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報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2017年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 外間 智規; 西村 朋紘; 松原 菜摘; et al.

JAEA-Review 2018-025, 171 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-025.pdf:3.81MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2017年4月から2018年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目で見られた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

論文

Transient ionization of the mesosphere during auroral breakup; Arase satellite and ground-based conjugate observations at Syowa Station

片岡 龍峰*; 西山 尚典*; 田中 良昌*; 門倉 昭*; 内田 ヘルベルト陽仁*; 海老原 祐輔*; 江尻 省*; 冨川 喜弘*; 堤 雅基*; 佐藤 薫*; et al.

Earth, Planets and Space (Internet), 71, p.9_1 - 9_10, 2019/01

 パーセンタイル:100(Geosciences, Multidisciplinary)

2017年6月30日22時21分から26分(世界時)にかけて、昭和基地にあるPANSYレーダーによってオーロラ爆発時の中間圏における過渡電離が観測された。通常、中間圏における過渡電離は100keV以上の高エネルギー電子が中間圏まで到達することにより引き起こされるが、同時間帯においてあらせ衛星が観測した100keV以上の電子フラックスは有意な上昇を示していなかった。このことから、本イベントは、10keV以下の低エネルギー電子が大量に熱圏に降り注ぐことにより発生したX線による電離であるとの仮説を立てた。この仮説の妥当性を検証するため、粒子・重イオン挙動解析コードPHITSを用いて様々なエネルギースペクトルを持つ電子が大気上空に進入した場合の電離分布を計算した。その結果、10keV以下の電子でも中間圏において十分な電離を引き起こすことが可能であることが分かり、仮説の妥当性が証明された。

論文

Local structure study of the iron-based systems of BaFe$$_2$$As$$_2$$ and LiFeAs by X-ray PDF and XAFS analyses

Li, S.*; 豊田 真幸*; 小林 義明*; 伊藤 正行*; 池内 和彦*; 米田 安宏; 大谷 彬*; 松村 大樹; 浅野 駿*; 水木 純一郎*; et al.

Physica C, 555, p.45 - 53, 2018/12

 パーセンタイル:100(Physics, Applied)

鉄系超伝導体のBaFe$$_2$$As$$_2$$とLiFeAsの局所構造解析をX線PDF解析とXAFSを利用して行った。BaFe$$_2$$As$$_2$$の構造相転移温度ではPDFで得られた局所構造には変化が見られたが、EXAFSで得られた局所構造には変化を見出すことができなかった。これらのデータは室温の平均構造が正方晶相において、局所的な斜方歪みを考慮する必要があることを示唆している。

論文

Computational fluid dynamics analysis for hydrogen deflagration tests at ENACCEF2 facility

Trianti, N.; 佐藤 允俊*; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

Simulation techniques have been developed to analyze the deflagration behavior of hydrogen generated during a hypothetical severe accident in nuclear power plants. The CFD analysis was carried out on the hydrogen deflagration experiment performed at the ENACCEF2 facility composed mainly of a vertical cylindrical tube filled with hydrogen-air mixture and nine annular obstacles were placed in the lower part of the tube. The simulation was carried out by the reactingFoam solver of OpenFOAM 3.0, an open source software for the CFD analysis. The RNG (Renormalization group) k-$$varepsilon$$ model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was considered using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The analysis result showed the characteristic of flame acceleration by the obstacle region was qualitatively reproduced even though has discrepancy with the experiment.

論文

Establishment of a novel detection system for measuring primary knock-on atoms

Tsai, P.-E.; 岩元 洋介; 萩原 雅之*; 佐藤 達彦; 小川 達彦; 佐藤 大樹; 安部 晋一郎; 伊藤 正俊*; 渡部 浩司*

Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11

一次はじき出し原子(PKA)のエネルギースペクトルは、モンテカロル放射線輸送コードを用いた加速器施設設計の放射線損傷評価において重要である。しかし、計算コードに組み込まれている物理モデルは、PKAスペクトル について実験値の不足から十分に検証されていない。これまで、従来の固体検出器を用いた原子核物理実験の測定体系において、劣った質量分解能や核子あたり数MeV以上と高い測定下限エネルギーのため、実験値は限られていた。そこで本研究では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、PKAスペクトルを測定するための2つの時間検出器と1つのdE-Eガス検出器からなる新しい測定体系を設計した。その結果、本測定体系は、質量数20から30のPKAにおいて、核子当たり0.3MeV以上のエネルギーを持つPKA同位体を区別できる。一方で、質量数20以下のPKAにおいては、PKAの質量数を識別できる下限エネルギーは核子当たり0.1MeV以下に減少する。今後、原子力機構のタンデム施設、及び東北大学のサイクロトロン・ラジオアイソトープセンターにおいて、設計した測定体系の動作テストを行う予定である。

論文

ETSON-MITHYGENE benchmark on simulations of upward flame propagation experiment in the ENACCEF2 experimental facility

Bentaib, A.*; Chaumeix, N.*; Grosseuvres, R.*; Bleyer, A.*; Gastaldo, L.*; Maas, L.*; Jallais, S.*; Vyazmina, E.*; Kudriakov, S.*; Studer, E.*; et al.

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

In the framework of the French MITHYGENE project, the new highly instrumented ENACCEF2 facility was built at the Institut de Combustion Aerothermique Reactivite et Environnement (ICARE) of the Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS) in Orleans (France) to address the flame propagation in hydrogen combustion during a severe accident. The ENACCEF2 facility is a vertical tube of 7.65 m height and 0.23 m inner diameter. In the lower part of the tube, annular obstacles are installed to promote turbulent flame propagation. At the initiative of the MITHYGENE project consortium and the European Technical Safety Organisation Network (ETSON), a benchmark on hydrogen combustion was organised with the goal to identify the current level of the computational tools in the area of hydrogen combustion simulation under conditions typical for safety considerations for NPP. In the proposed paper, the simulation results obtained by participating organizations, using both Computational Fluid Dynamics (CFD) and lumped-parameter computer codes, are compared to experimental results and analysed.

論文

Influence of Zn injection on PWSCC crack growth rates and oxide film properties of Alloy 600

知見 康弘; 佐藤 賢二*; 笠原 茂樹; 梅原 隆司*; 塙 悟史

Proceedings of Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs' Safety, Performance and Reliability (FONTEVRAUD-9) (Internet), 10 Pages, 2018/09

一次系冷却水中での応力腐食割れ(PWSCC)進展挙動への亜鉛注入の影響を調べるため、加圧水型軽水炉(PWR)一次系水模擬環境での10%冷間加工600合金の亀裂進展試験を、320$$^{circ}$$C、低濃度(5$$sim$$10ppb)の亜鉛注入、溶存水素濃度(DH)5, 30、及び50cc/kgH$$_{2}$$Oの条件下で実施した。その結果、亀裂進展速度のDH依存性が亜鉛注入なしの試験データに基づく亀裂進展速度の予測値と同様の傾向を示し、実機環境を模擬した低濃度亜鉛注入が亀裂進展挙動に及ぼす影響はほとんど見られなかった。そこで、亀裂進展試験後の試験片の亀裂内及び表面に生成した酸化皮膜の微細組織分析を実施したところ、試験片表面の酸化皮膜からは亜鉛が検出されたが、亀裂内に生成した酸化皮膜からは亜鉛が検出されなかった。このことから、亀裂先端部の酸化皮膜への亜鉛の取り込みがないことが亀裂進展挙動への亜鉛注入の影響が見られない原因であることがわかった。

論文

Shielding performance of newly developed boron-loaded concrete for DT neutrons

佐藤 聡*; 今野 力; 中島 宏; 塩永 亮介*; 野瀬 裕之*; 伊藤 祐二*; 橋本 博英*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.410 - 417, 2018/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

中性子遮蔽性能の向上を目的に、ホウ素を重量濃度で10%以上含有するボロンコンクリートを新たに開発した。原子力機構FNSのDT中性子源と新たに開発したボロン含有コンクリートを用いて中性子遮蔽実験を実施し、$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nb及び$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au反応の反応率を測定した。この実験の解析をMCNP及びFENDL-2.1を用いて行った。計算値は実験値とよく一致し、ボロン含有コンクリートの原子組成データとその核データの精度は非常に良いことを確認した。加えて、ボロン含有コンクリート及びその他のコンクリート中の実効線量率及び$$^{59}$$Co(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Co及び$$^{151}$$Eu(n,$$gamma$$)$$^{152}$$Eu反応の反応率を計算した。今回開発したボロン含有コンクリートは、他のコンクリートと比べ、DT中性子に対し非常に良い遮蔽性能を有していることがわかった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2016年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 西村 朋紘; 小池 優子; et al.

JAEA-Review 2017-028, 177 Pages, 2018/01

JAEA-Review-2017-028.pdf:3.61MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2016年4月から2017年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

論文

FENDL-3.1b test

今野 力; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

JAEA-Conf 2017-001, p.117 - 122, 2018/01

FENDL-3の修正版FENDL-3.1bが2015年10月に公開された。そこで、以前IAEAに報告したFENDL-3の問題に対し、FENDL-3.1bの中性子入射データのテストを行った。20MeV以上のMATXSファイルの問題はFENDL-3をNJOY2012.50で処理することにより修正された。KERMA係数とDPA断面積については、IAEAは$$^{15}$$Nの捕獲反応の間違っているQ値を修正し、NJOY2012.50でKERMA係数とDPA断面積を再計算した。異常に大きいガス生成断面積を除いて、多くのKERMA係数とDPA断面積は良くなっていることを確認した。しかし、ガス生成データのNJOYでの処理に新たな問題が見つかり、その原因がNJOYのバグにあることを指摘した。また、IAEAでの$$^{116}$$Snと$$^{117}$$SnのNJOYでの処理トラブルについても調べ、NJOYの修正ファイルの一つがこのトラブルを引き起こしていることを特定した。

論文

ENDF/B-VIII$$beta$$2 benchmark test with shielding experiments at QST/TIARA

権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 落合 謙太郎*

JAEA-Conf 2017-001, p.123 - 128, 2018/01

ENDF/B-VIIIの$$beta$$版, ENDF/B-VIII$$beta$$2、が2016年8月に公開された。そこで、量子科学技術研究開発機構TIARAでの40及び65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験でのENDF/B-VII.1の$$^{16}$$Oと$$^{56}$$Feに起因する過大評価の問題がENDF/B-VIII$$beta$$2で改善したかどうかを調べた。ENDF/B-VIII$$beta$$2のACEファイルをNJOY2012.50コードで作り、MCNP-5コードで解析を行った。比較のため、ENDF/B-VII.1, FENDL-3.1bとJENDL-4.0/HEを用いた解析も行った。その結果、以下のことがわかった; (1)$$^{56}$$Feに起因する約40MeVの中性子の大幅な過大評価は改善された、(2)$$^{56}$$Feに起因する約65MeVの中性子の過大評価も若干改善されたが、FENDL-3.1bよりは悪かった、(3)$$^{16}$$Oに起因する中性子の大幅な過大評価は改善されなかった。これらの結果を考慮して、ENDF/B-VIIIの最終版は作られるべきである。

論文

Inverse pole figure mapping of bulk crystalline grains in a polycrystalline steel plate by pulsed neutron Bragg-dip transmission imaging

佐藤 博隆*; 塩田 佳徳*; 諸岡 聡; 戸高 義一*; 足立 望*; 定松 直*; 及川 健一; 原田 正英; Zhang, S.*; Su, Y.; et al.

Journal of Applied Crystallography, 50(6), p.1601 - 1610, 2017/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:19.63(Chemistry, Multidisciplinary)

A new mapping procedure for polycrystals using neutron Bragg-dip transmission is presented. This is expected to be useful as a new materials characterization tool which can simultaneously map the crystallographic direction of grains parallel to the incident beam. The method potentially has a higher spatial resolution than neutron diffraction imaging. As a demonstration, a Bragg-dip neutron transmission experiment was conducted at J-PARC on beamline MLF BL10 NOBORU. A large-grained Si-steel plate was used. Since this specimen included multiple grains along the neutron beam transmission path, it was a challenging task for existing methods to analyze the direction of the crystal lattice of each grain. A new data-analysis method for Bragg-dip transmission measurements was developed based on database matching. As a result, the number of grains and their crystallographic direction along the neutron transmission path have been determined.

論文

Study of fission using multi-nucleon transfer reactions

西尾 勝久; 廣瀬 健太郎; Vermeulen, M. J.; 牧井 宏之; Orlandi, R.; 塚田 和明; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 佐藤 哲也; 永目 諭一郎; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 163, p.00041_1 - 00041_6, 2017/11

 パーセンタイル:100

We are promoting a study of fission using multi-nucleon transfer (MNT) reactions, where excited states in neutron-rich actinide nuclei, which cannot be accessed by particle capture and/or fusion reactions, are populated. Also, the excited states in the fissioning nucleus are widely populated by the MNT reactions, from which effects of excitation energy on fission properties can be investigated. Experiments were carried out at the JAEA tandem facility in Tokai, Japan. We studied reactions using the $$^{18}$$O beam and several actinide target nuclei such as $$^{232}$$Th, $$^{238}$$U, $$^{237}$$Np, $$^{248}$$Cm. Ejectile nucleus was identified by a silicon $$Delta$$E-E telescope to identify transfer channel and hence the compound nucleus. Fission fragments were detected by multi-wire proportional counters, and fission fragment mass distributions (FFMDs) were measured for each isotope. Measured FFMDs are reproduced by a calculation based on the fluctuation-dissipation model, and importance of multi-chance fission concept is investigated. Fission fragment angular distribution relative to the recoil direction suggested the increase of the spin of the fissioning nucleus with the number of transferred nucleons.

論文

Benchmark experiment on copper with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 124, p.1161 - 1164, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

磁場閉じ込め式核融合炉システムの超伝導コイルやIFMIF加速器中性子源でよく使われる銅の核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施したが、閾反応以外の結果で計算値が実験値を大きく過小評価しており、共鳴領域で銅核データの弾性散乱、捕獲反応断面積に問題がある可能性を指摘した。そこでグラファイト付銅実験体系を提案し、低エネルギー成分を増やした入射中性子場を設けて新ベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。しかし、未だに低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率は計算値が実験値を大幅に過小評価した。銅核データの詳細検討より、前回試験的に作成した修正核データを用いることでこの過小評価の解消できることを明らかにした。この結果で低エネルギー中性子成分が多い中性子場でもこの断面積の修正の妥当性を確認できた。

論文

Measurement and estimation of the $$^{99}$$Mo production yield by $$^{100}$$Mo($$n,2n$$)$$^{99}$$Mo

湊 太志; 塚田 和明*; 佐藤 望*; 渡辺 智*; 佐伯 秀也*; 川端 方子*; 橋本 慎太郎; 永井 泰樹*

Journal of the Physical Society of Japan, 86(11), p.114803_1 - 114803_6, 2017/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.2(Physics, Multidisciplinary)

核診断に使われる$$^{99m}$$Tcの親核である$$^{99}$$Moの生成量の測定と計算を行った。$$^{99}$$Moは$$^{100}$$Mo($$n$$,$$2n$$)$$^{99}$$Mo反応によって作られ、中性子源はC($$d$$,$$n$$)反応を用いた。中性子のエネルギー範囲は熱領域から約40MeVまでである。測定された$$^{99}$$Moの生成量は、最新のC($$d$$,$$n$$)反応の実験データおよびJENDL評価済み断面積を用いて予測された数値計算結果と一致していることが分かった。次に、経済的に適した$$^{99}$$Moの生成法を模索するため、$$^{99}$$Mo生成の条件を変えた新しい系統的な数値計算を実施した。考慮した条件は、$$^{100}$$MoO$$_{3}$$サンプルの質量、炭素標的とサンプル間の距離、重陽子ビームの半径、照射時間である。得られた$$^{99}$$Moの生成量より、一つの加速器で$$^{99}$$Moの日本の需要量の約30%を担うことができることが分かった。また、1日2回$$^{99}$$Moから$$^{99m}$$Tcを溶出することで、$$^{99}$$Moの需要量の約50%まで引き上げることが可能であることが分かった。

論文

Lead benchmark experiment with DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Science and Technology, 72(3), p.362 - 367, 2017/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

鉛は核融合炉システムで中性子増倍、トリチウム増殖及び冷却材の候補材料である。更に$$gamma$$線の遮蔽材でもあり、IFMIF加速器中性子源ではビームダンプ、機器の遮蔽への使用が期待されている。7年前に鉛の核データベンチマーク実験を原子力機構のDT中性子源FNSで実施したが、低エネルギー中性子に感度を有する反応の結果に実験室壁等の散乱によるバックグランド中性子の影響が含まれていた。そこでバッググランド中性子を吸収する酸化リチウムで囲んだ鉛実験体系で新たなベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。7年前に測定できなかった低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率の測定には成功したものの、全ての反応率結果で鉛体系表面からの距離とともにどの核データライブラリーを用いた計算値も実験値を過小評価する傾向が見られた。鉛核データの詳細検討により計算値の過小評価原因として考えられる核データ間の差を指摘した。

論文

Important comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE files of JENDL-4.0, JEFF-3.2 and ENDF/B-VII.1

今野 力; 多田 健一; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02040_1 - 02040_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

これまでに核データライブラリーの公式のACEファイルに内蔵されている多くの核種のKERMA係数、DPA断面積が以下の理由で異なっていることを指摘してきた。(1)核データの誤り、(2)NJOYのバグ、(3)非常に大きなヘリウム生成断面積、(4)mf6 mt102データ、(5)2次粒子のエネルギー角度分布データがないこと。今回、JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のKERMA係数, DPA断面積をより詳細に調べた。その結果、核データリブラリー間でのKERMA係数、DPA断面積の差の新たな原因を見出した。新たな原因は、以下に分類される。2次荷電粒子データがないこと、2次$$gamma$$線データがないこと、妥当でない2次$$gamma$$線スペクトル、妥当でない粒子生成収率、捕獲反応をmf12-15 mt3データに格納すること。これらの原因のいくつかはNJOYコードが対応していないことによると思われる。問題のあるJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のACEファイルは本研究をもとに改訂すべきである。

論文

JENDL-4.0/HE benchmark test with concrete and iron shielding experiments at JAEA/TIARA

今野 力; 松田 規宏; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.01024_1 - 01024_6, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.44

2015年11月に公開されたJENDL-4.0/HEの中性子入射データベンチマークテストとして、原子力機構TIARAでの40MeV、65MeV準単色中性子によるコンクリートと鉄の遮蔽実験の解析を行った。解析には、モンテカルロコードNCNP-5とNJOY2012で作成したJENDL-4.0/HEのACEファイルを用いた。その結果、JENDL-4.0/HEを用いた計算はコンクリート遮蔽実験をよく再現するものの、鉄遮蔽実験を過小評価することがわかった。核データを詳細に調べた結果、JENDL-4.0/HEの$$^{56}$$Feの弾性散乱外断面積が65MeV付近で大きく、これが鉄遮蔽実験での過小評価の原因であると考えられる。

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.

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