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江連 俊樹; 秋元 雄太; 小野島 貴光; 栗原 成計; 田中 正暁
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), 11 Pages, 2023/08
浸漬直接熱交換器による炉心崩壊熱除去中の熱流動挙動を把握するため、ナトリウム試験装置PLANDTL-2を用いた試験研究を実施した。PLANDTL-2の模擬炉心は55体の六角流路管で構成され、複数列の燃料集合体を有する炉心領域の冷却挙動を炉心径方向の熱流動挙動を含めて把握することが可能である。本研究では、浸漬直接熱交換器を用いた炉心崩壊熱除去について、炉心スクラム後を対象とする試験を実施し、模擬炉心領域を含む系統全体の温度の時間変化を計測した。その結果、模擬炉心領域において過度に歪んだ径方向温度分布が生じないことを確認した。
秋元 雄太; 江連 俊樹; 小野島 貴光; 栗原 成計
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
日本原子力研究開発機構においては、崩壊熱除去時の原子炉容器内の熱流体挙動を評価するための数値解析手法が開発されている。これらの評価手法の妥当性確認においては、数値解法やシミュレーションの入力パラメータの不確かさに加えて、実験データの不確かさを定量的に評価することが重要となる。このような観点から、日本原子力研究開発機構では自然循環による崩壊熱除去時のナトリウム試験を対象とした実験データベースと不確かさ評価手法の整備を進めている。本研究では、ナトリウム試験における熱電対の相対校正時の不確かさ評価手法が提案され、PLANDTL-2で実施された崩壊熱除去試験の実験データに適用された。その結果、実験データの不確かさを評価することに成功し、本手法のナトリウム試験における温度計測への適用性が確認された。
秋元 雄太; 江連 俊樹; 小野島 貴光; 栗原 成計
第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2021/07
ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去システムに関する試験データベースの信頼性向上を目的として、ナトリウムを作動流体とした熱流動試験における温度計測データの不確かさ評価について検討した。本報では、ナトリウム試験装置PLANDTL-2の試験体内部に固定された熱電対の相対校正時の不確かさ評価において、試験体放熱の影響および基準熱電対の不確かさを考慮した新たな方法を検討し、測定値の信頼区間を求めた結果について報告する。
江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; 小林 順; 栗原 成計; 亀山 祐理*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.3355 - 3363, 2019/08
ナトリウム冷却炉の安全性強化の一環として、模擬炉心部として電気ヒータによる加熱チャンネル30体と非加熱チャンネル25体を有するPLANDTL2試験装置を用い、崩壊熱除去システム作動時を対象とする定常ナトリウム試験を実施した。本研究では、崩壊熱除去システムとして、上部プレナム内に設置した浸漬型直接熱交換器(DHX)を有する直接反応器補助冷却システム(DRACS)を用いた。本報では、主循環系統内を流動させずにDRACSを作動させた条件下で実施した予備試験結果について、DHX運転下における炉心プレナム間の相互作用および燃料集合体外側からの炉心冷却挙動を含めて報告する。
内山 尚基*; 小澤 達也*; 佐藤 康士*; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁
FAPIG, (194), p.12 - 18, 2018/02
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の安全性を更に高めるために、シビアアクシデントへの進展防止、事象進展の緩和方策として崩壊熱除去系の多様化を目指している。そのために、大洗研究開発センター内に設置されている、原子炉容器内の自然循環による崩壊熱除去時の熱流動現象の確認が実液(ナトリウム)でできる「プラント過渡応答試験装置(プラントル施設: PLANDTL)」の整備を進めている。本稿では、川崎重工業が原子力機構から受注し、2014年度
2016年度にかけて行ったプラントル施設の模擬炉心、原子炉容器上部プレナムおよび炉内構造物の改造に係わる機器製作、据付け作業について紹介する。
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。
相澤 康介; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁; 大野 修司; 上出 英樹; 長澤 一嘉*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12
アドバンストループ型ナトリウム炉であるJSFRでは、炉心上部のサーマルストライピング現象が課題である。制御棒から流出する低温ナトリウムと燃料集合体から流出する高温ナトリウムの混合により炉心上部機構下部の炉心計装取付板(CIP)において温度変動が生じ、そこで高サイクル熱疲労が生じる可能性がある。したがって、CIP周辺のサーマルストライピング現象を検討するため、1/3縮尺5集合体モデル水試験を実施した。試験装置は、中心に制御棒チャンネル、制御棒チャンネルの周囲4箇所に燃料集合体チャンネル、及びCIPを模擬した。高温噴流と低温噴流の温度差、高温噴流と低温噴流の流速比、流速比同一条件における高温噴流流速をパラメータとして試験を実施した。流量比はJSFRと同一とし、高温流速はJSFRの1/3としたケースをリファレンス条件とした。試験の結果、CIP近傍の温度変動挙動は流速比に依存することを示した。また、CIP近傍において、スパイク状の急峻な温度低下を伴う温度変動が確認された。このスパイク状の温度変動は、構造材に伝達する過程で大幅に減衰することを確認した。さらに、流体から構造材への熱伝達挙動を評価することにより、熱伝達特性を把握した。
萩原 裕之; 木村 暢之*; 小野島 貴光; 長澤 一嘉*; 上出 英樹; 田中 正暁
JAEA-Research 2014-014, 178 Pages, 2014/09
JAEA-Research-2014-014.pdf:53.12MB
日本原子力研究開発機構で設計検討が行われているナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉スクラム時において、炉上部プレナム内に温度成層化現象が発生する。成層界面では鉛直方向に急峻な温度勾配が形成され、時間経過とともに成層界面が上昇すると、炉容器壁に熱荷重が発生する。これまでに、強制循環試験(15%流量)を実施し、炉容器壁の熱応力に対して構造健全性を担保できる見通しを得ている。今回、1/11縮尺上部プレナム水流動試験装置により、強制循環から自然循環へ系統運用を変更した試験を実施した。加えて、直接炉心冷却系熱交換器(DHX)を運転した試験を実施した。本試験により、自然循環に系統運用を変更することで、成層界面での温度勾配が1/3程度に低下し、スクラム時の炉容器壁の構造健全性の裕度が大幅に増加することを明らかにした。また、DHXを運転した場合、DHX出口からの低温流体により、炉容器壁に急峻な温度勾配が生じることを明らかにした。
江連 俊樹; 伊藤 啓; 木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹; 亀山 祐理*
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05
液中渦キャビテーションついて、流体の粘性が発生に与える影響を明らかにするため、円筒の水体系における実験研究を実施した。水の動粘性及び吸込み管流速をパラメータとして数条件変化させ、流速鉛直及び水平断面における流速分布を把握した。試験の結果、フローパターンや、渦周囲の循環の大きさなど渦構造について把握するとともに、容器底面から吸込みノズルへ向けて渦が発達する過程を明らかにした。これらの結果を液中渦キャビテーション発生条件の整理に反映した。
江連 俊樹; 伊藤 啓; 小野島 貴光; 木村 暢之; 上出 英樹
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
本研究では、JSFRの1/22縮尺水試験モデルを用いて動粘性係数(
)及び圧力(
)を変化させた試験を行い、液中渦キャビテーションの発生挙動を可視化と画像処理により定量的に把握した。試験の結果、液中渦キャビテーションは及びPに対して依存性を持ち、少なくとも今回のような小型の縮尺体系においては、Burgersモデルから示唆されるようにが増加することで液中渦キャビテーションの発生が抑制される傾向が見られた。同時に、の増加により液中渦キャビテーションが抑制がされる程度は、キャビテーション係数で整理されるよりも小さいことがわかった。
江連 俊樹; 伊藤 啓; 木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹
キャビテーションに関するシンポジウム(第16回)講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/11
液中渦によるキャビテーション発生に関して、基礎的な水試験装置により粘性の影響を把握する試験を行った。水温を10
Cから80Cまで変化させることで、動粘性係数を1.3
10
m
/sから3.710
m/sの範囲で変化させ、可視化により液中渦の発生条件を把握した。試験の結果、比較的が大きい場合にはの影響が顕著であったのに対し、が小さくなるとその影響が小さくなることがわかった。この結果から、無次元循環
を評価パラメータとして導入することで、キャビテーション係数とにより、今回の試験結果を一つのマップ上に整理できることを見いだした。
木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹
Proceedings of 9th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-9) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/09
ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/11縮尺炉上部プレナム水流動試験装置を用い、トリップ後の系統運用を自然循環に変更した場合の温度成層界面挙動を評価した。その結果、成層界面での温度勾配が、強制循環除熱条件に比べて、1/2.61/6.2程度となった。すなわち、系統運用の変更により、温度成層化現象による原子炉容器壁への熱応力を大幅に低減できることがわかった。
西村 正弘; 永井 桂一; 小野島 貴光; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 杉山 憲一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.71 - 77, 2012/01
被引用回数：4 パーセンタイル：32.44(Nuclear Science & Technology)ナトリウム燃焼の初めのステージの酸化は、反応の継続性の観点から重要である。この研究では、さらなる高速炉の安全性向上のためのナトリウム反応の知見に適用するために、詳細にナトリウムの反応を理解することを目的としている。
永井 桂一; 永井 桂一; 大高 雅彦; 宮越 博幸; 小野島 貴光
JNC TN9400 2003-058, 35 Pages, 2003/05
JNC-TN9400-2003-058.pdf:1.15MB
レーザ誘起ブレークダウン分光法(LIBS:Laser Induced Breakdown Spectroscopy)によるレーザナトリウム(Na)漏洩検出システム(LLD:Laser Sodium Leak Detector)の検出感度評価に先立って、予備的な試験を実施し、評価項目及び試験条件の設定を行うとともに、評価試験計画を検討した。その結果、以下に示す知見を得た。(1) Na燃焼生成エアロゾルの濃度変化によるLLD信号強度は、窒素ガス中で生成したNaミストの場合とほぼ同等の信号強度が得られ、燃焼生成エアロゾルに対しても有効な検出特性を有していることが示された。(2) LLDの検出感度に影響を与えることが予測されるエアロゾルの性状、成分の変化について、その要因として考えられる条件の内、Na燃焼雰囲気またはNa輸送雰囲気の湿分、酸素、エアロゾル輸送圧力について、それぞれ数点のデータを取得し概略評価したところ、有意な感度差は確認できなかった。今後、データ数を増やし詳細な評価を行うとともに、複数の条件が組み合わさった場合について調査する必要がある。(3) 予備試験結果を踏まえ、感度評価試験計画の主要な試験条件を設定した。
軍司 稔; 山本 晋平; 小野島 貴光
PNC TN9450 98-009, 150 Pages, 1998/06
50MW蒸気発生器試験施設(50MWSG施設)における試験は昭和61年12月末に終了し、平成6年度から試験設備の解体、撤去及びナトリウム洗浄を開始した。試験施設の解体、撤去の一環として、平成9年10月下旬から12月にかけて中間熱交換器(IHK)の解体、洗浄を実施した。IHKは50MWSG施設内で管束内胴と外胴に分離した後、それぞれナトリウム処理室に輸送し、大気開放状態で高圧スチーム洗浄装置を用いて洗浄と解体を行った。以下に本解体・洗浄作業で得られた結果の要点を示す。ナトリウム機器の解体時にナトリウム個着部分を引き抜く際のナトリウム剪断力は約3.0KG/CM2と見積もることを推薦する。炭素ガスによる付着ナトリウムの安定化処理は、万一のナトリウム発火を防止する上で有効な手段であった。ナトリウム付着量や状態が完全に目視確認できないような場所をスチームで洗浄する場合、スチーム量をできるだけ少量としナトリウムと反応状態を慎重に確認しながら作業を進めることが重要である。また、スチームによる洗浄はスチームを入れてから反応が始まるのに時間遅れがあるので洗浄状況観察のためむやみに近づくことは危険である。IHK洗浄のナトリウム処理量は約60KGであった。ナトリウム中の直管型伝熱管洗浄、解体作業を実施することで、作業の安全性及び効率が大幅に向上できた。伝熱管内面洗浄用具を使用することで、伝熱管を効率よく洗浄することができた。
斉藤 淳一; 荒 邦章; 永井 桂一; 西村 正弘; 小野島 貴光; 杉山 憲一郎*; Zhang, Z.*; 北川 宏*; 中野 晴之*; 岡 伸樹*; et al.
no journal, ,
ナトリウムの化学的活性度を抑制することを目的にナノ粒子分散ナトリウムの開発を実施している。本報では開発しているナノ粒子分散ナトリウム(ナノ流体)の基礎的特性の把握を開始し、これまでに反応抑制効果や物性の変化に関する知見が明らかになってきたことについて報告する。
小野島 貴光; 永井 桂一; 斉藤 淳一
no journal, ,
高温液体アルカリ金属を対象とした特性や物性にかかわる評価研究と必要な試験技術の開発を実施している。最近、ナトリウムの化学的活性度の抑制を狙って、ナノ粒子を分散させたナトリウム、すなわち液体ナトリウム中のナノメートルサイズの金属粒子の分散系の評価を実施している。本報告では高温液体アルカリ金属中の金属超微粒子の状態観察や特性,物性の試験技術の開発について述べる。
永井 桂一; 小野島 貴光; 西村 正弘; 斉藤 淳一; 荒 邦章
no journal, ,
ナノ流体を分散した液体金属ナトリウム(ナノ流体)の化学的活性度抑制の可能性を調べている。本報告では、反応抑制効果について、少量の資料を供試して反応熱量や反応挙動の時間変化を測定し、ナノ流体の反応抑制効果を確認した。
小野島 貴光; 永井 桂一; 西村 正弘; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 杉山 憲一郎*
no journal, ,
ナノ粒子を分散した液体金属ナトリウム(ナノ流体)の化学的活性度抑制の可能性の調査を目的とし、本報告では、ナノ流体の表面張力,粘性及び融点の基礎物性を測定し、これらの結果から原子間力との相関の影響度や流動性などの観点から原子炉冷却材への適用性を評価した。
西村 正弘; 永井 桂一; 小野島 貴光; 斉藤 淳一; 荒 邦章
no journal, ,
ナノ粒子を分散した液体金属ナトリウム(ナノ流体)の化学的活性度抑制の可能性を調べている。本報告では、前報で着眼した気相反応過程の違いについて詳細に観察し、反応抑制の主要因は蒸発挙動と推定し、その根拠として蒸発速度の低下傾向を確認した。
