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Cheng, S.*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(10), p.1327 - 1336, 2011/10
被引用回数：27 パーセンタイル：87.21(Nuclear Science & Technology)セルフレベリング挙動解明のため、粒子ベッドを通して窒素ガスを一定に浸透させる一連の実験を行った。この実験で、長方形タンク内の固体粒子と水により、それぞれ燃料デブリと冷却材を模擬した。得られたデータに基づき、セルフレベリング過程でのベッドの傾きの過渡変化を表す経験モデルが開発された。計算と実験結果による値は十分な一致をみせた。モデルの検証は実験パラメーター(物質サイズ、濃度、ガスの流量等)の影響の詳細な解析により確認された。そのモデル適用性について、モデルシミュレーションと既存の沸騰型の大規模実験システムでの実験結果とを比較し、拡張条件のも適用できることが考察された。
Cheng, S.*; 平原 大輔*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.
Experimental Thermal and Fluid Science, 35(2), p.405 - 415, 2011/02
被引用回数：30 パーセンタイル：75.93(Thermodynamics)水を液体として用い観察タンクの底から窒素を発生させバブルを作る実験が2次元(2D)3次元(3D)それぞれの状態で個別に行われた。粒子ベッド高さ(30mmから200mm),粒子直径(0.4mmから6mm)そして、粒子タイプ(アクリルビーズ,ガラス,アルミ,ジルコニウム)等で粒子ベッドに変化を持たせた。これらの実験でイメージ解析によって初めて3種類のバブル特性が観察され、さらに表面バブル頻度、2D, 3D状態の表面バブルサイズなどのバブル挙動の定量的な詳細分析で検証された。
Zhang, B.*; 原田 哲志*; 平原 大輔*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Nuclear Engineering and Design, 241(1), p.366 - 377, 2011/01
被引用回数：37 パーセンタイル：92.67(Nuclear Science & Technology)In the present study, we elected to use depressurization boiling to simulate an axially increasing void distribution in the debris bed. Bottom-heating boiling was also chosen to confirm characteristics of the self-leveling process do not depend on the boiling mode. Particle size, shape, bed volume and density along with boiling intensity and total volume were taken as experimental parameters to obtain the general characteristics of the self-leveling process. Experiments with simulant materials were conducted and analyzed. The good concordance of the transient processes obtained from the different boiling methods sufficiently demonstrates the results obtained exhibit these general self-leveling characteristics. Comparisons of deduced time variations of the inclination angle provide qualitative tendencies based on the experimental parameters considered influential to self-leveling behavior. The rationale behind the definition introduced for equivalent power density is also presented.
Cheng, S.*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11
Studies on the self-leveling behavior of debris bed are crucial for the assessment of core-disruptive accident (CDA) in sodium-cooled fast reactors (SFR). In this study, to clarify the behavior, experiments were performed by injecting nitrogen gas uniformly to particle beds. By this way relatively larger gas velocity might be achieved easily. Current experiments were conducted in a rectangular tank, where solid particles and water simulate the fuel debris and coolant. Based on the experimental observations and data obtained, with the help of dimensional analysis technique an empirical model was developed to predict the relative change of inclination angle (
) during self-leveling process. The calculated values of using proposed models and the experimental data were compared. Calculated values by the model agreed with the experimental values. The rationality of the proposed model was also confirmed by a detailed analysis of the effect of current experimental parameters.
Cheng, S.*; 平原 大輔*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05
気泡挙動について一連の実験を行い、デブリ層における三相流動を明らかにした。本件は冷却材沸騰状態での除熱能力における最重要ポイントである。本実験には2次元タンクを使用した。液相には水を用い、気泡の生成はタンク底部から窒素ガスを注入して行った。実験パラメータには多様性をもたせ、高さの異なる粒子層,さまざまな直径の粒子,異なるタイプの粒子,異なる流量の窒素ガスなどを用いた。デジタル画像解析の手法を用い、3種の気泡上昇挙動が本実験条件下で観測された。このことは、気泡離脱頻度や気泡離脱サイズなどの気泡上昇特性について詳細な定量分析によっても確認された。
Zhang, B.*; 原田 哲志*; 平原 大輔*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(4), p.384 - 395, 2010/04
被引用回数：40 パーセンタイル：92.29(Nuclear Science & Technology)We develop criteria establishing the onset of self-leveling behavior of core debris in a core-disruptive accident of a sodium-cooled fast breeder reactor. We base the criteria on a force balance model assuming a debris bed with a single-sized spherical particle. The model considers drag, buoyancy, and gravity acting on each particle. A series of experiments verified the applicability of this description of self-leveling. Particle size, shape, density, along with boiling intensity, bed volume, and even experimental methods were taken into consideration to obtain general characteristics of the self-leveling process. We used depressurization boiling to simulate an axially increasing void distribution in the debris bed. We also used bottom heating to validate the use of the depressurization method. We obtained good agreement between model predictions for the self-leveling onset and experimental results. Extrapolation of our model to actual reactor conditions is discussed.
守田 幸路*; Ryu, P.*; 松元 達也*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 佐藤 一憲
JAEA-Research 2009-018, 52 Pages, 2009/09
JAEA-Research-2009-018.pdf:46.46MB
液体金属高速炉の低エネルギー損傷炉心における炉心物質の流動性をモデル化するため、固体粒子が支配的な多相流の運動挙動について研究を行った。ダム堰崩壊実験及び気泡可視化実験の2つのシリーズの実験を行うとともに、実験の数値シミュレーションにより高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの流体力学モデルについて検証した。実験解析から、SIMMER-IIIは粒子ジャミングモデルのモデルパラメータの調整によって固体粒子間の相互作用の多相流挙動への影響をある程度模擬できることがわかった。広範な流れ条件において固体粒子間の相互作用を適切に表すためには、より一般化されたモデルを用いてSIMMER-IIIを改良する必要がある。
Zhang, B.*; 原田 哲志*; 平原 大輔*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/09
高速炉における事故条件では燃料デブリからの崩壊熱が冷却材沸騰を引き起こすが、本研究では、軸方向に増加するボイド分布を模擬するため、従来のデブリベッド下部からのガス注入あるいは加熱の代わりに減圧沸騰を用いて実験を実施した。セルフレベリング発生についてモデル予測は実験結果と良い一致を得た。実機条件に対する本モデルの外挿性もまた考察された。
守田 幸路*; 福田 研二*; 松元 達也*; 飛田 吉春; 鈴木 徹; 山野 秀将
JAEA-Research 2009-006, 51 Pages, 2009/05
JAEA-Research-2009-006.pdf:19.69MB
液体金属冷却型高速炉の事故後熱除去過程の評価では、崩壊熱を持つデブリベッドの冷却性を適切に評価することが重要となる。デブリベッドの冷却特性は、一般にデブリベッド内での冷却材の対流・沸騰及びデブリベッドの運動挙動に大きく依存する。そこで、本研究では、デブリベッドの運動特性を把握するため、模擬物資を用いた試験により、冷却材の沸騰によって駆動されるセルフレベリング特性に関する基礎的な研究を実施した。本試験では、デブリベッド内でのボイド分布を模擬するため水の減圧沸騰を採用するとともに、燃料デブリの模擬物質としてアルミナ粒子を用いデブリベッドを構成した。さらに、セルフレベリングが生じる条件に関して簡易モデルを提案し、試験結果と比較するとともに、実機条件への外挿性について考察した。また、安全解析コードで用いられている多相流モデルの妥当性を検証するため、デブリベッドの運動挙動にも関連する固液2相流の試験解析を行った。本検証研究では、固体粒子を伴う液柱のスロッシング挙動に関する試験解析を実施し、安全解析コードの基本的な妥当性を確認した。
Zhang, B.*; 原田 哲志*; 平原 大輔*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
本研究では、セルフレベリング挙動特性を模擬物質を用いて実験的に調べた。本実験では、異なる密度で構成されるアルミナあるいは鉛の固体球で構成されるデブリベッドでのボイド率が軸方向に増加することを減圧沸騰を用いて模擬した。粒子サイズ(直径0.5mmから6mm)と形状(球形あるいは非球形粒子)もまた実験パラメータとした。セルレベリング発生クライテリアを提案して、それを実験結果と比較した。
守田 幸路*; Liu, P.*; 松元 達也*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
JAEA-Research 2007-032, 47 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-032.pdf:4.04MB
液体金属高速炉の低エネルギー損傷炉心における炉心物質の流動性をモデル化するため、液体プール中における固体粒子層の圧力過渡に対する運動挙動について研究を行った。圧力源として加圧窒素を用い、初期圧力,固体粒子層高さ,固体粒子タイプをパラメータとした一連の実験とともに、高速炉安全解析コードSIMMER-IIIを用いた数値シミュレーションを実施した。SIMMER-IIIコードを用いた実験解析の結果は、本コードの物理モデルや手法が実験で観察された固相の割合が高い多相流の過渡挙動を適切に表現できることを示した。多相流における固体粒子相の過渡挙動を取り扱ううえで重要なSIMMER-IIIのモデルの妥当性についても議論した。
守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 佐藤 一憲; 山野 秀将
Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.211 - 218, 2006/11
本研究では、凝縮を伴う大スケール気泡の過渡挙動に対する一連の実験が実施された。実験で観察された気泡挙動の特徴は、炉心安全解析コードSIMMER-IIIを用いた実験解析を通じて評価された。SIMMER-IIIによるシミュレーションによって、大気泡の凝縮に及ぼす非凝縮性ガスの凝縮抑制効果は小さいことが示された。また、実験で観察された大気泡内には気相と液相が分散することにより混合され、非凝縮性ガス層が発達することはなかったと推測される。本研究により、SIMMER-IIIは非凝縮性ガス存在下の大スケール気泡の凝縮過程を物理的に十分詳細に模擬できることが示された。
守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 山野 秀将; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
JNC TY9400 2005-022, 119 Pages, 2005/08
JNC-TY9400-2005-022.pdf:10.85MB
炉心損傷事故時に生ずる多成分・多相流の複雑な熱流動現象に対する数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、原子炉の安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。本共同研究では、多成分系での相変化現象に対する安全解析コードの適用性を向上するため、非凝縮性ガス成分を含んだ蒸気泡の過渡的な凝縮挙動に対する物理モデルの開発と実験的研究を実施した。さらに、実験解析を通じて開発モデルの基本的な妥当性を確認するとともに、実機条件下での蒸気泡の凝縮挙動に対する高速炉安全解析コードの適用性について検討した。
守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 佐藤 一憲
JNC TY9400 2004-013, 45 Pages, 2004/07
JNC-TY9400-2004-013.pdf:5.31MB
炉心損傷事故時に生ずる多成分・多相流の複雑な熱流動現象に対する数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、原子炉の安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。本共同研究では、多成分系での相変化現象に対する安全解析コードの適用性を向上するため、非凝縮性ガス成分を含んだ蒸気泡の過渡的な凝縮挙動に対する物理モデルの開発と実験的研究を実施する。本年度は、窒素を混合した水蒸気を用いた実験を行い、凝縮を伴わない比較的大きな気泡の過渡挙動について実験データを得た。また、高速炉安全解析コードを用いた実験解析を実施し、その妥当性について議論した。
守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 小西 賢介; 佐藤 一憲
JNC TY9400 2003-011, 56 Pages, 2003/04
JNC-TY9400-2003-011.pdf:2.31MB
炉心損傷事故時に生ずる多成分・多相流の複雑な熱流動現象に対する数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、原子炉の安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。本共同研究では、多成分系での相変化現象に対する安全解析コードの適用性を向上するため、非凝縮性ガス成分を含んだ蒸気泡の過渡的な凝縮挙動に対する物理モデルの開発と実験的研究を実施する。本年度は、非凝縮性ガスを用いた予備的な実験を行い、凝縮を伴わないラージスケール気泡の過渡挙動について基礎的な実験データを得た。また、ラージスケール気泡を扱うことのできるマルチスケール流動様式モデルを新たに高速炉安全解析コードに提案し、予備試験結果の解析に適用することに成功した。
守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 山野 秀将; 近藤 悟
JNC TY9400 2002-014, 57 Pages, 2002/05
炉心損傷事故の安全解析コードにおける多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。核燃料サイクル開発機構と九州大学によって実施された本共同研究では、炉心損傷事故(CDA)を解析する高速炉安全解析コードに適用可能な多成分系蒸発/凝縮現象の一般化モデルを新たに開発した。このモデルは、CDA条件下での多成分相変化現象を模擬するため、蒸発/凝縮過程の特性を熱伝達および質的拡散による律速モデルを用いて記述している。さらに、既存の多成分凝縮実験および新たに実施した気泡凝縮実験の解析によって、本モデルが非凝縮性ガスを含む蒸気の凝縮過程を適切に再現することを確認し、用いられたモデル化手法の妥当性を示した。
守田 幸路*; 松元 達也*; 赤坂 亮*; 福田 研二*; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 山野 秀将
JNC TY9400 2001-016, 68 Pages, 2001/06
JNC-TY9400-2001-016.pdf:3.23MB
炉心損傷事故の安全解析コードにおける多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーション技術の高度化を図ることは,安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。核燃料サイクル開発機構と九州大学によって実施される共同研究では,損傷炉心における熱流動現象を評価する上で重要な挙動である多成分蒸気の蒸発/凝縮及び相間の界面積変化に着目し,これらを記述するための機構論的モデルの提案・開発を行う。本年度は,非凝縮性ガスの蒸発/凝縮挙動に及ぼす影響を扱うための拡散律速型モデルについて,高速炉の安全解析に適用可能な多成分系への拡張を進めた。また,非凝縮成分を含む気泡群の凝縮実験を新たに実施し,拡散律速型蒸発/凝縮モデルを導入した高速炉安全解析コードが,非凝縮性ガスを含む蒸気の凝縮過程を適切に再現できることを確認した。
守田 幸路*; 藤本 登*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 鈴木 徹; 近藤 悟
JNC TY9400 2000-013, 60 Pages, 2000/04
JNC-TY9400-2000-013.pdf:1.58MB
炉心損傷事故の安全解析コードにおける多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。核燃料サイクル機構と九州大学によって実施される共同研究では、損傷炉心における熱流動現象を解析・評価する上で重要な界面挙動である多成分蒸気の蒸発/凝縮および相間の界面積変化に着目し、これらのミクロな挙動を記述するための機構論的モデルの提案・開発を行う。本年度は、非凝縮性ガスの蒸発/凝縮挙動に及ぼす影響を扱うための拡散律速モデルの開発を進め、2成分系での基本的な妥当性を検証した。さらに、流動変化に伴う気泡や液滴の界面積変化の挙動に関するソース項モデルについて検討し、安全解析コードのモデル化手法について改良の指針を得た。
若林 利男*; 福田 研二*; 速水 義孝*; 菅原 悟*; 北原 種道*; 飯島 一敬*
PNC TN952 79-22, 71 Pages, 1979/09
原子力関係の文献,書籍をTSS(タイム・シアリング・システム)を利用し,会話形式で検索できる文献検索コード(SESYL)を作成した。本コードの特徴としては次の点があげられる。 1)会話形式のため検索が容易であり即応性にすぐれている。 2)検索方法として,分類番号,著者,出典,キーワード,タイトル,アブストラクト等があるが,そのどれについても同じ操作方法で容易におこなうことができる。 3)プログラム上の検索方法としてペターンマッチング法を採用し,検索時間の短縮が得られた。 本コードはCDC6600/CYBER計算機を用いて,一件の検索時間は5sec以下である。また,現在の収納文献数は約1000件である。
若林 利男*; 飯島 一敬*; 菅原 悟*; 福田 研二*; 宮脇 良夫; 北原 種道*
PNC TN941 78-13VOL1, 266 Pages, 1978/01
PNC-TN941-78-13VOL1.pdf:18.12MB
新型転換炉実証炉用の54本燃料集合体において,格子ピッチ,プルトニウム富化度,ウラン濃縮度を変えた場合の炉心,核特性を,運転制御上重要な出力係数及び冷却材ボイド反応度,燃料経済上重要な燃焼度及び燃料サイクル指標に着目し,検討をおこなった。▲今回の計算結果から,54本燃料集合体において利用できるウラン濃縮度,プルトニウム富化度のあらゆる組合せの燃料について,核特性の定量的検討が可能となった。▲実証炉用装荷燃料は核特性の面から次の様に評価できる。▲1)運転制御上からかなり広範囲のウラン及びプルトニウム富化燃料が使用できる。▲2)ウランとプルトニウムの混合燃料の場合,天然ウラン又は微濃縮ウラン(
1.0wt%ウラン235)にプルトニウムを富化した燃料が核特性上一番良い。▲3)プルトニウムを富化する量は,局所ピーキング係数,出力ミスマッチが許される範囲で,できるだけ多い方が良い。▲4)濃縮ウラン燃料の場合,格子ピッチがある程度以上大きくなると運転制御上の面で使用が困難となる。▲
