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Phan, L. H. S.*; 大原 陽平*; 河田 凌*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 田上 浩孝
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10
燃料デブリベッドの自己平坦化挙動は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故(CDA)の安全評価における主要現象の1つである。SIMMERコードはSFRのCDA解析のために開発され、安全評価のみならずCDA時の主要な伝熱流動現象の数値解析に適切に適用されてきた。しかしながら、SIMMERの流体モデルは、個々の粒子特性のみならず、粒子間の強い相互作用を表現することは困難である。この問題を解決するため、SIMMERの多流体モデルと粒子に対する個別要素法(DEM)とを結合させた新しい手法を開発し、多相流における流体と粒子との相互作用および粒子挙動を適切に評価することを試みてきた。本研究では、DEMと結合したSIMMERコードの多流体モデルを検証するため、円筒状の粒子ベッドにガスを吹き込んだ自己平坦化試験シリーズの数値シミュレーションを行った。さらに検証を進める必要があるが、シミュレーション結果と試験結果とは適切に一致し、デブリベッドの自己平坦化を評価する手法としての潜在的な可能性を示した。DEMと結合したSIMMERコードは、SFRで粒子ベッドに関する安全評価のための次世代の計算手法として期待される。
河田 凌*; 大原 陽平*; Sheikh, Md. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 鈴木 徹
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09
Numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multiphase and multicomponent flows in postulated core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particular difficulties in the safety analysis of liquid-metal cooled reactors. In a material relocation phase of CDAs, core debris may settle on the core-support structure and/or in the lower inlet plenum of the reactor vessel and then form the debris bed. In particular, the shape of debris bed is crucial for the relocation of molten core and heat-removal capability of the debris bed as well as re-criticality. In the present study, a hybrid numerical simulation method, which couples the multi-fluid model of the 3D fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze sedimentation and bed formation behaviors of core debris. In the present study, 3D simulations were performed for a series of particle sedimentation experiments with gravity driven discharge of solid particles into a quiescent cylindrical water pool. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different density or particle size as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with the experimental ones. They demonstrate the fundamental applicability of the present hybrid method to solid-particle sedimentation and bed formation simulations.
川田 耕嗣; 松木 卓夫*; 宮原 信哉
JAEA-Review 2011-046, 42 Pages, 2012/02
JAEA-Review-2011-046.pdf:2.41MB
初期温度が約250度のナトリウムを用いたスプレイ燃焼試験を空気雰囲気と低酸素雰囲気で行い、ナトリウムの燃焼速度とエアロゾル放出割合を評価した。
坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05
日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。
川田 耕嗣
サイクル機構技報, (25), 113- Pages, 2004/00
平成16年度第1四半期(平成16年8月
9月)における下記の各研究テーマの概況をサイクル機構技報に掲載する。◎高速増殖炉サイクルの研究開発○高速増殖炉の研究開発 1.高速増殖炉固有の技術開発(1.1安全性の研究、1.2燃料の開発、1.3構造・材料の研究)2.高速実験炉｢常陽」 ◎環境保全対策 1.処理処分技術開発(1.1(4)ナトリウム洗浄・処理技術の開発)、2.5デコミッショニング技術、2.6DCA廃止措置 4.4固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF))
二神 敏; 西村 正弘; 川田 耕嗣; 石川 浩康; 宮原 信哉
PNC TN9410 98-074, 154 Pages, 1998/08
高速炉における2次主冷却系配管からの冷却材ナトリウム漏えい事故を想定し、空気雰囲気における0.01ton/hr程度の小規模ナトリウム漏えい時の床ライナ最高温度の確認、およびナトリウムプールの成長過程と燃焼挙動を把握することを目的に、Run-F7シリーズを実施している。本報告書では、これまでに実施したRun-F7-1(平成10年2月17日実施)およびRun-F7-2(平成10年4月21日実施)で得られた知見について報告する。Run-F7-1とRun-F7-2は、ナトリウム温度やナトリウム漏えい率を同一とし(0.01ton/hr)、ナトリウム漏えい高さのみをパラメータとして行った。実験は、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の小型密閉容器(FRAT-1・内容積:3m3乗)を用い、容器内にライナを模擬した炭素鋼(SM400B)製の受け皿(直径約1000mm、厚さ6mm)を設置し、これに約507
Cのナトリウムを約0.01ton/hrで約30分、高さをパラメータ(0.1m、1.5m)として漏えいさせ、空気を十分に供給しながら燃焼させた。2つの実験から0.01ton/hr漏えい時の受け皿(ライナ)の最高温度とナトリウムプールの成長過程、およびその燃焼挙動に関するデータを取得し、以下の結論を得た。(1)0.01ton/hr漏えい時の受け皿最高温度は、漏えい高さが0.1mのRun-F7-1の場合では漏えい開始約33分後に約616C、漏えい高さが1.5mのRun-F7-2の場合では漏えい開始約33分後に約675Cとなり、漏えい高さの違いによる影響があることがわかった。(2)実験後の観察結果から、堆積物の面積は両実験ともに約0.3m
となり、ナトリウムプールの拡がり速度及び拡がり面積に関しても大きな違いはなく、ナトリウムプールの成長過程に対する漏えい高さの感度は本実験範囲では小さいということがわかった。(3)ナトリウム燃焼速度は、両実験ともに単位面積あたり16kg-Na/mhr程度であることがわかった。(4)プール堆積物(燃焼生成物)の化学組成は、実験後に採取した堆積物の化学分析結果によると、両実験ともに酸化物が支配的であるが、堆積物表層部では過酸化物と水酸化物の割合が増す傾向にあることがわかった。(漏えい終了から堆積物の採取終了までの間、堆積物が空気雰囲気下に
丹羽 元; 川太 徳夫; 家田 芳明; 佐藤 一憲; 大野 修司; 宇都 成昭; 宮原 信哉; 近藤 悟; 上出 英樹; 山口 彰; et al.
PNC TN9410 94-154, 317 Pages, 1995/03
FBR安全性炉内試験計画(SERAPH計画)の検討は昭和62年後半から開始され、既に、その必要性、及び施設概念の検討結果に関して、原子力安全委員会、FBR安全研究専門委員会などへの報告を通して、内外の専門家から多くの意見や提案を得ている。これらの意見を踏まえて、これまでに、以下のような観点で試験の必要性及び施設概念の検討を行った。(1) SERAPH計画とその他の安全研究を全体的に統合することによって、SERAPH計画がFBRの実用化に対して果たし得る貢献の明確化を図る。(2)炉心損傷防止や影響緩和に関するサクセスシナリオを実証することによって実用化を促進するような安全研究の課題のうち、SERAPH計画に取り込むべきテーマを幅広く検討する。(3)個々の試験の内容や試験施設の仕様の妥当性、十分性を検討する。(4) SERAPH施設の成立性に係わる主要な要素技術について、それぞれが整合性を持つような概念を検討する。(5)各要素技術について、それぞれの性能向上を図ることにより、試験の要求条件を技術的に成立させる上での裕度を確保する一方、それらの性能を保証するための基礎的な研究の計画を具体化する。これまでの検討から、以下の結論が得られた。FBRの実用化段階において高水準の安全性を達成するために求められる安全確保の考え方と目標の設定を行った。その達成に必要な安全研究課題を摘出し、その研究手段のひとつとしてSERAPH計画を位置づけた。受動的安全特性を活用した炉心損傷への拡大防止,炉心損傷の早期終息、再臨界の排除等に重点を置いて幅広く試験の必要性の検討を行い、従来の検討成果を含め、全体的試験計画の形にまとめた。これらの試験研究、及び関連して進められるR&Dなどから取得される知見を総合すれば、上で述べた実用炉における安全性の目標が達成できるものと期待できるが、その達成のためには、特に、本計画で提案した炉内試験計画の推進が不可欠である。施設検討においては、概念設計研究を通じて駆動炉心構成を改良することにより、各要素技術の整合性を考慮したリファレンス炉心の概念が得られた。提案された各試験テーマについて、それぞれの要求条件に対する充足度の評価を行い、施設概念の基本的成立性の見通しを得た。性能保証のための基盤技術開発の端緒として、燃料ペレットの試作を行い、その製造可能性について目途が得られた。
大野 修司; 川田 耕嗣; 森川 智; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 91-029, 11 Pages, 1991/01
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河田 剛; 小嶋 裕; 金丸 好行; 若山 良典
no journal, ,
東海再処理施設において使用済燃料の再処理に伴って発生した放射性廃棄物の種別,量についての実績と傾向をまとめた。また、再処理から発生する廃棄物の廃棄体化に向けた課題について報告する。
河田 凌*; 大原 陽平*; 藤本 拓矢*; 西田 智*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 田上 浩孝; 鈴木 徹
no journal, ,
高速炉の炉心損傷事故時に炉心外に流出しデブリとなって堆積する炉心物質の移行挙動を解析するために、多流体モデルに個別要素法を組み込んだハイブリッド解析手法を開発し、粒子堆積挙動実験の解析によってモデル化手法の基本的な妥当性を検証した。
河田 凌*; 大原 陽平*; 藤本 拓矢*; 西田 智*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 田上 浩孝; 鈴木 徹
no journal, ,
高速炉の炉心損傷事故時に炉心外に流出しデブリとなって堆積する炉心物質の移行挙動を解析するために、多流体モデルに個別要素法を組み込んだハイブリッド解析手法を開発し、混合粒子堆積挙動の解析によってモデル化手法の基本的な妥当性を検証した。
