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論文

Sodium fire models for in- and ex-vessel safety analysis code SPECTRA

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之

Transactions of the American Nuclear Society, 122(1), p.862 - 865, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉における過酷事故を含む多様なシナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールとしてSPECTRAコードを開発している。本報ではSPECTRAコードの全体像および、ナトリウム燃焼モデルの概要と検証・妥当性評価について述べる。SPECTRAは炉内/炉内のそれぞれでの熱, 物質, 運動量輸送を計算する炉内・炉外基本モジュールをベースとして、両基本モジュールを連成させることで炉内・炉外事象を一貫して解析する。また炉内における溶融燃料挙動や、炉外でのナトリウム化学反応等の主要な個別現象はサブモジュールによって計算される。ナトリウム燃焼サブモジュールは、既存のナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSから物理モデルを抽出し、SPECTRAへ組み込まれている。検証では、既存コードによる結果と比較し、良好に一致することが確認されている。また基礎的な妥当性確認として、単一液滴落下実験(FDシリーズ)のベンチマーク解析を実施し、SPECTRAによる解析結果は落下速度や燃焼率について実験結果を良好に再現している。

論文

伝熱管破損伝播事象に対する数値解析コードLEAP-IIIの開発

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00353_1 - 19-00353_6, 2020/03

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。

論文

PIRT手法によるナトリウム火災時の重要現象評価

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00366_1 - 19-00366_8, 2020/03

ナトリウム(Na)冷却高速炉においては、冷却材Naの漏えいに伴うNa火災の発生が懸念されている。Na火災時の種々の影響を評価するため、原子力機構ではNa燃焼解析コードを開発している。本報では、Na火災事象における関連現象の重要度評価および重要現象に対する評価マトリクスの構築とともに、評価マトリクスに基づくNa燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSの妥当性評価解析について述べる。妥当性評価解析は、Run-E1スプレイ燃焼実験に対して実施し、両解析コードによる圧力変化挙動は実験結果と良好な一致を示した。

論文

今後の高速炉サイクル研究開発; 原子力機構の取組

早船 浩樹; 前田 誠一郎; 大島 宏之

日本原子力学会誌, 61(11), p.798 - 803, 2019/11

2018年12月の原子力関係閣僚会議で決定された「戦略ロードマップ」では、今後の10年程度の開発作業が特定され、その中で原子力機構(JAEA)が果たすべき役割が提示された。これを受けて、JAEAでは、高速炉サイクルの炉システム分野と燃料サイクル分野(再処理技術,燃料製造技術,燃料・材料開発)の当面5年程度の研究開発計画の大枠を作成した。今後は当該研究開発計画を元にしてJAEAとしての主体的な研究開発を推進すると共に、得られた研究開発成果をJAEAが有する各種の試験機能と合わせて民間等の活動に提供すること等を通じて、今後の高速炉開発に対して積極的に貢献していく。本稿では、JAEAの取組方針、これを受けた大枠の研究開発項目の概要(先進的設計評価・支援手法: ARKADIAの整備、規格基準体系の整備、安全性向上技術の開発、燃料サイクル分野の研究開発)、国際協力の活用方針と人材育成、今後の展開について解説した。

論文

Experiments on gas entrainment phenomena due to free surface vortex induced by flow passing beside stagnation region

江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*

Nuclear Engineering and Design, 350, p.90 - 97, 2019/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:43.43(Nuclear Science & Technology)

本論文では、よどみ領域周辺のせん断流により発生する自由表面渦型のガス巻込みに関する実験結果を報告する。実験では、水平方向流速および吸込み速度を数条件変化させ、液面のくぼみ形状と渦周囲の速度分布の関係を、可視化と粒子画像流速測定法により同時に把握し、液面直下と液面と吸込みノズル中間断面の速度分布から循環と鉛直速度勾配を評価した。ガス巻込みの評価手法開発の基礎的なデータとして、循環、鉛直速度勾配、およびガスコア長それぞれの時間発達の関係を定量的に取得した。その上で、渦モデルに基づくガス巻込み評価が有効であることを確認した。

論文

Development of a fast reactor and related thermal hydraulics studies in Japan

大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.2095 - 2107, 2019/08

日本ではシビアアクシデント(CDA)対策を重要な視点としてナトリウム冷却高速炉の開発を行ってきた。安全性強化とCDA対策に関連した研究の近年の進捗として、外部事象の一つである火山噴火のPRA, CDA時の崩壊熱除去に関する模擬試験、CDA時の溶融炉心燃料の挙動を評価する上で重要な、ナトリウムプール中の溶融燃料の分散特性にかかる基礎試験などを実施してきた。本論文では、これらの成果について述べる。

論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

Subchannel analysis of thermal-hydraulics in a fuel assembly with inner duct structure of a sodium-cooled fast reactor

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(2), p.021001_1 - 021001_12, 2019/04

原子力機構では、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討における炉心損傷事故に対する安全対策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。本研究では、サブチャンネル解析コード(ASFRE)を用いFAIDUS内の熱流動特性について調べた。FAIDUSの解析を実施する前に、模擬燃料集合体試験を対象として解析を行いASFREの妥当性を確認した。大型炉の内部ダクトのない典型的な燃料集合体と内部ダクトを有するFAIDUSを対象に高流量および低流量条件下での熱流動解析を実施し、FAIDUS内の温度分布について、内部ダクトのない燃料集合体と同様に顕著な非対称性が生じないことを示した。

論文

Improvement of steam generator tube failure propagation analysis code LEAP for evaluation of overheating rupture

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 栗原 成計; 浜田 広次; 大島 宏之

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.201 - 209, 2019/02

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

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無を評価することが重要な課題となっている。本研究では、既存の伝熱管破損伝播解析コードにおいて高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析手法を開発した。液体ナトリウム中水蒸気噴出試験を解析し、同解析手法の適用性を確認した。

論文

Development of unstructured mesh-based numerical method for sodium-water reaction phenomenon

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之

Nuclear Technology, 205(1-2), p.119 - 127, 2019/01

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

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布やマッハディスクの形成位置が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。

論文

Multi-dimensional numerical investigation of sodium spray combustion; Benchmark analysis of SNL T3 experiment

曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Denman, M. R.*

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11

日米国際協力CNWGの枠組みの一環として、Sandia National Laboratoriesと原子力機構の共同でSNL T3/T4試験をベンチマーク解析に用いて多次元解析コードAQUA-SFと質点系コードSPHINCSを利用し、ナトリウム燃焼の研究を進めている。本著ではT3試験を使用し乱流効果や液滴輻射といった多次元効果の影響を明らかにするためにAQUA-SFの感度解析を行った。その結果、乱流効果や液滴輻射がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。

論文

Development of numerical analysis method for tube failure propagation under sodium-water reaction accident

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。

論文

Development of semi-implicit particle method for simulating sodium-water chemical reaction

Li, J.*; Jang, S.*; 山口 彰*; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 4 Pages, 2018/11

粒子法を用いたナトリウム-水反応解析手法を開発した。本手法では、水蒸気と液体ナトリウム、水蒸気とナトリウムガスの化学反応モデルを粒子法に取り入れている。解析手法の妥当性確認として水中水蒸気噴出試験を解析し、噴流速度の変化が比較用データと良く一致することを確認した。さらには、伝熱管群の存在する体系でナトリウム-水反応が発生する状況を解析し、噴流速度,水蒸気体積率、及び温度が適切であることを確認した。

論文

Study on gas entrainment from unstable drifting vortexes on liquid surface

平川 萌*; 菊池 祐一郎*; 堺 公明*; 田中 正暁; 大島 宏之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

ナトリウム冷却高速炉において、ガス通過による予期しない炉心反応度の投入を防止するため、カバーガス空間にある自由液面からのガス巻き込み現象は重要な評価課題となっている。本研究では、回流水槽を利用した実験で観察された自由液面を移動する非定常渦のガス巻込み現象の解析を行い、実験結果と比較して解析手法の妥当性について検討するとともに、解析結果に対し、原子力機構で開発された評価ツール(StreamViewer)を適用して、自由液面からのガスコア長さの評価を実施した。

論文

Visualization study on droplet-entrainment in a high-speed gas jet into a liquid pool

杉本 太郎*; 齋藤 慎平*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

Na冷却高速炉の蒸気発生器内伝熱管破損時Na-水反応現象に対する数値解析コードの妥当性評価に資するため、水中に高圧空気が噴出した際に噴流の気液界面から液滴がエントレインされる様子を可視化し、その挙動について調べた。本実験により、気液界面から比較的大きい径の液滴が生成した後、小径の液滴へ微粒化するなどの挙動を明らかとした。

論文

ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去時における炉内熱流動評価手法の高度化,1; 径方向熱移行現象評価に関わるサブチャンネル解析コードASFERの妥当性確認解析

菊地 紀宏; 堂田 哲広; 橋本 昭彦*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06

高速炉の安全性強化の観点から、循環ポンプ等の動的機器を必要としない自然循環冷却が期待されている。自然循環時の炉心流量は定格運転時の2から3%程度となり、隣接する燃料集合体間の径方向熱移行や浮力による炉心内流量再配分が、炉心全体及び燃料集合体内の温度分布に与える影響が相対的に強くなる。自然循環時の燃料集合体内温度分布評価では、この燃料集合間熱移行の考慮が重要となる。本研究では、燃料集合体内熱流動解析と連成させた炉心全体の熱流動解析評価手法整備の前段階として、低流量かつ径方向熱移行量が大きい条件での燃料集合体内熱流動に対するサブチャンネル解析コードASFREの妥当性確認を目的に、隣接集合体間の径方向熱移行が発生する条件で実施されたナトリウム試験を対象とした試験解析を実施した。計測結果との比較により、これまで集合体単体を対象に整備を進めてきたASFREの既存物理モデルである、圧力損失を評価するDistributed Resistance Model及び集合体内の乱流混合を評価するTodreas-Turi Modelの径方向熱移行現象評価への適用性及び解析結果の妥当性確認を行った。

論文

ナトリウム-水反応現象解析コードSERAPHIMに対する非構造格子用解析手法の適用

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00394_1 - 17-00394_6, 2018/03

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発し、SERAPHIMコードに組み込んだ。組み込み後SERAPHIMコードにより不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致することを確認した。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした試解析も実施し、妥当と考えられる解析結果を得た。

論文

SNL/JAEA collaboration on sodium fire benchmarking

Clark, A. J.*; Denman, M. R.*; 高田 孝; 大島 宏之

SAND2017-12409, 39 Pages, 2017/11

サンディア国立研究所(SNL)と原子力機構(JAEA)においてナトリウム燃焼解析コードCONTAIN-LMR(SNL)並びにSPHINCS(JAEA)を用いた共同ベンチマークを実施した。解析対象はSNLで実施されたスプレイ燃焼実験(T3/T4)であり、漏えいナトリウム量20kg、ナトリウム温度200$$^{circ}$$C(T3)、500$$^{circ}$$C(T4)である。実験ではナトリウムの部分的失火(T3)、外部ポートの破損(T4)と現象的にベンチマークが難しいが両コードとも概ね妥当な結果が得られた。SPHINCSコードではプール上に蓄積されたナトリウム燃焼のモデルがCONTAIN-LMRに比べ高精度であるため、T3実験において実験後半の再現性はCONTAIN-LMRよりも良い結果であった。

論文

Development of unstructured mesh-based numerical method for sodium-water reaction phenomenon in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1036 - 1045, 2017/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:59.49(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。構造格子及び非構造格子を用いた解析から、非構造格子を適用することの効果についても確認した。

論文

Experiments on gas entrainment phenomena due to free surface vortex induced by flow passing beside stagnation region

江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

ナトリウム冷却高速炉設計の重要課題である液面からのカバーガス巻込みについて、よどみ部と周辺流れの間に発生する自由表面渦ガス巻込みに関する実験研究を行った。水平および吸込み流速を数条件変化させ、自由液面の可視化と粒子画像流速計測適用することで自由液面部くぼみ形状と渦廻りの流速分布をそれぞれ同時に計測した。実験で得られた液面形状および速度分布より、ガス巻込み渦に関する循環、鉛直報告速度勾配およびくぼみ形状それぞれの時間発達の関係をガス巻込み評価手法整備用の基礎実験データとして定量把握した。さらに、渦モデルに基づくガス巻込み評価の有効性を確認した。

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