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Wen, J.*; 鎌田 悠斗*; 横山 貢成*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 今泉 悠也; 田上 浩孝; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
The influence of water pool height, particles diameter and wall cooling on particle bed-water pool heat transfer was evaluated by assessing the time variation of average temperatures of the particle bed and water pool, and their difference. The concept of macroscopic heat transfer coefficient of the particle bed-water pool system was introduced to elucidate the intensity of natural convection. The results show that the time variation of temperature difference initially increases, peaks, and then decreases. Based on this phenomenon, the process of heat transfer of the particles bed-water pool system was explained. According to the result, the water pool height and particle diameter will affect the heat transfer, but the current cooling conditions have little influence on the heat transfer of the particle bed.
Wen, J.*; 鎌田 悠斗*; 横山 貢成*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 今泉 悠也; 田上 浩孝; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 8 Pages, 2024/11
To investigate the coolability of fuel debris bed immersed in molten steel, a rectangular experimental system was built in which the particle bed was volumetrically heated via direct current heating. The experimental apparatus consists of a particle bed immersed in water and a water pool above it, which simulate disrupted solid fuel and molten steel, respectively. Computer code simulations with reactor safety analysis code SIMMER-IV were performed to help understanding the heat transfer characteristics and to validate the applicability of the newly embedded momentum exchange function (MXF) models. Under the current experimental conditions, some key parameters like the particle bed average temperature, water pool average temperature, and temperature difference between the bed and the pool were evaluated to compare with the simulation results. The comparison results showed the most applicable MXF model under the current experimental conditions, and the analysis with it well reproduced the phenomena which was observed in the experiments.
今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一
Annals of Nuclear Energy, 206, p.110658_1 - 110658_10, 2024/10
被引用回数：1 パーセンタイル：68.64(Nuclear Science & Technology)In severe accidents of SFRs, molten core materials can discharge from the core, and the jet can impinge on the lower structure plate. After the jet impingement, fragmented discharged materials can form ring-shape solidification. A fundamental experiment was conducted to simulate the behavior. In order to simulate the behavior of solid body creation and motion, a new solid body formation model by inter-particle attraction force in particle method was developed. The advantage of the new model is that it can simulate creation, formation, and motion of solid bodies without any artificial treatment as solid bodies. The movable solid bodies by the new model have any size, shape, and number, and they are created and grown by solidification, and diminish and disappear by melting. The mechanism based on the inter-particle attraction force is common with that in real world where interatomic attraction force is the cause of solid body formation.
今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akaev, A.*; Mikisha, A.*; Baklanov, V.*; Vurim, A.*
Annals of Nuclear Energy, 194, p.110107_1 - 110107_11, 2023/12
被引用回数：2 パーセンタイル：51.90(Nuclear Science & Technology)In severe accidents of SFRs, the cooling of the residual core materials, which is called "in-place cooling", is one of the important factors for In-Vessel Retention (IVR). For the evaluation, behavior of the in-place cooling was analyzed by the SIMMER-III code. In order to understand the in-place cooling, method of Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT) was applied. Based on the result, an out-of-pile experiment which focused on the extracted factors was conducted. In the experiment, continuous oscillation of sodium level was observed by sodium vaporization and condensation. Analysis for the out-of-pile experiment was conducted by SIMMER-III, but the results were different between the experiment and the analysis. By investigation of the analysis result, it was revealed that the difference was due to occupation of non-condensable gas. Therefore, an analysis model of inter-cell gas mixing was newly developed, and the agreement was significantly improved by the new model.
Zhang, T.*; Yao, Y.*; 守田 幸路*; Liu, X.*; Liu, W.*; 今泉 悠也; 神山 健司
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
The in-pile EAGLE ID1 test was conducted by Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of the fuel assembly with an internal duct structure during a core disruptive accident in a sodium-cooled fast reactor. In this study, a new computational fluid dynamics code based on the fully Lagrangian particle method was developed for the purpose of clarifying the failure mechanism of the inner duct wall of FAIDUS. The three-dimensional simulation of the ID1 test was performed to analyze a series of thermal hydraulic behaviors leading up to duct wall failure for a computational domain that included six fuel pins. The simulations reasonably reproduced the heat transfer characteristics observed in the test, showing that the local contact of liquid steel with high thermal conductivity with the duct wall greatly enhances the heat transfer from the nuclear heating fuel to the duct wall. The results support the validity of the conclusions of our analytical study regarding the molten pool-to-duct wall heat transfer mechanism that caused the thermal failure of the duct wall.
山本 誠士郎*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
混相流, 37(1), p.79 - 85, 2023/03
In the safety study on a sodium-cooled fast reactor, it is assumed that the high temperature fuel debris are formed because of a core disruptive accident. During the cooling of the fuel debris, gas-liquid two-phase flow can be generated in the debris due to the coolant boiling. To improve the prediction accuracy of the flow characteristics, detailed measurement of the gas-liquid two-phase flow in the debris bed is required. In this study, gas-liquid two-phase flow in a quasi-two-dimensional sphere-packed bed, which simulates the debris bed, is visualized by using X-ray imaging. The experimental results show that the local void fraction increases near the splitting section in the packed bed and decreases near the coalescence section.
山本 誠士郎*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 4 Pages, 2022/10
To develop a microscopic pressure drop prediction model based on detailed measurement data of gas liquid two-phase flow, the pressure drop was measured in the vertical upward gas-liquid two-phase flow formed in quasi-2D test section. The measurement results showed that the pressure drop in the quasi-2D test section was much smaller than that in the ordinal packed bed system, which suggests that the pressure drop mechanism in the quasi-2D test section could be different from that in the ordinal packed bed system due to differences in two-phase flow characteristics in the two systems. The void fraction distribution was also measured in the quasi-2D test section by the X-ray imaging technique, which revealed that there was a local distribution of the void fraction in the channel unit structure of the closest packed bed.
今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Akayev, A. S.*; Mikisha, A. V.*; Baklanov, V. V.*; Vurim, A. D.*
第26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), 4 Pages, 2022/07
高速炉の炉心崩壊事故での炉心からの燃料流出後の残留炉心物質の冷却性は、炉心物質の配置に大きな影響を与え、それは炉容器内保持(IVR)達成のための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価のため、実機の炉心での挙動をSIMMER-IIIで解析し、その解析結果に基づき重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出された熱流動現象に着目した実験をEAGLE-3のフレームワークで実施した。実機のインプレース冷却の段階で発生し得る継続的な液位振動が実験では観察され、SIMMER-IIIで解析を実施した。解析結果の調査から、実験結果と解析結果の差異は、ナトリウム液位の上での非凝縮性ガスの残存と占有によることが分かったが、これは実験では非現実的だと考えられる。この問題を解決するため、非凝縮性ガスとナトリウム蒸気のガス混合モデルを開発し、その新モデルにより実験結果と解析結果の一致が大幅に改善された。
神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
To achieve in-vessel retention for mitigating the consequences of core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors, controlled material relocation (CMR) has been proposed as an effective safety concept. CMR is not only aiming at eliminating the potential for exceeding prompt criticality events that affect the integrity of the reactor vessel, but also enhancing the potential for the in-vessel cooling of degraded core materials during CDAs. Based on this concept several design measures have been studied, and, to evaluate their effectiveness, experimental evidences to show relocation of molten-core material were required. With this background, a series of experimental program called EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities) has been carried out collaboratively over 20 years between Japan Atomic Energy Agency and National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNC/RK) using an out-of-pile and in-pile test facilities of NNC/RK. The EAGLE program is divided into three phases, they are called EAGLE-1, EAGLE-2 and EAGLE-3, to cover whole phase after core-melting begins. The subject for EAGLE-1 and the first half of EAGLE-2 is CMR in the early phase of CDA in which the core melting progresses rapidly driven by positive reactivity insertions. The subject for the latter half of EAGLE-2 and whole EAGLE-3 is CMR in the later phase of CDA in which the gradual core melting by decay heat and relocation and cooling of degraded core materials occurs. In the paper, the major achievement of the EAGLE program and future plans are presented.
伊藤 大介*; 栗崎 達也*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6430 - 6439, 2019/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故において、炉心に形成された燃料デブリの冷却は、燃料の炉容器内保持を達成する上での一つの重要な要素である。「インプレース冷却」と呼ばれるその冷却の性能を明らかにするためには、デブリベッドでの気液二相流の特性をよく把握することが必要である。ここで、デブリベッドは炉心の狭小流路中に形成され得るため、壁効果の影響を無視することができない。そのため、本研究では、粒子充填層で模擬したデブリベッド中の二相流への壁効果の影響を明らかにすることを目的とした。圧力損失を測定し従前のモデルによる結果と比較し、空隙率分布やボイド率分布をX線ラジオグラフィーで測定した。そして、圧力損失の評価モデルを修正し、それらのモデルの適用性について調査した。
今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 11 Pages, 2019/05
ナトリウム冷却高速炉の事故における炉心からの燃料流出の後の炉心残留燃料の冷却は、炉心物質の分散割合に大きな影響を与えるものであり、炉容器内保持(IVR)を達成するための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価を行うため、実機についての予備解析をSIMMER-IIIにより行った。その解析結果に基づき、重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出した3つの熱流動現象の調査とSIMMER-IIIの妥当性確認への活用のため、それらの現象に着目した基礎的な実験を考案した。また、実機でのインプレース冷却の際に発生し得るナトリウム液位の継続的な振動現象を実現するため、SIMMER-IIIによるサーベイ解析を実施した。その結果、液位振動の振幅や継続時間に対する実験条件の影響が定量的に明らかになり、具体的な実験条件を決定するために必要な知見が得られた。
栗崎 達也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11
ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の炉心部での燃料デブリの冷却(インプレース冷却)における冷却性を評価するにあたっては、デブリベッド内の気液二相流の圧力損失の評価が重要な要素の一つである。その予測式としてはLipinskiモデルが提案されているものの、空隙率の空間分布が均一でない場合には予測精度が低下すると考えられる。そのため、空隙率分布が均一でない充填層での気液二相流の圧力損失を測定する実験を行い、流路断面を分割することにより圧力損失を評価するようLipinskiモデルを修正した。その結果、修正Lipinskiモデルは元のLipinskiモデルよりも良好に実験値を予測することを確認した。
今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04
SFRの炉心崩壊事故における再配置過程を模擬するため、低融点合金を低水深水プール中に落下させた。なおここで、ノズル出口と底板の距離は、微細化を起こすには不十分だと考えられる距離に設定された。実験の結果、融体は底板に衝突した後、底板に沿って全方向に広がる様子が観察された他、底板上の温度は融体の分散につれ急低下していることが確認された。この結果により、融体の微細化と急冷は、底板の存在により促進されたことが示唆され、さらに、この促進現象は融体が底板上での分散により強制的に接触表面積が増加したことによるものであると考察した。また、試験後には顕著に微細化したデブリが観察されたが、これは、融体と水の界面にて微細な蒸気泡が生成されたことにより形成されたものと考えられる。
古田 定昭; 住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 森澤 正人; et al.
JAEA-Review 2011-035, 89 Pages, 2011/08
JAEA-Review-2011-035.pdf:2.97MB
東京電力福島第一原子力発電所事故への対応として、核燃料サイクル工学研究所において特別環境放射線モニタリングを実施した。本報告は、平成23年5月31日までに得られた空間線量率,空気中放射性物質濃度,降下じん中放射性物質濃度の測定結果、並びに気象観測結果について速報的にとりまとめた。空間線量率は、3月15日7時過ぎ、3月16日5時過ぎ、及び3月21日4時過ぎに、数千nGy/hほどの3つのピークがある上昇を示した。空気中放射性物質濃度及び降下量は、空間線量率と同様な経時変化を示した。空気中のI-131/Cs-137の濃度比は、100程度まで上昇した。揮発性のTe-132, Cs-134, Cs-137は、3月30日以降定量下限値未満となった。Te-132とCsの揮発性/粒子状の濃度比は、濃度が上昇した際、値が小さくなった。3月15日から4月15日の1か月間の降下量は、Cs-137について、チェルノブイリ事故時に同敷地内で観測された降下量と比較して約100倍であった。吸入摂取による内部被ばくにかかわる線量を試算した結果、暫定値として、成人及び小児の実効線量はそれぞれ0.6mSv, 0.9mSv、甲状腺の等価線量はそれぞれ8mSv, 20mSvと見積もられた。
Khan, A.*; 山口 真史*; 大下 祥雄*; Dharmarasu, N.*; 荒木 健次*; 阿部 孝夫*; 伊藤 久義; 大島 武; 今泉 充*; 松田 純夫*
Journal of Applied Physics, 90(3), p.1170 - 1178, 2001/08
被引用回数：56 パーセンタイル：86.08(Physics, Applied)ボロン(B),ガリウム(Ga),酸素(O)炭素(C)濃度の含有量を変化させたシリコン(Si)に1MeV電子線,10MeV陽子線照射を行い、発生する欠陥をDLTS測定、キャパシタンス測定により分析した。この結果、照射によりEv-0.36eVに格子間Cと格子間Oの複合欠陥(Ci-Oi)に起因する準位が発生すること、Ec-0.18eVに格子間BとOiの複合欠陥(Bi-Oi)が生成されることが明らかになった。また、GaドープSiではCi-Oiの発生が抑制されることを見出した。Ci-Oiは再結合中心として働くことから、この抑制はSi太陽電池の耐放射線性向上につながると考えられる。また、GaドープSiではEv+0.18eVに新たな準位が形成され、この準位は350
での熱処理で消失することが判明した。
神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、カザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)とナトリウム冷却高速炉の炉心安全に関する研究協力を25年に渡って行ってきた。この研究協力はEAGLE計画と呼ばれ、NNC-RKの研究施設を用いた先進的かつ挑戦的な研究計画である。EAGLE計画の背景と概要、並びに実施状況と主要成果を紹介する。
水野 知紘*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
粒子充填層における気液二相流の圧力損失評価では、流動様式毎に適切な界面抗力モデルを用いることが重要である。これまでの研究で、従来の流動様式線図と観察した流動様式に乖離があることが分かったことから、本研究では、実験で観察した流動様式に基づき、圧力損失に対する界面抗力の影響について検討した。
栗崎 達也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の炉心部での燃料デブリの安定的な冷却(インプレース冷却)を評価する一つの指標として、デブリベッド内の気液二相流圧力損失が挙げられる。その予測式としてはLipinskiモデルが提案されているものの、空隙率の空間分布が均一でない場合には予測精度が低下すると考えられる。そのため、空隙率分布が均一でない充填層での気液二相流に対して、流路断面を分割することにより圧力損失を評価する手法を提案し、その妥当性について実験値との比較検討を行った。
伊藤 大介*; 大平 直也*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
模擬デブリ内における再冠水挙動の計測の可能性について明らかにするため、中性子イメージングを適用した際の課題と、得られる結果について検討を行った。
大平 直也*; 山本 誠士郎*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
球充填層内の複雑流路を流れる気液二相流の局所的な挙動を明らかにするため、中性子によるボイド率分布の計測を行った。その結果、流路が細い先端部には気相がほとんど存在せず、流路中央部に気相が集中して分布することが明らかになった。
