Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
加藤 正嗣*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11
Computational fluid dynamics based on particle-based simulations with a fully Lagrangian approach is a powerful tool to understand thermal-hydraulic behaviors of multi-component, multi-phase flows involved in disrupted nuclear core during severe accidents. In this study, a validation study of 3D particle-based simulation using the finite volume particle method was performed for mixing flow behavior of two liquid phases with different densities in a pool. Fundamental experiments using water and silicon oil were also carried out for the present validation. An enhanced multi-phase scheme was introduced to provide accurate and stable calculations of multi-phase flows characterized by high density ratios. The simulation results of the experiments were given to demonstrate validity of the present simulation method and enhanced performance for simulations of mixing and separation behaviors of liquid-liquid two-phase flows in the pool.
川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.
JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB
原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。
山内 俊也*; 小川 竜聖*; 加藤 正嗣*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 神山 健司; 鈴木 徹
no journal, ,
これまで予備的に行ったEAGLE ID1試験の粒子法解析では、プールからダクト壁への熱伝達機構は、プール内の溶融燃料と溶融ステンレス鋼の混合・分離挙動に大きく依存することが示唆されている。そこで、新たに実施した2液相混合流動実験に基づき、混合プール内の流動挙動に対する粒子法解析の妥当性の検証を試みた。
小川 竜聖*; 山内 俊也*; 加藤 正嗣*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 神山 健司; 鈴木 徹
no journal, ,
EAGLE ID1炉内試験を対象として予備的に実施した粒子法解析では、溶融プールから構造壁への熱伝達は溶融燃料と溶融ステンレス鋼の混合・分離挙動に大きく依存することが示唆されている。本研究では、密度差のある2つの模擬流体を用いた基礎的な実験を実施し、プール内での混合流動挙動に関する粒子法の妥当性検証を試みた。
加藤 正嗣*; 小川 竜聖*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
no journal, ,
密度の異なる2液相の混合・分離挙動解析に対する有限体積粒子法の適用性を向上するため、不規則な粒子配置によって生じる計算誤差を仮想粒子によって低減する計算手法を導入するとともに、模擬物質を用いた基礎実験と比較することで、3次元解析の妥当性について検証した。
船越 寛司*; 加藤 正嗣*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
no journal, ,
高速炉の炉心損傷事故における再臨界回避方策として内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)が提案されている。本研究では、FAIDUSの早期燃料排出機能を実証するため、3次元粒子法シミュレーションにより、燃料ピン束の崩壊による溶融燃料/スティールの混合プール形成挙動および溶融プールからダクト構造壁への熱伝達に関する一連の多成分多相流の熱流動現象について解析的検討を行った。
坂口 和也*; 船越 寛司*; 加藤 正嗣*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
no journal, ,
高速炉の炉心損傷事故における再臨界回避方策として内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)が提案されている。本研究では、FAIDUSの早期燃料排出機能を実証するために実施されたEAGLE ID1炉内試験を対象に3次元粒子法シミュレーョンを行い、燃料ピン束の崩壊による溶融燃料/スティールの混合プール形成後の溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を明らかにするための解析的検討を行った。
坂口 和也*; 船越 寛司*; 加藤 正嗣*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
no journal, ,
高速炉の炉心損傷事故における再臨界回避方策として内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)が提案されている。本研究では、FAIDUSの早期燃料排出機能を実証するために実施されEAGLE ID1炉内試験を対象に3次元粒子法シミュレーションを行い、燃料ピン束の崩壊による溶融燃料/スティールの混合プール形成後の溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を明らかにするための解析的検討を行った。