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論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

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

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2098 - 2107, 2016/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.04(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は構造コンクリートを侵食及び水素ガスを発生するため重要な現象の一つである。本研究では、反応の終息機構を調べるために長時間のSCR試験を実施した。本試験の結果、コンクリート上に十分な量のNaが残存していてもSCRは終息することが示され、温度、水素発生といったSCR終息挙動のデータを採取した。反応生成物は、液体ナトリウム中に微粒化した固体がスラリー状態となり、発生した水素によって移行した。そのため水素の発生速度が速い場合は、活発にNaが移行しコンクリート表面を侵食しているが、一旦水素の発生速度が減少すると質量移行係数$$E_p$$は減少し、反応生成物は徐々に沈降した。そのため反応面でのNa濃度は減少し、結果として自然にSCRは停止したものと考えられる。

論文

Experimental study and kinetic analysis on sodium oxide-silica reaction

菊地 晋; 古賀 信吉*; 清野 裕; 大野 修司

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.682 - 691, 2016/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:35.14(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉において、万が一冷却材であるナトリウムが漏えいし、構造コンクリートを保護しているライナーをも破損させる過酷な事象を想定した場合、ナトリウムーコンクリート反応が生じる可能性がある。ナトリウムーコンクリート反応は、水素の発生、エネルギーの放出(発熱)、コンクリートの浸食を伴うため、これらの現象を理解することが重要である。本研究では、一連のナトリウムーコンクリート反応試験シリーズのうち、ナトリウム酸化物とシリカの反応性について着目した。ナトリウム酸化物とシリカの熱分析および化学分析により、前回の試験で確認したナトリウムとシリカの反応と比較して、かなり低い温度で反応が起こることを明らかにした。

論文

Kinetic study on liquid sodium-silica reaction for safety assessment of sodium-cooled fast reactor

菊地 晋; 古賀 信吉*; 清野 裕; 大野 修司

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 121(1), p.45 - 55, 2015/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:59.62(Thermodynamics)

本研究では、ナトリウム冷却高速炉において過酷な状態を想定した場合に発生するナトリウム-コンクリート反応現象に関して、シリカ系コンクリートの反応性を評価するためにNa-SiO$$_{2}$$反応の速度論的検討を行った。反応性を評価するために示差走査熱量計(DSC)に加え、反応中の試料状況を確認するためにビデスコープによる同時測定を行った。詳細な反応速度論解析より、最大の反応速度となる場合の速度論データが主要な反応段階であることが明らかになった。また、簡易的なKissinger法による評価した反応速度定数がNa-SiO$$_{2}$$反応の主要な反応段階の速度論を評価するのに有用であることが分かった。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 4; Applicability study of hydrogen combustion model

土井 大輔; 小野 功*; 清野 裕

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

Hydrogen generated during postulated severe accidents in a sodium-cooled fast reactor may be released to the air inside a reactor containment building, resulting in the hydrogen combustion when a specified hydrogen concentration is exceeded. It is important to evaluate the pressure and temperature response of this phenomenon from the standpoint of the integrity of the reactor containment building. This paper was undertaken to seek an applicability of the hydrogen combustion models incorporated in a CONTAIN-LMR code, which is produced by applying liquid metal fast reactor-specific updates to a light water reactor version of the CONTAIN code. The paper puts its focus on the calculations of premixed combustion experiments using the CONTAIN-LMR code. The results are compared and contrasted with other stand-alone code, HECTR, which often has been used for predicting hydrogen combustion. As a result, the CONTAIN-LMR predictions mostly agree with the measured peak pressure and peak temperature and the HECTR predictions. Therefore, the results indicate that the CONTAIN-LMR code is considered to be applicable to the hydrogen combustion phenomena and available as an evaluation tool for the severe accident scenarios involving hydrogen combustion events.

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 3; Improvement of sodium-concrete reaction model

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、高速炉の過酷事故事象の予測のための統合的な解析ツールである。ナトリウム-コンクリート反応は重要な事故事象の一つであり、オリジナルのCONTAINコードにナトリウム-石灰岩コンクリート反応モデル(SLAM)を導入した。SLAMは機構論的にナトリウムとコンクリート構成成分との化学反応を取り扱う。ただし、コンクリートは石灰岩系コンクリートに限定している。日本で一般的に使用される構造コンクリートはシリカ系コンクリートであり、SLAMをシリカ系コンクリートに適用するため、化学反応モデルを改良した。過去、日本原子力研究開発機構で実施された一連のナトリウム-コンクリート反応試験を解析することで、改良したSLAMの妥当性を確認し、計算結果と実験結果が比較的よく一致する結果が得られた。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 5; Improvement of debris-concrete interaction model

清野 裕; 河口 宗道; 泉 啓太郎*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

格納容器内事象解析コードCONTAIN-LMRの開発の一環として、デブリ-コンクリート相互作用(MCCI)を計算するCORCON及びVANESAモデルについて、ナトリウム(Na)プールの存在の影響に着目した改良を実施した。本研究では、(1)Naプール中の化学反応、(2)Naプール中のエアロゾル除去、(3)コンクリートの熱伝導等の高速炉特有のモデルについて開発・改良した。また、実験結果による確認・検証解析もあわせて実施した。その結果、改良した両モデルはMCCI挙動を良好に再現できることが分かった。高速炉炉外事象進展評価に適用するため、今後もCONTAIN-LMRのさらなる改良及び検証を継続していく。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 1; Outline of development project

宮原 信哉; 清野 裕; 大野 修司; 小西 賢介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、1982年に米国サンディア国立研究所(SNL)からそのオリジナルコードが導入されて以来、液体金属高速炉の確率論的リスク評価へ適用するために日本原子力研究開発機構(JAEA)において開発されてきた。CONTAIN-LMRコードは、高速炉の炉容器溶融貫通を伴う過酷事故時の格納容器内で起こる物理、化学、放射能状態を予測するための最確統合解析ツールである。また、本コードは事故時に環境中へ放出されるソースタームも予測することが可能である。本コードは、複数セル体系下でのセル間の熱と物質移行を考慮しつつ、事故時に起こるナトリウム燃焼、放射性エアロゾル挙動、ナトリウム-コンクリート反応やデブリ-コンクリート相互作用などのあらゆる重要な現象を相互の影響を考慮しつつ同時に扱うことができる。本論文では、原子力機構での開発経緯を簡単に紹介し、その後計算モデルの概要とコード検証例、コードの適用に関する今後の計画について述べる。

論文

Experimental study and kinetic analysis on sodium-concrete reaction in sodium-cooled fast reactor

菊地 晋; 清野 裕; 大野 修司

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12

ナトリウム冷却高速炉ではナトリウム漏えい対策として構造コンクリートはライナーで保護されている。しかし、ライナーが破損するような過酷な状態を想定する場合、コンクリートと液体ナトリウムが接触し、反応が生じる可能性がある。このナトリウムとコンクリートの反応はコンクリートの構成要素にダメージを与え、水素ガスと反応熱を生成する。したがって、原子炉構造の健全性の観点から、ナトリウムーコンクリート反応のメカニズムを把握することが重要である。しかし、計測の困難性から、反応速度論的な知見が僅少である。本研究では、ナトリウム-コンクリート反応現象の後続反応として想定されるNa$$_{2}$$OとSiO$$_{2}$$との反応速度論に着目し、熱分析で得られた結果より速度論的評価を行い、活性化エネルギーと頻度因子を算出した。また、想定される総括反応を検討するため、化学分析より生成物の同定を行った。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 2; Validation study of sodium fire model in CONTAIN-LMR

大野 修司; 牧野 徹; 小野 功*; 清野 裕

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2014/05

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時格納容器内事象進展を扱う安全性解析コードCONTAIN-LMRのうちナトリウム燃焼解析モデルを対象として、ナトリウム漏えい燃焼試験の解析を通じた妥当性確認を行った。空気雰囲気中における単一液滴の落下燃焼試験、スプレイ燃焼試験、及びプール燃焼試験の解析を実施した結果、ナトリウムの燃焼とそれに伴うガスの温度・圧力並びに構造物の温度の推移を適切に計算できることを確認した。

論文

ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム-コンクリート反応機構に関する実験的研究

菊地 晋; 清野 裕; 大野 修司

日本機械学会論文集,B, 79(808), p.2650 - 2654, 2013/12

ナトリウム(Na)冷却高速炉ではNa漏えい対策として、構造コンクリートを保護するライナーを設けている。万が一、このライナーをも破損する過酷な事象が生じた場合、Naとコンクリートによる反応が発生する可能性がある。このNa-コンクリート反応のメカニズムを解明するため、Naとシリカとの反応について熱分析装置(DSC)を用いた速度論的研究を行った。DSC曲線から、Na-SiO$$_{2}$$反応による反応温度を同定した。また、Na-SiO$$_{2}$$反応における反応性がNaと実用コンクリート骨材との反応性と類似していることが分かった。さらに、XRDによる化学分析の結果、反応生成物と推定される水ガラスを確認した。試験で得られた反応温度に基づきNa-SiO$$_{2}$$反応の反応速度定数を導出し、高温の反応場が維持される場合、Na-SiO$$_{2}$$反応がNa-コンクリート反応の時間スケール内に発生し得ることを示した。

論文

Kinetic study of sodium-water surface reaction by differential thermal analysis

菊地 晋; 清野 裕; 栗原 成計; 大島 宏之

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 7(2), p.79 - 93, 2013/06

ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)伝熱管破損時に生じるNa-水反応機構を解明するために、示差熱分析(DTA)装置を用いて水酸化ナトリウム(NaOH)とNaの反応に関する速度論的検討を実施した。DTA曲線より、NaとNaOHの融点、NaOHの構造相転移による転移温度、Na-NaOH反応による反応温度、NaHの分解温度について確認した。また反応後残渣物について、XRDによる化学分析を実施し、Na, NaOH, Na$$_{2}$$Oを確認した。これらの結果より、Na$$_{2}$$OはNa-NaOH反応による反応生成物であると推定された。また、測定した反応温度をもとにNa$$_{2}$$Oの生成にかかわる反応速度定数を算出した。これらの熱分析の結果からNa-水反応の影響評価の時間スケールでNa-水反応の後続反応としてNa$$_{2}$$Oが生成することを明らかにした。

論文

高速炉蒸気発生器におけるナトリウム-水化学反応機構に関する実験的研究と速度論的検討

菊地 晋; 清野 裕; 栗原 成計; 大島 宏之

日本機械学会論文集,B, 79(799), p.271 - 275, 2013/03

ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器で生じるNa-水表面反応機構を解明することを目的にNa-水酸化ナトリウム(NaOH)反応の速度論的研究について示差熱分析(DTA)技術を用いて実施した。体積分率(Na:NaOH)の変化によらず、Na-水反応中に酸化ナトリウム(Na$$_{2}$$O)の生成を考慮する必要があることを再確認した。また、DTA試験後の反応後残差物のXRD分析結果から、主要な化学種としてNa, NaOH, Na$$_{2}$$Oを同定し、Na$$_{2}$$OはNa-NaOH反応による生成物であると考えられること、また反応率は100%ではないことがわかった。

論文

Combustion characteristics of generating hydrogen during sodium-concrete reaction

清野 裕; 大野 修司; 山本 郁夫*; 宮原 信哉

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12

雰囲気に酸素が存在する条件下におけるナトリウム-コンクリート反応を模擬した水素燃焼試験を実施した。その結果、ナトリウムの燃焼熱が着火エネルギーとなって、ナトリウムプール表面において水素が燃焼されること、さらに、雰囲気中の酸素濃度が高いほど、水素の燃焼割合が大きくなることがわかった。

論文

Development of Level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors; Overview of evaluation technology development

鈴木 徹; 中井 良大; 神山 健司; 清野 裕; 小山 和也*; 守田 幸路*

NEA/CSNI/R(2012)2, p.381 - 391, 2012/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の包括的な安全評価を実施するためには、確率論的安全評価(レベル2PSA)が不可欠である。この目的を達成するため、原子力機構はレベル2PSAで評価対象となる全事象に対し、解析手法及び技術的データベースの整備を実施した。SAS4A, SIMMER-III, DEBNET, ARGO及びAPPLOHS等の既存の解析コードに加えて、損傷炉心における長期的な物質再配置挙動を評価するため、MUTRANとSIMMER-LTという2つの解析コードを新たに開発した。これらの開発により、原子炉容器内の事象推移を系統的に評価することが可能になった。また、原子炉容器外(格納容器内)における事象推移をSFRに特有の現象を踏まえて評価するため、CONTAIN/LMRコードを改良するとともに、同コード内で用いられる解析モデルをナトリウム-コンクリート反応に関する新たな試験データを活用することによって検証した。さらに、レベル2PSAの現象論的イベントツリーを構築するために必要となる技術的データベースを整備した。このデータベースでは、事象推移に顕著な影響を与える支配因子が既往の関連知見(試験データ及び解析結果)に対応付けられている。

論文

Kinetic study of sodium-water reaction phenomena by differential thermal analysis

菊地 晋; 清野 裕; 栗原 成計; 大島 宏之

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07

ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)伝熱管破損時に生じるNa-水反応機構を解明するために、示差熱分析(DTA)装置を用いて水酸化ナトリウム(NaOH)とNaの反応に関する速度論的検討を実施した。DTA曲線より、NaとNaOHの融点、NaOHの構造相転移による転移温度、Na-NaOH反応による反応温度、NaHの分解温度について確認した。また反応後残渣物について、XRDによる化学分析を実施し、Na, NaOH, Na$$_{2}$$Oを確認した。これらの結果より、Na$$_{2}$$OはNa-NaOH反応による反応生成物であると推定された。また、測定した反応温度をもとにNa$$_{2}$$Oの生成にかかわる反応速度定数を算出した。これらの熱分析の結果からNa-水反応の影響評価の時間スケールでNa-水反応の後続反応としてNa$$_{2}$$Oが生成することを明らかにした。

論文

Development of level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors, 6; Development of technical basis in ex-vessel accident sequences

大野 修司; 清野 裕; 宮原 信哉

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAを実施するために必要な技術的根拠を整備した。事故影響が冷却材バウンダリ外に及ぶ場合における格納容器内の重要現象を対象として、現象の支配因子に関する既往知見の調査整理を行うとともに、現象が格納容器へ与える負荷を把握するための実験的知見及び解析的知見を蓄積した。

論文

Development of level 2 PSA methodology for sodium-cooled fast reactors, 1; Overview of evaluation technology development

中井 良大; 鈴木 徹; 神山 健司; 清野 裕; 小山 和也*; 守田 幸路*

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷シーケンスを系統的に評価するため、レベル2PSA評価手法を確立した。既存の評価ツールに加えて、MUTRANとSIMMER-LTコードを炉心物質再配置過程の評価のために開発した。また、ナトリウム冷却高速炉の炉外事象過程の特徴を考慮した評価を行うため、評価モデルのCORCONとVANESAを新規に実施した試験に基づき改良した。ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAのイベントツリーを構築・定量化するための技術的知見をデータベースとしてまとめた。これにより、ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAの技術的基盤が整備された。

論文

Development of severe accident evaluation technology (Level 2 PSA) for sodium-cooled fast reactors, 5; Identification of dominant factors in ex-vessel accident sequences

大野 修司; 清野 裕; 宮原 信哉

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9110_1 - 9110_9, 2009/05

ナトリウム冷却大型高速炉の炉心損傷事故の影響が原子炉容器外まで及ぶ場合における事故進展を検討し、CONTAIN/LMRコードを使用した感度解析によって事故進展の支配現象・支配因子を調べた。除熱源喪失時に想定される事故進展を対象とした解析から、ナトリウム蒸気の漏えい速度及びナトリウム・コンクリート反応の規模が重要な支配因子であることを明らかにするとともに、それらが格納容器へ与える圧力負荷に関して定量的な情報を整理することができた。

論文

Development of blow down and sodium-water reaction jet analysis codes; Validation by sodium-water reaction tests (SWAT-1R)

清野 裕; 實 晃司*; 栗原 成計; 小野 功*; 浜田 広次

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05

ナトリウム-水反応評価手法高度化の一環として開発しているブローダウン解析コードLEAP-BLOW及びナトリウム-水反応ジェット解析コードLEAP-JETについて検証解析を実施した。その結果、一部定量評価に課題があるものの、概ね妥当な結果を得ることができた。

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