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論文

Fundamental experiments of jet impingement and fragmentation simulating the fuel relocation in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

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。

論文

An Empirical correlation to predict the distance for fragmentation of simulated Molten-Core materials discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離の評価を目的として、溶融炉心模擬物質を冷却材中へ放出させる試験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を実験相関式として整理した。実験相関式による予測は実験結果とよく一致した。本研究により、冷却材の沸騰・膨張によるデブリ化促進効果を考慮することで、ナトリウム中におけるデブリ化距離を適切に評価可能であることがわかった。

論文

Distance for fragmentation of a simulated molten-core material discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.707 - 712, 2016/05

 被引用回数:8 パーセンタイル:20.43(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度:約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。

論文

Development of the evaluation methodology for the material relocation behavior in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

飛田 吉春; 神山 健司; 田上 浩孝; 松場 賢一; 鈴木 徹; 磯崎 三喜男; 山野 秀将; 守田 幸路*; Guo, L.*; Zhang, B.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.698 - 706, 2016/05

AA2015-0794.pdf:2.46MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:29.89(Nuclear Science & Technology)

炉心損傷事故(CDA)の炉内格納(IVR)はナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全特性向上において極めて重要である。SFRのCDAにおいては、溶融炉心物質が炉容器の下部プレナムへ再配置し、構造物へ重大な熱的影響を及ぼし、炉容器の溶融貫通に至る可能性がある。この再配置過程の評価を可能とし、SFRのCDAではIVRで終息することが最も確からしいことを示すため、SFRのCDAにおける物質再配置挙動の評価手法を開発する研究計画が実施された。この計画では、炉心領域からの溶融物質流出挙動の解析手法、溶融炉心物質のナトリウムプール中への侵入挙動、デブリベッド挙動のシミュレーション手法を開発した。

論文

A Numerical study on local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool using the SIMMER-III code

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Annals of Nuclear Energy, 85, p.740 - 752, 2015/11

 被引用回数:18 パーセンタイル:7.93(Nuclear Science & Technology)

Studies on local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool are crucial to the analyses of severe accidents that could occur for sodium-cooled fast reactors (SFRs). To clarify the characteristics of this interaction, in recent years a series of simulated experiments, which covers a variety of conditions including much difference in water volume, melt temperature, water subcooling and water release site (pool surface or bottom), was conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, motivated by acquiring further evidence for understanding its mechanisms, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency, are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is confirmed that, similar to experiments, the water volume, melt temperature and water release site are observable to have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to the limited pressurization and resultant mechanical energy release for a given melt and water temperature within the non-film boiling range, even under a condition of much larger volume of water entrapped within the pool, should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

論文

First analysis of local fuel-coolant interactions in a molten pool by SIMMER-III using reactor materials

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in this study, several latest calculations with reactor materials were performed using SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. The performed SIMMER-III analyses suggest that despite of a comparatively larger temperature range of molten-fuel and sodium possibly varied during reactor accidents, the isolation effect of vapor bubbles generated at the melt-sodium interface seems to be the unique dominant mechanism that leads to the limited pressurization. Knowledge and fundamental data from this work might be utilized for future empirical-approach studies (e.g. those investigating the characteristics of critical coolant volume required for achieving the saturated pressurization at varied melt and coolant temperatures).

論文

The Effect of coolant quantity on local fuel-coolant interactions in a molten pool

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Annals of Nuclear Energy, 75, p.20 - 25, 2015/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:38.07(Nuclear Science & Technology)

Studies on local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool are important for severe accident analyses of sodium-cooled fast reactors (SFRs). Motivated by providing some evidence for understanding this interaction, in this study several experimental tests, with comparatively larger difference in coolant volumes, were conducted by delivering a given quantity of water into a simulated molten fuel pool (formed with a low-melting-point alloy). Interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency are evaluated and compared. It is found that as water quantity increases, a limited pressure-buildup and the resultant mechanical energy release are observable. The performed analyses also suggest that only a part of water is probably vaporized during local FCIs and responsible for the pressurization and mechanical energy release, especially for those cases with much larger water volumes.

論文

SIMMER-III analyses of local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool; Effect of coolant quantity

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Science and Technology of Nuclear Installations, 2015, p.964327_1 - 964327_14, 2015/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.84(Nuclear Science & Technology)

To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in recent years several experimental tests, with comparatively larger difference in coolant volumes, were conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, to further understand this interaction, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is found that the SIMMER-III code not only reasonably simulates the transient pressure and temperature variations during local FCIs, but also supports the limited tendency of pressurization and resultant mechanical energy release as observed from experiments when the volume of water delivered into the pool increases. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to such limited tendency should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

論文

Characteristics of pressure buildup from local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool, 2; Numerical analyses using SIMMER-III

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

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

In this study, motivated by acquiring further evidence for understanding the characteristics of pressure buildup from local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool, SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code, is utilized for analyses. It is found that, similar to previous reported experimental analyses, the water volume and melt temperature are observable to have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. In addition, from the numerical runs performed it is also recognized that the most probable reason leading to the limited pressurization for a given melt and water temperature within the non-film boiling range, even under a condition of comparatively larger volume of water delivered into the pool, should be due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface. Knowledge and data gained from this study might be utilized for potential empirical-model development as well as future investigations using reactor materials.

論文

Distance for fragmentation of a simulated molten-core material discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/12

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度: 約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。

論文

An Experimental study on local fuel-coolant interactions by delivering water into a simulated molten fuel pool

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Nuclear Engineering and Design, 275, p.133 - 141, 2014/08

 被引用回数:16 パーセンタイル:14.2(Nuclear Science & Technology)

Analyses of severe accidents for SFRs have indicated that the accident might proceed into a transition phase where a large whole-core-scale pool containing sufficient fuel to exceed prompt criticality by fuel compaction might be formed. Local fuel-coolant interaction (FCI) in the pool is regarded as one of the probable initiators that could lead to such compactive fluid motions. To clarify the mechanisms underlying this interaction, in this study a series of experiments was conducted by delivering a given quantity of water into a simulated molten fuel pool. Based on the experimental data obtained from a variety of conditions, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as resultant mechanical energy release and its conversion efficiency, is checked and compared. It is found that under our experimental conditions the water volume, melt temperature and water release position have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. The analyses also suggest that the pressurization and resultant mechanical energy release during local FCIs should be intrinsically limited, due to an observed suppressing role caused by the increasing of coolant volume entrapped within the pool as well as the transition of boiling mode. Evidence and data from this work will be utilized for verifications of advanced fast reactor safety analysis codes.

論文

First application of SIMMER-III to local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of International Symposium on Future I&C for Nuclear Power Plants and International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems (ISOFIC 2014/ISSNP 2014) (Internet), 10 Pages, 2014/08

Analyses of severe accidents for sodium-cooled fast reactors have shown that by assuming pessimistic conditions the accident might proceed into a transition phase where a whole-core-scale pool containing sufficient fuel to exceed prompt criticality by fuel compaction might be formed. Local fuel-coolant interaction in the pool is regarded as one of the probable initiators that could lead to such compactive fluid motions. From previous preliminary experimental analyses, it was recognized that for a given melt and water temperature within the non-film boiling range, with the increasing of water volume, a limited pressure buildup can be observed. In this study, to further understand this interaction, SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code, is utilized for analyses. It is found that the SIMMER-III code can reasonably simulate the transient pressure and temperature tendencies during local FCIs as understood from experiments. In addition, from the comparative analyses between different cases, the observed limited pressurization characteristics from experiments can be confirmed as well. To achieve a deeper and more systematic understanding on local FCIs, with the ongoing of experimental analyses, more numerical analyses over various situations, such as much difference in water subcooling, melt temperature as well as the water release site, have been also planned.

論文

Characteristics of pressure buildup from local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07

Studies on local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool are important for severe accident analyses of sodium-cooled fast reactors (SFRs). To clarify the mechanisms underlying this interaction, in this study a series of experiments was conducted by delivering a given quantity of water into a simulated molten fuel pool (formed with a low-melting-point alloy). Based on the experimental data obtained from a variety of conditions, including difference in water volume, melt temperature and water subcooling, the characteristics of pressure-buildup during local FCIs was investigated. It is found that under our experimental conditions the water volume and melt temperature have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. The performed analyses also suggest that the pressurization from local FCIs should be intrinsically limited, due to a suppressing role caused by the increasing of coolant volume entrapped within the pool as well as the transition of boiling mode. Current work, which gives a palette of favorable data for a better understanding and an improved estimation of severe accidents in SFRs, is expected to benefit future analyses and verifications of computer models developed in advanced fast reactor safety analysis codes.

論文

Fundamental experiment on the distance for fragmentation of molten core material during core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹

International Electronic Journal of Nuclear Safety and Simulation (Internet), 4(4), p.272 - 277, 2013/12

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムナトリウム中へ流出した溶融炉心物質が微粒子状固化物(デブリ)になるまでの距離(デブリ化距離)に関する評価手法を開発するため、模擬物質(低融点合金と水)を用いて溶融炉心物質とナトリウムの液-液接触状態を模擬した基礎試験を行っている。本基礎試験ではデブリ化距離の実測値が従来予測に比べ10%程度以下の短い距離でデブリ化される結果となった。試験結果の分析に基づき、このデブリ化距離の大幅な短縮には液-液接触状態からの蒸気泡の膨張に伴う急速なデブリ化が寄与した可能性を明らかにした。本基礎試験を通じてデブリ化距離評価手法開発に有益な知見が得られた。

論文

Preliminary results of a fuel-coolant interaction experiment in simulated molten fuel pool

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century (ISSNP 2013) (CD-ROM), 7 Pages, 2013/11

In the severe accident analyses for sodium-cooled fast reactors, there is the possibility that a whole-core-scale pool containing sufficient fuel to exceed prompt criticality by fuel compaction might be formed. Local fuel-coolant interaction in the pool is regarded as one of the probable initiators that could lead to such compactive fluid motions. To clarify the mechanisms underlying this interaction, an experimental system using simulant materials has been developed. The experiments were conducted by delivering a given quantity of water into a simulated molten fuel pool. Current paper presents the experimental design and knowledge from preliminary analyses of several typical runs (with water quantity varying from 5 cc to 40 cc). Interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency are evaluated and compared in detail. It is revealed that as water quantity increases, a limited pressurization and resultant mechanical energy release is observable.

論文

Fundamental experiment on the distance for fragmentation of molten core material during core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century (ISSNP 2013) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/11

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムナトリウム中へ流出する溶融炉心物質が微粒子状固化物(デブリ)になるまでの距離(デブリ化距離)に関する評価手法を開発するため、模擬物質(低融点合金と水)を用いて溶融炉心物質とナトリウムの液-液接触状態を模擬した基礎試験を行っている。本基礎試験ではデブリ化距離の実測値が従来予測に比べ10%程度以下の短い距離でデブリ化される結果となった。試験結果の分析に基づき、このデブリ化距離の大幅な短縮には液-液接触状態からの蒸気泡の膨張に伴う急速なデブリ化が寄与した可能性を明らかにした。本基礎試験を通じてデブリ化距離評価手法開発に有益な知見が得られた。

論文

Experimental study on fuel-discharge behavior through in-core coolant channels

神山 健司; 齊藤 正樹*; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 佐藤 一憲; 小西 賢介; Zuyev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vassiliev, Y. S.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.629 - 644, 2013/06

 被引用回数:13 パーセンタイル:20.18(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故において、燃料が炉心領域から流出することで厳しい再臨界事象の可能性が減じられる。制御棒案内管や内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)のような炉内冷却材流路は、内包される冷却材ナトリウムが溶融燃料を冷却する効果が限定される場合、効果的な燃料流出経路となり得る。本研究で行われた2つの試験シリーズにより、融体流出初期において冷却材の一部が蒸発し膨張することで流出経路が完全にボイド化すること、ボイド化した流路を通じて融体が大量に流出することが示された。よって、冷却材ナトリウムが溶融燃料を冷却する効果は限定されるため、炉内冷却材流路は、炉内の核的活性度を低減するのに効果的な燃料流出経路となり得る。

論文

Mechanism of upward fuel discharge during core disruptive accident in sodium-cooled fast reactors

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, 135(3), p.032901_1 - 032901_9, 2013/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:75.84(Engineering, Mechanical)

ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故時の炉心内部での溶融燃料の急速な凝集による厳しい出力バーストの回避を目的として、溶融燃料を集合体単位で流出させる「内部ダクト付き燃料集合体」の導入を検討している。現在は、炉心上端部に向かって開口(下端部はほぼ閉止)を有する内部ダクト設計を選択し、燃料を上方へ流出させることを指向している。本研究では、内部ダクトを通じた上方燃料流出の物理メカニズムを解明するため、模擬物質(低融点合金及び水)を用いた炉外基礎試験を実施している。本報では、本基礎試験で観察された冷却材蒸気圧に駆動された上向流出メカニズムの有効性について実機条件への適用の観点から考察を行った。考察の結果、実機条件においても冷却材の蒸気圧が上方流出の駆動力の一つとして作用し得ることを確認した。

論文

Mechanism of upward fuel discharge during core disruptive accident in sodium-cooled fast reactors

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 11 Pages, 2012/07

ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故時の炉心内部での溶融燃料の急速な凝集による厳しい出力バーストの回避を目的として、溶融燃料を集合体単位で流出させる「内部ダクト付き燃料集合体」の導入を検討している。現在は、炉心上端部に向かって開口(下端部はほぼ閉止)を有する内部ダクト設計を選択し、燃料を上方へ流出させることを指向している。本研究では、内部ダクトを通じた上方燃料流出の物理メカニズムを解明するため、模擬物質(低融点合金及び水)を用いた炉外基礎試験を実施している。本報では、本基礎試験で観察された冷却材蒸気圧に駆動された上向流出メカニズムの有効性について実機条件への適用の観点から考察を行った。考察の結果、実機条件においても冷却材の蒸気圧が上方流出の駆動力の一つとして作用し得ることを確認した。

論文

Experimental study on upward fuel discharge during core disruptive accident in JSFR; Results of an out-of-pile experiment with visual observation

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/05

JSFRでは、炉心崩壊事故時の炉心内部での溶融燃料の急速な凝集による厳しい出力バーストの回避を目的として、溶融燃料を集合体単位で流出させる「内部ダクト付き燃料集合体」の導入を検討している。現在は、炉心上端部に向かって開口(下端部はほぼ閉止)を有する設計オプションを選択している。本研究では、内部ダクトを通じた燃料流出にかかわる物理メカニズムを解明するため、模擬物質(低融点合金及び水)を用いた炉外可視化基礎試験を実施した。本基礎試験を通じて、融体の流出初期段階でのダクト内の冷却材のボイド化、及び実機相当ダクト体系での蒸気に駆動された高密度融体の上方流出挙動を確認できた。

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