検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 26 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Experimental and analytical investigation of formation and cooling phenomena in high temperature debris bed

堀田 亮年*; 秋葉 美幸*; 森田 彰伸*; Konovalenko, A.*; Vilanueva, W.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; Thakre, S.*; Hoseyni, S. M.*; Sk$"o$ld, P.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.353 - 369, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Key phenomena in the cooling states of debris beds under wet cavity conditions were classified into several groups based on the complicated geometry, nonhomogeneous porosity and volumetric heat of debris beds. These configurations may change due to the molten jet breakup, droplet agglomeration, anisotropic melt spreading, two-phase flow in a debris bed, particle self-leveling and penetration of molten metals into a particle bed. The modular code system THERMOS was designed for evaluating the cooling states of underwater debris beds. Three additional tests, DEFOR-A, PULiMS and REMCOD were employed to validate implemented models. This paper summarizes the entire test plan and representative data trends prior to starting individual data analyses and validations of specific models that are planned to be performed in the later phases. It also tries to report research questions to be answered in future works, such as various scales of melt-coolant interactions observed in the PULiMS tests.

論文

CFD analysis of hydrogen flame acceleration with burning velocity models

茂木 孝介; Trianti, N.; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4324 - 4335, 2019/08

Hydrogen managements under severe accidents are one of the most crucial problems and have attracted a great deal of attention after the occurrence of hydrogen explosions in the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in March 2011. The primary purpose of our research is improvements in computational fluid dynamics techniques to simulate hydrogen combustion. Our target of analysis is ENACCEF2 hydrogen combustion benchmark test conducted in the framework of ETOSON-MITHYGENE project. Flame acceleration experiments of hydrogen premixed turbulent combustions were simulated by the Turbulent Flame Closure (TFC) model. We implemented several laminar flame speed correlations and turbulent flame speed models on XiFoam solver of OpenFOAM and compared the results to investigate the applicability of these correlation and model equations. We found that all the laminar flame speed correlations could predict qualitative behavior of the flame acceleration, but Ravi & Petersen laminar flame speed correlation that is originally implemented in OpenFOAM underestimated the maximum flame speed for the lean hydrogen concentration. Zimont model and G$"u$lder model of the turbulent flame speed could reasonably simulate the flame acceleration behavior and maximum pressure peaks. The flame velocities calculated with G$"u$lder model tend to be faster than that calculated with Zimont model.

論文

Fluid dynamic analysis on hydrogen deflagration in vertical flow channel with annular obstacles

松本 俊慶; 佐藤 允俊; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

Hydrogen combustion including deflagration and detonation could become a significant threat to the integrity of containment vessel or reactor building in a severe accident of nuclear power stations. In the present study, numerical analyses were carried out for the ENACCEF No.153 test to develop computational techniques to evaluate the flame acceleration phenomenon during the hydrogen deflagration. This experiment investigated flame propagation in the hydrogen-air premixed gas in a vertical channel with flow obstacles. The reactingFoam solver of the open source CFD code, OpenFOAM, was used for the present analysis. Nineteen elementary chemical reactions were considered for the overall process of the hydrogen combustion. For a turbulent flow, renormalization group (RNG) k-e two-equation model was used in combination with wall functions. Three manners of nodalization were applied and its influences on the flame propagation acceleration were discussed.

論文

Thermofluid dynamic analysis for THAI tests with passive hydrogen recombiner

佐藤 允俊; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017) (Internet), 12 Pages, 2017/05

In this study, thermofluid dynamic analyses were carried out for 3 tests, HR3, HR5 and HR12 in the OECD/NEA THAI project, with the Passive autocatalytic recombiner (PAR) manufactured by AREVA. The major parameters in these 3 tests were the initial pressure and steam concentration in the test vessel. The analyses were performed with an open source computational fluid dynamics code, OpenFOAM. The solver was modified by embedding the correlation equations of hydrogen recombination rate for the PAR. The results from the present analyses indicated that the modified solver well reproduced the measured characteristics for PAR behaviour such as hydrogen recombination rate, flow velocity and temperature distribution, hydrogen and oxygen concentration, and so on.

論文

Improvement of ex-vessel molten core behavior models for the JASMINE code

松本 俊慶; 川部 隆平; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/11

シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器外に放出される場合の格納容器破損防止対策として、事前注水や格納容器スプレイによりペデスタルやキャビティに予め水を張ることが考えられている。このときの燃料デブリ冷却性を評価するため、JASMINEコードの溶融炉心挙動モデルを改良した。溶融炉心がジェット状に水中に落下する際、水との相互作用により粒子状のデブリを放出する(ブレークアップ)。冷却性に影響を及ぼすデブリ粒径分布の取り扱いを改良し、スウェーデン王立工科大学(KTH)で実施されたジェットブレークアップ実験DEFOR-Aの解析を行い、実験結果と比較した。また、溶融ジェットが床面に到達するとメルトプールを形成し、水平方向に広がる。冷却性評価で重要となる広がり面積を評価するため、クラスト形成モデル等を導入し、同じくKTHで実施されたメルト広がり実験PULiMSの解析を行い、実験結果と比較した。両現象の評価精度の向上に向けて、さらなる改良点を検討した。

論文

Analysis with CFD code for THAI test on thermal-hydraulics during PAR activation

佐藤 允俊; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

A numerical analysis was carried out on the thermal-hydraulic behavior during the operation of the PAR for the HR-5 test conducted in the OECD/NEA THAI project. In the HR-5 test, measurements were performed in the test vessel on the volume fractions of oxygen and hydrogen, gas temperature, pressure, flow velocity at the PAR inlet and so on. The open source code OpenFOAM was used for the present study with the reactingFoam solver which is appropriate to treat thermal-hydraulic phenomena including chemical reactions. The code was implemented with the correlation equations for the PAR used in the HR-5 and was modified to be capable of calculating the gas composition change during the recombination of hydrogen and oxygen. Comparison was made between the analysis and experimental results in the gas volume fraction and so on. It was shown that the analyses well reproduced the recombination behavior at the PAR and influences of the recombination heat on the thermal-hydraulic behavior.

論文

Analysis for progression of accident at Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station with THALES2 code

松本 俊慶; 石川 淳; 丸山 結

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4033 - 4043, 2015/08

The analysis of the progressions of the accidents at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station units 1 and 2 were performed with the THALES2/KICHE code. The analytical conditions were set on the basis of the information provided in the OECD/NEA BSAF project. The CV failures were assumed in the both units. The DW and S/C failure case was set as the CV failure of unit 2. The results of the analyses have indicated that the oxidation of the zirconium of the fuel cladding tube generated approximately 1,200 kg of hydrogen in both units. It is indicated that 80% of cesium and iodine distributed in the water phase of S/C due to the scrubbing. Cesium was released into the environment mainly as the form of CsOH or CsI. The release fraction has been predicted as 10E-3 for unit 1 and 10E-1 for unit 2. I2 and organic iodine were formed as the result of the chemical reaction in the water phase of S/C, and their released fractions were at the order of 10E-3 for unit 1 and 2.

論文

Estimation of heat transfer coefficient and flow characteristics on heat transfer tube in sodium-water reaction

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(3), p.315 - 321, 2011/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.5(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉では、伝熱管損傷時に水蒸気がナトリウム中へ漏えいしナトリウム-水反応が生じる。本研究では、ナトリウム-水反応実験で得られた温度データを用いて数値解析によってナトリウム側の熱伝達率を評価した。熱伝達率は反応中に大きく振動し、流動特性によって影響を受けることを確認した。その結果、ナトリウム-水反応時に伝熱管近傍の流動様式を推定することができた。

論文

Numerical study on correlation of heat transfer coefficient with void fraction at heat transfer tube surface in sodium water reaction

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/09

高速炉蒸気発生器でのナトリウム-水反応領域にある伝熱管の高温ラプチャ評価には流体-伝熱管の熱移行量評価が必要となる。管表面熱伝達率は伝熱管周囲の流体速度やボイド率の影響を受けるため、本報では、ナトリウム-水反応時の伝熱管近傍の流動様式を定量評価し、反応流域での管外熱伝達率とボイド率の相関関係を構築し、相関図をもとにナトリウム-水反応実験時のボイド率分布の時間変化を評価した。

論文

Estimation of heat transfer coefficient and flow characteristics on heat transfer tube in sodium water reaction

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の安全評価においては、伝熱管破損時の破損伝播、すなわち発生するナトリウム-水反応現象が隣接する健全な伝熱管に影響を及ぼす可能性を評価することが重要である。隣接伝熱管の温度評価には、周囲の流体からの熱移行量を求める必要があるが、その計算には伝熱管表面での熱伝達係数を与えなければならない。そこで本研究では、過去に実施されたナトリウム中水リーク試験SWAT-1Rで得られた温度測定データを用い、伝熱管表面での熱伝達係数を見積もった。さらに、温度測定データ及び熱伝達係数の情報から伝熱管近傍での流動状態を推定した。

口頭

ナトリウム-水反応時における周辺伝熱管への熱移行特性評価

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 大島 宏之

no journal, , 

高速炉の蒸気発生器では伝熱管を介して水とナトリウム(Na)が熱を交換する。伝熱管が破損しNa中に水が漏洩すると高温のジェット流が発生する。これにより周辺の伝熱管が加熱され材料強度が劣化し、内部圧力により破損する高温ラプチャが発生する危険性がある。本研究では、高温ラプチャ現象を評価することを目的として、伝熱管管壁温度を評価するための解析手法を開発し、SWAT-1R試験を対象に検証解析を実施した。試験で測定された伝熱管近傍Na温度履歴を入力として解析を実施した結果、伝熱管内部への熱移行量及び温度上昇を正しく評価することができ、本解析手法の妥当性を確認した。

口頭

ナトリウム-水反応実験による伝熱管外表面での熱伝達率の数値解析による推量

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之

no journal, , 

高速炉の蒸気発生器中のナトリウム-水反応を模擬したSWAT-1R実験において、周辺伝熱管の外表面の熱伝達率を逆問題解析により推定し、反応中における熱伝達率の時刻変化から、その位置における相状態について考察した。

口頭

ナトリウム-水反応における伝熱管表面熱伝達率とボイド率相関に関する考察

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之

no journal, , 

高速炉蒸気発生器でのナトリウム-水反応領域にある伝熱管の高温ラプチャ評価には流体-伝熱管の熱移行量評価が必要となる。管表面における熱伝達率は、伝熱管周囲の流体速度,ボイド率等により決まる。本報告では、ナトリウム-水反応中の伝熱管近傍の流動様式を定量評価することを目的として、反応領域における熱伝達率-ボイド率相関図の構築を行うとともに、相関図を用いたナトリウム-水反応時のボイド率履歴を評価した。

口頭

ボイド率-熱伝達率係数相関ダイアグラムを用いた伝熱管高温ラプチャ評価手法の構築

松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器のナトリウム-水反応現象に関して、反応領域中において、ボイド率$$alpha$$-熱伝達率h相関図を用いて熱伝達率を推定して管壁温度を解析する高温ラプチャ評価手法を構築した。本手法を多次元Na-水反応場数値解析の結果に適用して、高温ラプチャの可能性や発生時刻の評価を行った結果について報告する。

口頭

CFDコードによる大規模水素爆燃実験の解析

松本 俊慶; 丸山 結

no journal, , 

シビアアクシデント時の水素燃焼の評価は原子力施設の安全性の観点から重要である。シビアアクシデントでは非常に多くの状況が考えられるため、CFDコードによって水素燃焼現象を把握することが有効である。本研究では汎用のCFDコードFLUENTを用いて、OECD/NEAによるTHAI装置を用いた大規模水素爆燃実験の解析を行った。解析の結果は、火炎伝播の到達時間の予測について実験との整合性を示した。

口頭

集中定数系コードによる大規模水素爆燃実験の解析

丸山 結; 松本 俊慶

no journal, , 

OECD/NEAのTHAI計画で実施された水素/空気系大規模爆燃実験の解析に集中定数系のシビアアクシデント総合解析コードMELCORを適用した。水素/空気混合気体の初期温度が高い条件の実験(360$$sim$$410K)において、水素の初期濃度によっては、MELCORコードの解析が燃焼後の雰囲気最高温度及び最高圧力を大幅に過小評価する結果となったため、THAI実験の分析に基づいて、混合気体初期温度への依存性を考慮できるよう燃焼の完全性(Combustion Completeness)にかかわるモデルを修正した。修正したモデルを用いることにより、MELCORコードによる解析結果と実験結果が同程度になることが明示された。

口頭

$$gamma$$カメラによる福島第一2号機原子炉建屋オペレーティングフロアの汚染部位計測,2; $$gamma$$カメラの性能確認試験

岡田 尚; 金山 文彦; 福嶋 峰夫; 吉元 勝起; 羽生 敏紀; 川野邊 崇之; 高橋 嘉明*; 及川 景晴*; 松本 康弘*; 岸 和良*; et al.

no journal, , 

原子力機構が開発した$$gamma$$カメラによる2号機原子炉建屋オペレーティングフロアの汚染部位計測を行うにあたり、同様の測定条件で装置の性能及び無線遠隔操作の確認のための試験を実施し、測定精度や精度に影響を与える要因等を確認した。

口頭

$$gamma$$カメラによる福島第一2号機原子炉建屋オペレーティングフロアの汚染部位計測,3; オペレーティングフロアの汚染部位計測及び解析評価

福嶋 峰夫; 岡田 尚; 金山 文彦; 吉元 勝起; 羽生 敏紀; 川野邊 崇之; 高橋 嘉明*; 及川 景晴*; 松本 康弘*; 岸 和良*; et al.

no journal, , 

$$gamma$$カメラ($$gamma$$-eyeII)による福島第一2号機原子炉建屋オペレーティングフロアの汚染部位計測をブローアウトパネル(BOP)開口部から行った結果、主たる汚染は原子炉ウェル上部であり、原子炉ウェル奥西側の床面は検出下限値以下の汚染であった。

口頭

Development and application of methodologies for source term analysis

丸山 結; 石川 淳; Zheng, X.; 城戸 健太朗; 松本 俊慶; 塩津 弘之; 伊藤 裕人; 玉置 等史

no journal, , 

An integral code system for severe accident analysis in light water reactors, THALES2/KICHE, has been developed at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The core melt progression and the transportation of radioactive materials within reactor coolant system (RCS) and containment vessel (CV) are analyzed with THALES2 code in conjunction with KICHE code for the iodine reaction kinetics in aqueous phase. The applications of THALES2/KICHE code have been made in various analytical studies for severe accident progression, including analyses for the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) in order to obtain technical knowledge on the source term into the environment and the core damage state.

口頭

格納容器内先行注水による溶融炉心冷却挙動に関する研究,4; JASMINEコードにおけるジェットブレークアップモデルの改良

松本 俊慶; 川部 隆平; 杉山 智之; 丸山 結

no journal, , 

シビアアクシデント時の溶融炉心放出への対策として、格納容器下部への先行注水が検討されている。ジェット状に水中に落下する溶融炉心の冷却性評価手法の高度化のため、JASMINEコードの改良を行った。また、実験の解析を行い、高度化に必要な課題の検討を行った。

26 件中 1件目~20件目を表示