきた。これらの特性の変化をふまえ、ナノ流体を適用した場合のSFRの蒸気発生器伝熱管破損時の反応ジェット温度評価モデルを構築した。反応ジェット温度の測定結果を用いて、実験解析を実施し、評価手法の妥当性を確認した。また、この評価手法を実機スケールの条件での解析に適用し、SFRプラントにナノ流体を適用した場合の反応抑制効果の見通しを得た。

口頭

JSFRにおける機器開発,2; 密着防護伝熱管SGのナトリウム-水反応対策概念

二神 敏; 江沼 康弘; 河村 雅也*; 神田 大徳*; 市原 隆司*

no journal, , 

JSFRにおける蒸気発生器(SG)のナトリウム-水反応対策について、GIF安全設計ガイドラインの設計拡張状態への対応も考慮して、密着防護伝熱管SGの概念を検討した。密着防護伝熱管は、2重バウンダリによる水リークの未然防止とナトリウム-水反応事故時の影響緩和を期待するものである。2重バウンダリによる水リークの未然防止については、共通要因による伝熱管と防護管の同位置破損と伝熱管破損時の内圧による防護管の従属破損を防止し、伝熱管が破損しても水リークが発生しないようにする。ナトリウム-水反応事故時の影響緩和については、万が一の初期水リークから大規模破損に至るような影響緩和機能の喪失等の設計拡張状態に対して、防護管肉厚による耐ウェステージ性を実力として期待する。なお、伝熱管と防護管のギャップは狭隘であることから、現実的には初期破損管の水リーク率は抑制される。上記で検討した密着防護伝熱管SGについて、万が一の初期水リークからの破損伝播解析を実施し、最大水リーク率が1DEG(1本ギロチン破断相当)に抑制されたことにより、資産保護性を有すると評価した。

口頭

A Study on the straight double-walled tube steam generator design against sodium-water reaction in DECs

神田 大徳; 江沼 康弘; 二神 敏; 河村 雅也*; 宇敷 洋*; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*

no journal, , 

The Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) is one of the most promising concepts suggested for Generation-IV nuclear reactor systems. Some SFRs adopt Steam Generator (SG) as their heat exchange system between sodium and water. In the tube failure accident within a SG, sodium-water reaction occurs. By this reaction, the tube failure may propagate to adjacent tubes resulting in a large scale tube failure. In an advanced loop-type SFR design promoted by Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a straight double-walled tube SG is adopted to prevent this sodium-water reaction. In this paper, tube failure propagation has been calculated to assess property protection performance on outer tubes. The evaluation results showed that the total leakage rate is limited to one double-ended guillotine scale hence the double-walled tube SG has the property protection performance. By additional calculations assuming the loss of the mitigation function, a sever event in DECs is cleared. These calculations suggest that increase of the reliability of water blowdown system and enhancement of the pressure release system are effective for the boundary integrity between primary and secondary sodium. There is an issue to be addressed to adopt the concept described above, that is, the decrease of temperature difference between exchange tubes especially for structural integrity of the straight double-walled tube SG for its thermal contact resistance between double tubes and its lack of bending part to release thermal stress. The dispersion of thermal contact resistance between tubes causes temperature difference there due to their heat transfer rate difference. To suppress this dispersion, the oxidized scale is decreased on the interface between the inner and the outer tubes by applying heat treatment using hydrogen furnace for the tube element production.

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉におけるGIF安全設計ガイドラインを踏まえたナトリウム-水反応への対応検討

神田 大徳; 江沼 康弘; 二神 敏; 近澤 佳隆; 岡野 靖; 吉岡 直樹*; 宇敷 洋*

no journal, , 

GIFの安全設計ガイドライン(SDG)では第4世代炉としてのナトリウム-水反応に対する安全対策が議論されている。本報では、次世代ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器(SG)でのナトリウム-水反応事象に対し、多重性・多様性を拡張した設計対策を実施し、多重故障に対する安全性を評価・確認した。

口頭

ナトリウム循環ループでの温度変動輸送遅れ時間分析による低流量評価法の予備検討

神田 大徳; 小野島 貴光; 鈴木 将; 今村 弘章; 田中 正暁; 村上 諭*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去運転時には、一次主循環系流量が定格時の数%程度まで低下する。ナトリウム循環ループで用いられる電磁流量計は低流量条件下で指示値に不確かさがあり、その計測精度を確保することは、自然循環崩壊熱除去運転時の熱流動現象の理解の促進に資すると考えられる。本報では、ナトリウム循環試験ループにおいて、流れ方向に設置した2本1組の熱電対を用いて温度変動データを取得した。測定結果を基に信号伝達遅れ時間解析により流量を評価し、低流量評価への適用性について予備検討を行った。

口頭

ナノ粒子分散ナトリウムによる高速炉の安全性向上に関する研究,31-10; 反応抑制効果

神田 大徳; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章

no journal, , 

ナトリウム冷却型高速炉(SFR)におけるナトリウム-水反応では、高圧の水・蒸気の噴出によりジェット状の反応形態(反応ジェット)となる。実機評価のためには、この特殊な反応現象を把握することが重要となる。本報では、ナノ粒子分散ナトリウム適用による反応抑制メカニズムの検討結果をふまえて、これまでに構築した水反応評価手法への反応抑制メカニズムの反映について報告する。

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