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齋藤 伸三; 岡本 孝司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883
C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.
片岡 勲*; 松浦 敬三*; 吉田 憲司*
JAERI-Tech 2002-015, 83 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-015.pdf:3.62MB
シビアアクシデントの伝熱流動現象の素過程としての微細液滴流の挙動を明らかにするため、液滴流,環状噴霧流についての現象のモデル化並びに数値シミュレーション手法の確立を行うとともに環状噴霧流の乱流構造についての実験的な研究を行った。液滴挙動のシミュレーションについては、まず、乱流中での液滴挙動計算手法として従来から広く用いられているEddy interaction modelに近年Grahamらが提案している渦寿命及び渦大きさに関する確率モデル及びほかの改良モデルを取り入れることより精度の高い液滴挙動解析コードを開発した。また、従来、おもに噴霧流においてのみ行われてきた液滴挙動解析を環状噴霧流も扱うことができるように、流体解析における境界条件として攪乱波を考慮した液膜の取扱、液膜からの液滴発生と乱流拡散による液膜への液滴伝達、さらに液滴の発生と伝達を考慮した液膜流量計算を同時に評価する手法を開発した。さらに液滴挙動解析のシミュレーションプログラムを複雑な幾何学的体系,初期条件,境界条件に適用し解析を行い、実際の原子炉のシビアアクシデント時解析に適用可能であることを示した。環状流,環状噴霧流における液膜流量,液膜厚さが、気相の平均速度分布,乱流速度分布に及ぼす影響についての実験的研究を行った。環状流における乱流速度分布については、気相単相流にくらべ管断面全域で大きな値を示し、液膜の存在により気相乱流は大きく増加することが明らかとなった。また気相乱流の増加の度合いは液相流量に対する気相流量の割合が多くなるに従い増加した。
成合 英樹*; 杉山 憲一郎*; 片岡 勲*; 三島 嘉一郎*; 菊地 義弘*; 門出 政則*; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 長坂 秀雄*; et al.
日本原子力学会誌, 39(9), p.739 - 752, 1997/00
被引用回数：1 パーセンタイル：10.53(Nuclear Science & Technology)シビアアクシデント時の熱流動は、冷却材喪失事故(LOCA)などに見られる蒸気・水二相流現象に比べ、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気雰囲気中での核分裂生成物(FP,Fission Product)ガスやエアロゾル、可燃性ガス(水素)の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、重要なシビアアクシデント過程、及び主要な熱流動挙動について概説するとともに、圧力容器内の蒸気爆発、格納容器内の蒸気爆発、エアロゾル挙動、及び解析コードについて、熱流動の観点から詳述している。
阿部 豊*; 冨山 明男*; 片岡 勲*
混相流, 9(2), 132 Pages, 1995/06
3流体モデルに基づく環状噴霧流解析を行う上では、液滴の発生率や付着率とともに、液膜厚さや界面剪断応力を精度良く評価することが重要である。液膜厚さや界面剪断応力を求めるために必要となる抗力係数や摩擦係数に関する構成方程式の妥当性について、環状噴霧流を仮定した二次元乱流解析モデルを作成し、解析的な検討を行った結果について発表する。
冨山 明男*; 片岡 勲*; 古谷 直哉*; 坂口 忠司*; 菅原 悟
混相流, 8(1), p.24 - 32, 1994/00
三流体モデルは、環状噴霧流を現象論的に予測できる最も進んだモデルの一である。しかしながら、三流体モデルの数値解には原因不明の数値的不安定性が生じやすい。そこで本研究では、垂直一様加熱管内環状噴霧流に対する三流体モデルに内在する緩和距離に着目して、数値的安定性を解析した。本解析より、数値的不安定性は環状流への遷移位置付近およびドライアウト点付近で生じやすいことがわかった。また、仮想質量力を考慮しても数値的安定性は殆ど変化しないこともわかった。次に、三流体モデルの数値積分に運動量輸送項を部分的に陰に取り扱う方法を適用した。その結果、本方法により、プログラミングの複雑化を伴わずに数値的安定性を向上できることが確認できた。
富山 明男*; 片岡 勲*; 大川 富雄*; 平野 雅司
日本機械学会論文集,B, 59(566), p.3003 - 3008, 1993/10
著者らは、これまでに非圧縮性流れの多次元解析に広く用いられているSOLA法の改良法を提案するとともに、この改良法を組み込んだSOLA法に基づき、超音速流れから非圧縮性流れまで統一的に取扱える多次元二流体モデルの数値解法を提案した。本報では、この解法で、気液両相とも非圧縮性を仮定することにより、パーソナルコンピュータ上でも十分計算可能な多次元二流体モデルの数値解法を提示した。さらに、著者らが常温-常圧の水-空気系で行った多次元二相流に関する小型実験の結果と本手法による計算結果とを比較した。この結果、本手法により定性的に妥当な結果が効率良く得られた。これにより、本手法が多次元二流体モデルの構成方程式の開発に有用な手段となりえることが確認できた。
阿部 豊*; 冨山 明男*; 片岡 勲*
Proceedings of 2nd International Conference on Multiphase Flow '95-Kyoto, ,
3流体モデルに基づく環状噴霧流解析を行う上では、液滴の発生率や付着率とともに、液膜厚さや界面剪断応力を精度良く評価することが重要である。液膜厚さや界面剪断応力を求めるために必要となる抗力係係数や摩擦係数に関する構成方程式の妥当性について、環状噴霧流を仮定した二次元乱流解析モデルを作成し解析的な検討を行った結果について発表する。
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
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
