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4 fuel bundle under high pressure condition for validation of two-phase CFD code永武 拓; 柴田 光彦; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 吉田 啓之
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11
過酷事故を含む事故時の炉心冷却を評価する上では、ポンプなどが停止した低流速条件での気液二相流の挙動の把握が重要となる。本研究では低流速時における、炉心内の気液二相流挙動を実験的に把握するため、二相流解析コードTPFIT及びACE3Dの開発・改良、及び検証データ取得を目的としたワイヤーメッシュセンサーを用いた模擬燃料集合体内ボイド率分布の計測を行っている。本報では、44の非発熱模擬燃料集合体試験装置を用いて、蒸気-水系二相流のボイド率分布を、0.1MPaから2.6MPaまでの範囲において計測した結果について報告する。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本機械学会熱工学コンファレンス2018講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
核沸騰による高効率除熱には限界があり、その限界熱流束(CHF)を超えると冷却体伝熱面温度は急激に上昇し、伝熱面が焼損することが知られている。そのCHFを向上させるためナノ粒子を流体へ添加したナノ流体が注目を集めている。そのCHF発生機構解明において、伝熱面上の乾き面の形成が主要因であると考えられており、伝熱面上に形成した析出ナノ粒子層がCHFを向上させていることが示唆されているが、ナノ流体における乾き面の動的挙動は十分に明らかにされていない。本報では、水深を浅くしたプール沸騰実験を実施し、沸騰面上部から乾き面の目視観察と伝熱面面裏側から赤外線カメラを用いた伝熱面温度瞬時分布計測の実施により、既存研究の析出層が付着しない場合のCHF発生機構と同様に、伝熱面上で乾き面が形成後、乾き面周囲への熱伝導量上昇に伴う沸騰活性化による高熱流束域形成により液損耗が激しくなり、乾き面が拡大し、ついにはCHFに至ることを明らかにした。
小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
軽水炉をはじめとする超高熱流束を扱う機器において限界熱流束の評価は重要であるが、そのメカニズムはいまだ解明されていない。限界熱流束の予測モデルの一つであるマクロ液膜蒸発モデルにおいて、モデル内で用いる液膜量を評価するマクロ液膜形成モデルが提案されており、そのモデルの中では液膜は合体泡の接合時に蒸気泡の中に取り込まれることが仮定されている。本研究では、このモデルの仮定を数値解析を用いた流体力学的な観点で検証する。
田中 正暁; 小野 綾子; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹; 三宅 康洋*
日本機械学会関東支部茨城講演会2018講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2018/08
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、浸漬型炉内直接冷却器を有する炉上部プレナム部と炉心部からなるナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を対象に、試験解析に向けた準備として、適切な冷却器モデルの構築に着目して予備解析を実施した結果について報告する。
小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07
液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測評価手法の開発において必要な伝熱面ごく近傍の気泡の挙動や気泡同士の接合現象について、詳細二相流解析コードTPFITによる発泡,気泡生長および接合をシミュレートすることで知見を得る。本発表では、高圧域での沸騰現象の理解と、気泡形状の影響の理解のために、圧力をパラメタとした解析結果に基づいて、気泡の挙動に圧力が与える影響について報告する。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第55回日本伝熱シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/05
核沸騰による高効率除熱には限界があり、その限界熱流束(CHF)を超えると冷却体伝熱面温度は急激に上昇し、伝熱面が焼損することが知られている。その発生機構解明において、伝熱面上の乾き面の形成が主要因であることは示唆されているが、金属伝熱面における乾き面の動的挙動は明らかにされていない。本報では、水深を浅くしたプール沸騰実験を実施し、沸騰面上部から乾き面の目視観察と銅面裏側から赤外線カメラを用いた伝熱面温度瞬時分布計測の実施によって、伝熱面上で乾き面が形成後、乾き面周囲への熱伝導量上昇に伴う沸騰活性化による高熱流束域形成により液損耗が激しくなり、乾き面が拡大し、ついにはCHFに至ることを明らかにした。
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00431_1 - 16-00431_11, 2017/04
日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計及び安全評価用の解析手法の1つとしてプラント動特性解析コードSuper-COPDを開発している。本研究では、自然循環時の炉心内ナトリウム温度分布の予測精度を向上させるため、燃料集合体内摩擦損失係数導出方法の見直しを行った。本解析コードの妥当性確認の一環として、ナトリウム試験装置PLANDTLを用いた自然循環崩壊熱除去運転模擬試験の解析を実施したところ、炉心内ナトリウム温度分布の解析結果は試験結果とよく一致した。これにより、本解析コードが自然循環時の主要な炉心内熱流動現象である燃料集合体内/間の流量再配分、集合体間熱移行を適切に再現できることを示した。
小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(1), p.16-00217_1 - 16-00217_15, 2017/02
次世代型ナトリウム炉では、炉容器コンパクト化や建設コスト削減のため、主冷系が2ループになることや曲がりの強いショートエルボが配管の一部に採用される設計である。この場合、ホットレグ配管の直径は約1.27mとなり、その中を9m/sでナトリウムが流れる設計となる。このとき、レイノルズ数は4.710
に到達する。このような状況下では、ショートエルボ部で発生する圧力変動が加振力となる流力振動の発生が考えられる。本論文では、ショートエルボ内の非定常流動挙動に配管の入口条件が与える影響について研究された。実験では、バッフル板を用いて、エルボの上流の流動条件を設定した。粒子画像計測法により取得した速度ベクトル図より、入口条件は周囲二次流れに影響を与えることや、低周波数の乱れ成分はエルボの下流まで残存することを明らかにした。
小野 綾子; 上出 英樹; 小林 順; 堂田 哲広; 渡辺 収*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1385 - 1396, 2016/09
被引用回数：2 パーセンタイル：57.25(Nuclear Science & Technology)自然循環方式崩壊熱除去系は全電源喪失時の高速炉における受動的安全性として重要である。日本で設計がすすめられているループ型高速炉の崩壊熱除去系は、DRACSおよびPRACSより構成される。自然循環状態のプラント内熱流動現象を把握することは信頼性の高い完全自然循環方式崩壊熱除去系を開発するために必要である。本研究では、プラントにおける自然循環を考慮した熱流動現象を理解するためにプラント過渡応答試験施設を用いたナトリウム試験を実施した。スクラム過渡を模擬したナトリウム試験はPRACSが自然循環条件でスムーズに起動すること、スクラム後に模擬炉心が安定に冷却されることを示した。さらに、ループの圧力損失係数を変化させた実験からは外乱事象に対するPRACSのロバスト性を示した。
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之
第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/06
高速増殖炉の自然循環時炉心内では浮力や熱伝導の効果が卓越し、燃料集合体間/内流量再配分、集合体間熱移行、集合体間ギャップ部流れといった炉内熱流動現象が重要になる。日本原子力研究開発機構では、自然循環崩壊熱除去時の炉心最高温度を精度よく評価するため、これらの現象を考慮できる全炉心熱流動モデルを組み込んだプラント動特性解析コードSuper-COPDの整備を行っている。本報では、7本の模擬燃料集合体から成るナトリウム試験装置を用いた自然循環試験の解析を実施し、集合体間熱移行現象に関する本モデルの妥当性を確認した。
小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04
ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。
上出 英樹; 小野 綾子; 木村 暢之; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Companion CD (CD-ROM), 11 Pages, 2015/04
自然循環による崩壊熱除去は長期の全電源喪失時など高速炉の安全性評価において重要な特性である。ここでは7集合体炉心モデルを有するナトリウム試験装置を用い、自然循環時の炉心部熱流動現象並びに崩壊熱除去系における自然循環特性を明らかにした。炉心部では集合体間ギャップ部を通る自然対流(インターラッパーフロー)の顕著な除熱効果を確認するとともに、長期崩壊熱除去における空気冷却器の低温条件下での自然循環特性を明らかにした。また、崩壊熱除去系熱交換器の自然循環時の3次元熱流動現象(温度成層化やバイパスフロー)について3次元解析手法の適用性を実験との比較により示した。
布柴 達男*; 山内 理子*; 岩田 梨佳*; 佐藤 勝也; 大野 豊; 鳴海 一成*
JAEA-Review 2014-050, JAEA Takasaki Annual Report 2013, P. 124, 2015/03
The LOH (loss of heterozygosity) induction by various ion beam radiations was investigated in diploid . The ion beams 
C
, C
, 
He
and 
Ar
at the lowest dose of 37.5 Gy, which had 
10% lethality, induced LOH with 5
90%) resulted from homologous recombination. Pol
may be involved in the induction of LOH by ion beam radiations, because in the strain lacking Rev3, only slight induction of LOH was observed, whereas no remarkable effect of deletion for Pol was observed on ion beam induced LOH. In addition, the effects of 
extracts were examined on iron-beam radiation induced LOH, and ethanol extract of possessed inhibitory effect on LOH induced by C, He and Arion-beam radiation.
渡辺 収*; 大山 一弘*; 遠藤 淳二*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 上出 英樹; 村上 貴裕*; 江口 譲*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1102 - 1121, 2015/03
被引用回数：5 パーセンタイル：34.97(Nuclear Science & Technology)自然循環崩壊熱除去系を採用した1500MW出力ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性を確保するための自然循環評価手法を開発した。この評価手法は、炉心温度平坦化を考慮して炉心最高温度を評価できる1次元安全解析、1次系と崩壊熱除去系の局所的な流れや温度成層化を評価できる3次元流動解析、統計的安全評価手法から構成される。1次元及び3次元解析手法の妥当性をSFR1次冷却系の1/10スケール水試験と1次系及び崩壊熱除去系の1/7スケールナトリウム試験の結果を用いて確認し、1次元安全解析手法のSFR実機評価への適用性を乱流モデルが組込まれた3次元解析の結果との比較によって確認した。最後に、1次元安全解析手法を用いてSFR実機を対象とした統計的安全評価を実施した。
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11
The flow induced vibration (FIV) is concerned at the hot-leg piping of JSFR because of large Reynolds number in it. The pressure fluctuation in the piping causes FIV as the excitation force, which relates to velocity fluctuation. In this study, the measurement of pressure fluctuation in the elbow piping revealed that inlet velocity condition affect to the area of separation flow and the pressure fluctuation generated by the traversing of separation region. And, the measurement revealed that the pressure fluctuation with higher frequency significantly attenuated during the flow passed in the elbow.
木村 暢之; 小林 順; 亀山 祐理*; 長澤 一嘉*; 江連 俊樹; 小野 綾子; 上出 英樹
JAEA-Research 2014-009, 104 Pages, 2014/07
JAEA-Research-2014-009.pdf:15.23MBJAEA-Research-2014-009-appendix(CD-ROM).pdf:17.88MB
本研究では、T字管体系配管合流部におけるサーマルストライピングを対象とし、枝配管からの噴流が主配管壁面に沿って流れる壁面噴流条件における非定常の熱伝達挙動を明らかにする試験(WATLON試験)を実施した。試験では、流体温度分布と構造材温度分布の同時計測および構造材温度分布と主配管内の流速分布の同時計測を行い、流体混合部における壁面への熱伝達率および伝達挙動の局所流速依存性を把握した。試験の結果、壁面噴流条件での熱伝達率は、温度変動が特に大きい領域において、平滑な直管を対象としたDittus-Boelterの相関式に比べ、およそ2倍から6倍となることがわかった。さらに、壁面近傍における流速の増加と壁面における熱伝達率は相関があることがわかった。
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
曲率半径(Rc)と内径(D)が等しいショートエルボを有するNa冷却高速炉のホットレグ(H/L)配管では流動励起振動の発生が懸念されている。著者らは、整流された条件におけるエルボ内の流動構造は既報により報告した。しかしながら、実機H/L配管では、上部プレナムからの吸込み時に、強く乱れた条件となることが予測されている。本研究では、5種類の多孔板をエルボの上流側に設置して入口流速条件を人為的に変化させ、H/L配管での吸込み部の流速条件がエルボ配管内の流動構造に及ぼす影響を調べることを目的に、粒子画像計測法による流速場計測を行った。入口の流速分布によってエルボ内部の流動構造は変化し、入口で与えられた乱れ成分のうち低周波成分は下流側まで残存することが分かった。
堺 公明; 山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 大島 宏之; 金子 哲也*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 岩本 幸治*; et al.
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2013/05
流動励起振動評価手法の開発は、手法の検証に旋回流と偏流条件を含む高レイノルズ数条件の個別効果実験データ利用できるというマイルストーンに達した。一方、技術基準はナトリウム冷却高速炉の設計者向けに文書化することが好ましい。このような背景から、JSFRホットレグ配管の流動励起振動設計ガイドラインが文書化された。本論文では主要な個別効果実験に基づいた流動励起振動設計手法ガイドラインとガイドラインの補足的な解釈も記述する。
小野 綾子; 小林 順; 上出 英樹; 渡辺 収*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却型高速増殖炉(JSFR)では原子炉スクラム時に低温停止状態へ移行させるために中間熱交換器(IHX)上部プレナム内に設置された1次系共用型炉心冷却系(PRACS)の熱交換器(PHX)によって崩壊熱の除去を行う。PRACSを運用するにあたり設定除熱量の大きさや循環形態(強制循環/自然循環)は、PRACSに設置された空気冷却器(AC)の出口温度に直接影響し、続いてPHXの出入口温度へ影響を与える。また、ループ内の温度分布に影響を及ぼすため、電源喪失時の自然循環流量にも影響する。これらは、機器の熱負荷に対する健全性や、除熱性能そのものにかかわるため、十分にその挙動を把握する必要がある。本研究では、ナトリウム試験によって、PRACSの多様な運転方法による系統内の機器出入口の温度変動及び自然循環流量の発達過程に関する知見を得た。
