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論文

Experimental and analytical investigation of formation and cooling phenomena in high temperature debris bed

堀田 亮年*; 秋葉 美幸*; 森田 彰伸*; Konovalenko, A.*; Vilanueva, W.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; Thakre, S.*; Hoseyni, S. M.*; Sk$"o$ld, P.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.353 - 369, 2020/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.31(Nuclear Science & Technology)

Key phenomena in the cooling states of debris beds under wet cavity conditions were classified into several groups based on the complicated geometry, nonhomogeneous porosity and volumetric heat of debris beds. These configurations may change due to the molten jet breakup, droplet agglomeration, anisotropic melt spreading, two-phase flow in a debris bed, particle self-leveling and penetration of molten metals into a particle bed. The modular code system THERMOS was designed for evaluating the cooling states of underwater debris beds. Three additional tests, DEFOR-A, PULiMS and REMCOD were employed to validate implemented models. This paper summarizes the entire test plan and representative data trends prior to starting individual data analyses and validations of specific models that are planned to be performed in the later phases. It also tries to report research questions to be answered in future works, such as various scales of melt-coolant interactions observed in the PULiMS tests.

論文

粒子状放射性物質のプールスクラビングに関する実験的研究

秋葉 美幸*; 堀田 亮年*; 阿部 豊*; 孫 昊旻

日本原子力学会和文論文誌, 19(1), p.1 - 15, 2020/02

プールスクラビングの機構を理解するために、スケールが異なる3つの試験を実施した。小規模個別効果試験では、高速ビデオ, ワイヤメッシュセンサー, PIV等の高分解能二相流計測手法を用いて、単一気泡や二相流構造を把握した。大規模総合効果試験では、定圧と減圧両方の条件におけるエアロゾル除去効果に対する水深や水温の影響を計測した。これらの試験から得られた個別現象と総合現象の関係を明確にするために、中規模総合効果試験を行っている。

論文

JASMINE Version 3による溶融燃料-冷却材相互作用SERENA2実験解析

堀田 亮年*; 森田 彰伸*; 梶本 光廣*; 丸山 結

日本原子力学会和文論文誌, 16(3), p.139 - 152, 2017/09

Among twelve FCI cases conducted in the OECD/NEA/CSNI/SERENA2 test series using two facilities, six steam explosion cases, five from TROI and one from KROTOS, were analyzed by JASMINE V.3. Major model parameters were categorized into "focused zone", a core part of interest, and "peripheral zone", the initial and boundary conditions given intentionally for each test case. For the former, base values established through past validation studies of JASMINE V.3 were applied. The code was modified to implement the measured distribution of entrained droplet size acquired in TROI-VISU. For the latter, melt release histories were given as a combination of time tables of jet diameter and release velocity that were estimated based on image data and transit timing data of the melt leading edge. The base values were shown to predict impulse responses of SERENA2 systematically with a reasonable error band. A statistical analysis based on the LHS method was performed. Uncertainty ranges were given based on measurement errors and past validation studies in the JASMINE development. Underlying mechanisms causing apparent differences in the mechanical energy conversion ratio between two facilities were studied from the view point of breakup length and trigger timing.

論文

大型装置CIGMAを用いた格納容器熱水力安全研究; 重大事故の評価手法と安全対策の高度化を目指して

柴本 泰照; 与能本 泰介; 堀田 亮年*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 58(9), p.553 - 557, 2016/09

日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新しい安全規制を支援するため、2013年にROSA-SA計画を開始し、今般、本計画の中核となる大型格納容器実験装置CIGMA(Containment InteGral Measurement Apparatus)を完成させた。CIGMAは、設計温度や計測点密度において世界有数の性能を有しており、シビアアクシデント時の格納容器内の事故進展挙動や事故拡大防止に係る熱水力実験を実施することができる。本稿では、本計画と既往研究の概要を述べるとともに、CIGMA装置の特徴、及びこれまで実施した一連の実験結果を紹介する。

論文

Numerical investigation of cross flow phenomena in a tight-lattice rod bundle using advanced interface tracking method

Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.456 - 466, 2008/00

In relation to the design of an innovative FLexible-fuel-cycle Water Reactor (FLWR), investigation of thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles of the FLWR is being carried out at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The FLWR core adopts a tight triangular lattice arrangement with about 1 mm gap clearance between adjacent fuel rods. In view of importance of accurate prediction of cross flow between subchannels in the evaluation of the boiling transition (BT) in the FLWR core, this study presents a statistical evaluation of numerical simulation results obtained by a detailed two-phase flow simulation code, TPFIT, which employs an advanced interface tracking method. In order to clarify mechanisms of cross flow in such tight lattice rod bundles, the TPFIT is applied to simulate water-steam two-phase flow in two modeled subchannels. Attention is focused on instantaneous fluctuation characteristics of cross flow. With the calculation of correlation coefficients between differential pressure and gas/liquid mixing coefficients, time scales of cross flow are evaluated, and effects of mixing section length, flow pattern and gap spacing on correlation coefficients are investigated. Differences in mechanism between gas and liquid cross flows are pointed out.

論文

統計解析手法による稠密炉心内流体混合現象の解明

Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*

第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.85 - 88, 2007/06

二相流詳細解析コードTPFITによるサブチャンネル間流体混合の解析結果について、サブチャンネル間の差圧,気相混合係数と液相混合係数についての相関関数を用いた統計解析を行い、サブチャンネル間流体混合現象を支配する時間スケールを評価した。また、相関関数に与える、サンプリングデータ数と時間間隔,二相流の流動様式,燃料棒ギャップ幅及び混合部の入口と出口などの影響を検討した。さらに、流体混合の局所的特性と流れに伴う全体的変動特性を評価した。主な結果は以下の通り。(1)差圧と気相,液相の混合係数の間には強い相関があり、差圧による混合がサブチャンネル間の混合の主なメカニズムである。(2)サブチャンネル間に生じた圧力差により液相が先に移動し、この移動による流量の増加を補うため気相が移動することがわかった。したがって、気相の移動には、ある程度の時間と流れ方向の距離が必要であり、また、一度の混合で移動する気相と液相の体積は、必ずしも一致しない。(3)液相の混合は、局所的かつ瞬時的に発生するが、気相の混合には時間遅れがあり、これが流れの軸方向速度により下流に伝播することで、空間遅れが生じている。この研究に基づき、流体混合のモデル化には、時間遅れあるいは空間遅れを考慮に入れる必要があると予想される。また、流体混合に与える、燃料棒ギャップ幅,混合部長さなどのパラメータの影響を評価するために、さらなる数値シミュレーションが必要である。

論文

Numerical investigation of cross flow phenomena in a tight-lattice rod bundle using advanced interface tracking method

Zhang, W.; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

原子力機構において開発された二相流詳細解析コードTPFITによるサブチャンネル間流体混合の解析結果について、二相流の変動特性に着目し、サブチャンネル間の差圧,気相混合係数と液相混合係数についての相関関数を用いた統計解析を行い、サブチャンネル間流体混合現象を支配する時間スケールを評価した。また、相関関数に与える、サンプリングデータ数と時間間隔,二相流の流動様式,燃料棒ギャップ幅及び混合部の入口と出口などの影響を検討した。さらに、流体混合の局所的特性と流れに伴う全体的変動特性を評価した。

論文

Improvement of predictive accuracy on subchannel analysis Code (NASCA) for tight-lattice rod bundle tests; Optimization of Ueda's entrainment model parameter and cross flow model parameters

千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 大貫 晃; 藤村 研*

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/07

革新的水冷却炉の熱設計に使用するサブチャンネル解析コードNASCAの物理モデル(液滴発生モデル及び横流れモデル)を原子力機構で行った試験結果を活用して改良した。

口頭

稠密炉心の気液二相流流動特性に関する研究,1; 全体計画とデータベースの取得

大貫 晃; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 柴田 光彦; 秋本 肇; 千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 藤村 研*

no journal, , 

高稠密格子炉心の熱設計/安全解析ではサブチャンネル解析コードが使われるが、BWRで検証されてきた既存コードの高稠密体系への適用性に関する研究は少ない。本研究ではボイド率やバンドル内横方向の気液二相流流量配分といった稠密炉心に対する適用性を評価するうえでキーとなる流動特性を新たに取得した蒸気・水二相流実験データにより調べるとともに、サブチャンネル解析コードNASCAの適用性を評価した。本報告では全体計画と最高2.5MPaまでの範囲で行った蒸気・水二相流実験の内容を述べる。シリーズ発表第二報では区間平均ボイド率の特性を評価する。第三報では流量配分に対するNASCAの適用性を評価する。

口頭

稠密格子炉心の気液二相流流動特性に関する研究,3; 流量配分に対するNASCAの適用性評価

千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 大貫 晃; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 柴田 光彦; 秋本 肇; 藤村 研*

no journal, , 

ロッドバンドル内の熱流動特性を評価する際、バンドル内の気液流量配分を把握することは重要である。サブチャンネル解析ではバンドル幾何形状の違いによる気液二相流の流量配分を相間摩擦やボイドドリフト等の物理モデルに基づき予測することができるが、稠密格子体系に対してはほとんど検証されていない。そこで本研究ではサブチャンネル解析コード(NASCA)を用いて気液二相流流量配分試験の予測性能を評価し、NASCAコードの稠密格子体系への適用性を検討した。その結果、試験部入口の径方向クォリティ分布が強い場合に課題はあるものの全体として20%程度の精度で出口クォリティ分布を予測できることがわかった。

口頭

稠密炉心の気液二相流流動特性に関する研究,2; ボイド率予測手法の適用性評価

玉井 秀定; 大貫 晃; 柴田 光彦; 秋本 肇; 千年 宏昌*; 堀田 亮年*; 藤村 研*

no journal, , 

本研究シリーズでは、BWRで検証されてきたサブチャンネル解析コードの高稠密格子体系への適用性を調べるため、区間平均ボイド率やバンドル内横方向気液二相流量配分などの流動特性を蒸気・水二相流実験(最高圧力2.5MPa)で取得するとともに、サブチャンネル解析コードNASCAの適用性を評価している。本報告では、非発熱ロッドからなる稠密19本バンドルにおいて急速仕切弁を用いて取得した区間平均ボイド率をドリフトフラックスモデルや過渡解析コードTRAC-BF1などで評価し、既存のボイド率予測手法の稠密格子体系への適用性を検討した。その結果、稠密炉心においては流路形状の影響が強く、比較的低いボイド率においても環状流に近い流動特性を有しているものと考えられる。

口頭

改良界面追跡法による稠密炉心内流体混合量の評価

吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 大貫 晃; 秋本 肇; 堀田 亮年*; 藤村 研*

no journal, , 

高稠密炉心の熱設計にサブチャンネル解析コードを適用する場合、コードに含まれる相関式の適用性について検討する必要がある。本研究では、BWR体系に対して開発された流体混合を表す相関式の、高稠密炉心に対する適用性の検討の一環として、稠密炉心内の流体混合現象を改良界面追跡法による二相流詳細解析コードTPFITにより解析し、稠密炉心内の流体混合現象を詳細数値解析により評価できることを確認するとともに、流体混合量に及ぼす燃料棒間ギャップ幅の影響について検討を行った。

口頭

炉心・機器熱流動評価分科会報告

片岡 勲*; 奈良林 直*; 坂場 弘*; 吉田 啓之; 西田 浩二*; 堀田 亮年*

no journal, , 

「炉心・燃料・機器の合理的な熱流動評価・開発手法」調査専門委員会(設立期間:平成17年4月$$sim$$平成19年3月)は模擬実験と数値解析を組合せた合理的な炉心熱流動評価,燃料・機器開発技術の体系化を進めることを目的として設立された。本分科会ではこうした研究開発の進展を背景に、炉心・機器の熱流動解析手法について、シミュレーション技術,現象のモデリング,基礎方程式並びに構成方程式、並びに検証データについて系統的な調査研究を行い、それらに対して合理的かつ整合性のある評価を行い、より一般的かつ普遍的な手法の開発に寄与することを目的とした。本報告では、標記委員会での活動報告として次の内容についての発表を行う。(1)合理的炉心・機器熱流動評価の現状と課題(BWR),(2)合理的炉心・機器熱流動評価の現状と課題(PWR),(3)大規模シミュレーションを主体とした原子炉熱設計手法開発の現状,(4)気液二相流と構造物の連成振動評価,(5)超高出力ABWR炉心における核熱水力安定性評価手法の高度化

口頭

軽水炉の安全解析コードにかかわる国際情勢と今後のコード開発の課題

中村 秀夫; 堀田 亮年*; 岡本 孝司*; 宇井 淳*; 越塚 誠一*

no journal, , 

軽水炉の安全解析コードを中心に、韓国や中国での開発の状況,米国や欧州での先進的なソフトウェア開発プロジェクト,最適評価やV&V(Verification and Validation)の取り組みについてまとめ、我が国として今後取り組むべき課題について議論する。特に、我が国同様、輸出を目標に軽水炉開発を進めている韓国と中国について、その安全評価などに用いる熱水力解析コードとして、韓国についてはMARS及びSPACEコード、中国についてはCOSINEコードを中心に、それらコードの開発の状況や性能の特徴などについて紹介する。

口頭

溶融デブリ冷却性挙動における不確かさ検討,1; ジェット分裂及びメルトスプレッド挙動

菊池 航*; 秋葉 美幸*; 堀田 亮年*; Alexander, K.*; Walter, V.*; Sevostian, B.*; 松本 俊慶

no journal, , 

炉心溶融物の挙動について、圧力容器外へ放出され、プール水中で冷却されるまでの詳細過程を評価する解析コードを開発している。本コードの妥当性確認データを得るため、スウェーデン王立工科大学(KTH)にて3種類の実験(DEFOR-A, PULiMS、及びREMCOD)を実施している。本報告では、DEFOR-A及びPULiMSを対象とし、ジェット分裂及びメルトスプレッドにおける不確かさ要因を抽出した。

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