Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
Journal of Energy and Power Engineering, 7(6), p.1009 - 1022, 2013/06
Separate-effect experiment simulating steam direct-contact condensation on emergency core cooling system (ECCS) water in PWR cold legs during reflood phase of large-break LOCA was conducted in OECD/NEA ROSA Project using the Large Scale Test Facility (LSTF). A new test section was furnished in the downstream of the LSTF break unit horizontally attached to the cold leg. Significant condensation of steam appeared in a short distance from the simulated ECCS injection point, and the steam temperature in the test section decreased immediately after the initiation of the ECCS water injection. Total steam condensation rate estimated from the difference between steam flow rates at the test section inlet and outlet was in proportion to the simulated ECCS water mass flux until the complete condensation of steam. Clear images of high-speed video camera were successfully obtained on droplet behaviors through the viewer of the test section, especially for annular mist flow.
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05
An OECD/NEA ROSA-2 Project experiment was conducted with the LSTF simulating a PWR hot leg small-break LOCA with a break size equivalent to 1.5% cold leg break under an assumption of total failure of HPI system as a counterpart to PKL-2 Project test. Major test objectives are to clarify responses of CETs versus cladding surface temperature at both of high- and low-pressure conditions corresponding to the pressure range of LSTF and PKL. Core uncovery took place in both phases with no reflux condensate. The observed peak temperature in the core was higher in the low-pressure phase because of longer core uncovery duration though core power and primary pressure were lower than in the high-pressure phase. One-dimensional representation of the core by RELAP5/MOD3.2.1.2 code indicated a limitation in the accuracy of CET responses. The lack in the multi-dimensional steam flow representation had a difficulty in the correct prediction of the peak steam temperature at the core exit.
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 11 Pages, 2012/07
Separate-effect experiment simulating steam condensation on emergency core cooling system (ECCS) water in PWR cold legs during reflood phase of large-break loss-of-coolant accident (LBLOCA) was conducted in OECD/NEA ROSA project using the Large Scale Test Facility (LSTF). The boundary test conditions were defined based on PWR LBLOCA analysis by RELAP5/MOD3.2.1.2 code considering typical Japanese safety analysis conditions. Significant condensation of steam appeared in a short distance from the simulated ECCS injection point, and the steam temperature in the test section decreased immediately after the initiation of the ECCS water injection. Fluid temperature distribution at 50 mm downstream from the ECCS injection point was significantly non-uniform, but became almost uniform in less than 350 mm. Clear images of high-speed video camera were obtained on droplet behaviors through the viewer at 200 mm downstream from the ECCS injection point, especially for annular mist flow.
与能本 泰介; 大津 巌; 中村 秀夫; 近藤 昌也; Svetlov, S.*
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.215 - 220, 2002/06
日本原子力研究所では、軽水炉の安全性評価・確認のために整備した一連の研究施設を用いて、将来型原子炉の安全性解析手法や最適設計手法の高度化を目指した研究を進めている。主たる対象は、近い将来に安全審査が行われる可能性のある大型軽水炉(APWR+, ABWR-II)であるが、いわゆる革新的原子炉も検討対象に含まれている。この計画では、ROSA/LSTF装置等の大型の熱水力装置を用いて実証的な実験,現象理解や性能把握のための基礎実験,コード整備を行う。本論文では、APWR+の新型安全系やAM策の評価のために重要な自然循環について、これまでの関連する実験結果の概要をまとめ、非一様流動の把握,解析が最重要であることを述べる。また、革新的原子炉用の非常用熱交換器での凝縮現象に関し、ロシアのSPOT実験を用いた将来の相関式の評価、並び、二相流流動と伝熱の同時計測を特徴とする基礎実験についてまとめる。
加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10
被引用回数：17 パーセンタイル：74.75(Nuclear Science & Technology)ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。
大塚 英男; 北條 喜一; 前田 裕司*; 大津 仁; 須貝 宏行; 山本 博之
European Physical Journal D, 16(1-3), p.309 - 311, 2001/09
超微粒子の持つ表面効果に着目し、耐照射性を発現する新素材の開発を行っている。ここでは、微粒子単体内部における欠陥の挙動を調べた。低・高2種類のエネルギーのイオン照射を行い、欠陥の観察は等価型電顕を用いた。低エネルギーイオン照射の場合、微粒子中にバブルが形成され、そのバブルの大きさや分布は、温度に大きく依存していることを見いだした。高エネルギーイオン照射においても、積層欠陥が形成され、前記同様の挙動を示した。さらに、これらの現象の解析のために、シミュレーションプログラムを開発した。シミュレーションにおいては、欠陥(空孔)の拡散係数を変化させることで実験結果とよい一致を得た。これらの結果から、ナノクリスタルにおける照射欠陥の制御の方法の見通しを得た。
辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05
被引用回数：57 パーセンタイル：83.45(Physics, Fluids & Plasmas)ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。
丸山 結; 大津 巌; 鈴木 光弘; 中村 秀夫
no journal, ,
OECD/NEA ROSAプロジェクトの一環として実施する加圧水型軽水炉(PWR)のシビアアクシデントにかかわる一次冷却系内過熱蒸気自然循環実験について、三次元熱流動解析コードFLUENTを用いた実験前解析を行い、実験において自然循環が発生する条件及び自然循環時の熱水力特性にかかわる知見を取得するとともに、六フッ化硫黄(SF6)を用いた小型ループ実験を通じて熱パルス式流速計の計測精度を検証し、自然循環時における過熱蒸気の流速計測に適用可能な性能を有していることを確認した。
中村 秀夫; 渡辺 正; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 竹田 武司; 近藤 昌也; 丸山 結; 大津 巌
no journal, ,
OECD/NEAでは、安全研究上級安全専門家グループ(SESAR)の議論に基づき、NEA加盟国が保有する熱水力安全研究にかかわる試験設備を国際研究協力で利用し、効率的な安全研究を行うOECD/NEAプロジェクトを進めている。原子力機構は平成17年より14か国が参加するROSAプロジェクトを主催し、加圧水型原子炉(PWR)を実規模で模擬するLSTFを用いて、6種類の研究テーマに関する12回の実験を4年間で実施する計画である。ここでは、ROSAプロジェクトの概要と現状を紹介する。さらに、最近の成果をシリーズ発表する。
丸山 結; 大津 巌; 鈴木 光弘; 中村 秀夫
no journal, ,
大型非定常試験装置(LSTF)を用いて、PWRの高圧シビアアクシデントシーケンスにおいて生じ得る過熱蒸気自然循環に関する実験を実施した。アルゴンを模擬流体とし、詳細な温度計測及び熱パルス式流速計を用いた流速計測により、ホットレグ内の気-気対向流及び蒸気発生器伝熱管における順逆流を伴う自然循環の形成を確認するとともに、その特性にかかわる定量的な知見を取得した。
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
no journal, ,
OECD/NEA ROSAプロジェクトにおいて、再冠水過程で低温側配管(CL)に生じる非常用炉心冷却系(ECCS)水上への蒸気凝縮を調べるため、LSTF(大型非定常実験装置)実験を実施した。RELAP5コードを用いた実機解析に基づいてCLの入口蒸気流速条件を定め、蒸気凝縮量が注入した模擬ECCS水質量流束とともに増加することを明らかにした。さらに、模擬ECCS注入ノズルに近い位置で流動を高速ビデオにより可視観察し、特に、低蒸気流速,低注水質量流束条件において、環状噴霧流中の液滴挙動について明瞭な画像データを得ることができた。
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
no journal, ,
事故時の炉心過熱検出に用いられる炉心出口温度計(CET)の特性を検討するため、PWR高温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬したLSTF実験をOECD/NEA ROSA-2プロジェクトで行った。また、実機への適用を念頭に、スケールや圧力範囲が異なるPKL装置で類似実験を行った。PKL装置に対応したLSTF低圧実験では、CETの過熱検出は炉心中央部が最も早かったが、燃料棒上部の低温領域や炉心出口付近と外周部の構造材による冷却効果や、過熱蒸気の多次元流れにより、炉心過熱開始より155秒遅れた。この様な炉心出口温度と燃料棒表面温度との関係はPKLの結果と類似した。さらに、RELAP5コードは炉心過熱時の炉心水位の低下速度を実験より過小予測したため、燃料棒表面温度を過小予測するなど、課題が残存した。
野津 英男*; 梅村 瞬*; 田村 和久; 八木 一三*
no journal, ,
固体高分子燃料電池の汎用化に向けて、触媒活性および耐久性の向上が必要であり、その上で、アイオノマーと電極表面との相互作用の解明は重要である。ナフィオン側鎖モデル分子水溶液中におけるAu単結晶電極の電流電位曲線は、硫酸や過塩素酸中のそれと異なり、吸着や吸着後の相転移などに大きな差異があると考えられるが、表面プロセスの詳細については、明らかにされていない。そこで、本研究では、SXSを用いて電極表面構造解析を行い、電気化学挙動と合わせて考察することで、Au(111)単結晶表面のナフィオン側鎖モデル分子の吸着挙動について明らかにした。
中西 秀哉*; 山中 顕次郎*; 小関 隆久; 中島 徳嘉*; 山本 孝志*; 江本 雅彦*; 大津 英雄; 漆谷 重雄*
no journal, ,
日欧間の幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、ITER遠隔実験センター(REC)の構築が始まっている。2017年の完成に向けて、RECではITERのみならず支援トカマク装置と位置づけられているJT-60SAや、欧州トカマク装置の遠隔実験を実現する中核拠点として、諸々の遠隔実験技術の整備、具体化が進められている。REC活動では、構築に向けたタスクの一つとして、ITER全実験データをRECまで複製転送すべく、日欧間での高速データ伝送試験の実施準備を行うのと並行して、国内の原子力機構・核融合科学研究所・国立情報学研究所間の共同研究をベースに、現在利用可能な10Gbps物理帯域のフル活用を目指した高速転送手法の開発、SINET上での実地試験も進めている。ここでは、高速データ転送試験結果、今後の展望を報告する。
