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相馬 秀; 石垣 将宏*; 安部 諭; 柴本 泰照
Nuclear Engineering and Design, 416, p.112754_1 - 112754_18, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The wall function (WF) enables analyzing condensation flow in a nuclear reactor containment vessel with reasonable computational costs. However, conventional wall treatments rely on the logarithmic laws for velocity, temperature, and concentration, limiting applicability. In this paper, we applied the analytical wall function approach to the condensation flow analysis of steam/air mixtures. This approach features the analytical integration of transport equations considering the buoyancy, the material property change, and the convective terms. We conducted CFD analysis with the analytical wall function models for the forced, mixed, and natural convection and confirmed good prediction, especially when the log law does not hold.
相馬 秀; 石垣 将宏*; 安部 諭; 柴本 泰照
Nuclear Engineering and Technology, 10 Pages, 2024/00
When analyzing containment thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) is a powerful tool because multi-dimensional and local analysis is required for some accident scenarios. According to the previous study, neglecting steam bulk condensation in the CFD analysis leads to a significant error in boundary layer profiles. Validating the condensation model requires the experimental data near the condensing surface, however, available boundary layer data is quite limited. It is also important to confirm whether the heat and mass transfer analogy (HMTA) is still valid in the presence of bulk condensation. In this study, the boundary layer measurements on the vertical condensing surface in the presence of air were performed with the rectangular channel facility WINCS, which was designed to measure the velocity, temperature, and concentration boundary layers. We set the laminar flow condition and varied the Richardson number (1.0-23) and the steam volume fraction (0.35-0.57). The experimental results were used to validate CFD analysis and HMTA models. For the former, we implemented a bulk condensation model assuming local thermal equilibrium into the CFD code and confirmed its validity. For the latter, we validated the HMTA-based correlations, confirming that the mixed convection correlation reasonably predicted the sum of wall and bulk condensation rates.
相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照; 石垣 将宏*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 13 Pages, 2022/03
The experimental data of boundary layer profiles are necessary to validate condensation models applied in numerical simulation of CFD codes and also to develop wall treatment models for heat and mass transfer in the presence of significant buoyancy and suction. The available data for velocity, temperature, and concentration boundary layer, however, is quite limited. In this study, we present experimental results of measuring boundary layer profiles by our experimental facility WINCS (WINd tunnel for Condensation of Steam and air mixture). WINCS is a once-through type of wind tunnel having a 1.5m-long measuring part of rectangular duct. The velocity and temperature profiles were obtained with laser doppler velocimetry and thermocouple, respectively. The temperature data was then used to calculate the steam concentration boundary layer by assuming local thermodynamic equilibrium. The laminar boundary layer profiles were obtained in the present condition. The dropwise condensation and fimwise condensation are available in this apparatus. We also conducted numerical simulations with CFD codes and compared the experimental and numerical results of boundary layer profiles and heat fluxes. The wall condensation model based on Stefan flow and bulk condensation model were used in the numerical analysis. The comparison, in general, shows good agreement between the experimental and numerical results.
江花 稔; 野村 幸広; 渡辺 敏幸; 白井 謙二; 大高 正; 相馬 丞; 神 和美; 住谷 秀一; 深沢 国雄
PNC TN8530 87-004, 196 Pages, 1987/09
動燃東海事業所では再処理施設、プルトニウム燃料製造施設等核燃料サイクルに関連する数多くの施設が運転され、運転に合わせた約30年間の放射線管理の経験を有している。放射線管理の実施にあたっては、各施設の放射線の状況に応じて多種多様な放射線測定器を中心として、広範囲にわたる放射線管理機器が使用されている。本便覧は、東海事業所の放射線管理に現在使用している機器のうち代表的な機種を選定し、機器の概要、使用方法、特性、保守・点検及び仕様等についてその概要をまとめたものである。機器の区分は、個人モニタリング機器、作業環境モニタリング機器、環境モニタリング機器、保守・校正機器に大別し、さらに用途により分類した。記載内容については、各器とも2
3ページに統一した。メーカー仕様をもとにして、使用方法及び保守・点検については放射線管理の実務において必要な情報に限定されているが、機器の概要を知るには適当と考える。本便覧は、原子力施設の放射線管理機器全般について、仕様等その概要を知るための資料として利用されたい。また今後必要に応じ、記載する機器を追記して行く予定である。
海野 英雄*; 勝田 博司*; 伊東 一昭*; 相馬 光枝*; 山本 春也; 高野 勝昌; 吉川 正人
no journal, ,
本研究では、二酸化チタンに硫黄と窒素を共ドープすることで可視光応答性を示す光触媒材料の開発を行った。実験では、二硫化チタン粉末を環状炉に入れ、窒素,酸素,アンモニア及び水蒸気を含有する気流中又はアンモニアガスと窒素と酸素の混合ガスの気流中で400650
Cに加熱して、試料粉体を調製した。加熱温度が400Cでは、アナターゼ型結晶と極わずかのルチル型結晶が見られ、高温になるにしたがいルチル型結晶の割合が多くなり、650Cでは、ほとんどがルチル型結晶となっていた。作製した試料について光吸収特性を評価した結果、400500Cで加熱した試料で可視光に対して吸収を示した。さらに2-プロパノールの気層分解試験を行った結果、可視光による光触媒反応を確認することができた。以上の結果から可視光応答型二酸化チタン光触媒の合成条件を決めることができた。
線スペクトロメータへのマルチチャンネル波高分析レートメータの適用齋藤 圭; 高嶋 秀樹; 江森 修一; 相馬 丞; 高田 千恵
no journal, ,
マルチチャンネル波高分析レートメータ(MCRM)とは、既存技術であるマルチチャンネル波高分析器(MCA)の分布表示機能に、計数率分布表示できる機能を付加した計測機器である。今回、ファイバーエリアモニタ用の線量分布表示装置として開発してきたMCRM試作機を改良し、Ge検出器を用いた線核種分析装置に適用した。特性試験として、Ge検出器による出力波形をパルス発生器で模擬し、計数率の経時変化を確認した。また任意の経過時間ごとに得られる計数率分布と実際に同等時間積算して得られるMCA積算分布を比較した。
Co標準線源を用いた確認では、既存MCAの核種同定結果と今回MCRMで得られる任意の経過時間ごとの計数率分布から算定した核種同定結果について、その放射能強度の予測度を比較した。その結果、計数率表示動作については、経時変化及び分布について動作原理通りの挙動を示すことが確認できた。また、核種同定の結果については、MCAによる1000秒測定結果に対してMCRMにおける100秒程度の核種同定結果でも、ほぼ追従できることが確認できた。今後、線核種分析装置による有意核種の定性分析について迅速化が期待できる。
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
ATF等の新型燃料実用化においては、関連技術開発やそれらの基となる科学的知見の取得及び拡充が不可欠である。原子力機構は、照射試験実施による燃料ふるまい解析技術基盤の構築のための研究開発を行い、長期を要する開発において、開発内容やスケジュールの予見性向上に貢献していくべきと認識している。このため、実装化が最も早いCrコーティング被覆管に関して、燃料ふるまいのメカニズムに立ち返り、「長期照射時の影響」「事故時影響」に関する科学的知見を拡充することを目的とした基礎基盤研究計画を立案し、研究をすすめている。本発表では各研究項目の内容や期待される成果、これまでに得られた結果等を紹介する。
相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
no journal, ,
BWR原子炉ウェルへの注水は、トップヘッドフランジシール材の過温破損防止を本来の目的とするAM策であるが、格納容器(PCV)壁面を直接冷却することでPCV減圧等の冷却効果も期待できる。一方、水蒸気の壁凝縮に伴い、PCV上部で水素が蓄積した場合、局在化した水素成層は伝熱阻害となり得る。PCV冷却の観点から、水素が局在化する条件や局在化した場合の影響の把握は重要である。この研究では、PCV内に蒸気が継続的に放出される状況で外面冷却を行った場合の対流挙動や熱伝達挙動を把握することを目的として、大型格納容器実験装置CIGMAを用いた実験を実施した。その結果、本実験で行った注入量の条件では、ウェル冷却による除熱量が冷却後の容器内の気体濃度分布に強く影響される結果が得られた。
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; et al.
no journal, ,
原子力機構(JAEA)では事故耐性の向上を目指した燃料被覆管の各種コーティング技術の研究を行っている。講演では全体概要の他、それらの研究に用いることを目的としたJAEAでの新規の装置開発について紹介する。
Mohamad, A. B.; 相馬 康孝; 根本 義之; 阿部 陽介; 井岡 郁夫; 佐藤 智徳; 石島 暖大; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)では、2019年に事故耐性を兼ね備えたジルカロイに関する基礎研究を立ち上げ取り組んできている。基礎研究を実施する主目的は、長期の通常運転時、冷却水喪失事故(以下、LOCA)時、設計基準外事象(以下、B-DBA)時、過酷事故(以下、SA)時におけるジルカロイ挙動の理解を深化させること、そして国内メーカで開発されているクロムコーティングジルカロイの実装を支援すること、である。JAEAはまた、通常運転時、LOCA時、B-DBA時、SA時における事故耐性コーティングジルカロイの挙動理解に必要な基礎技術開発も行っている。例えば、通常運転条件を模擬するために軽水炉の冷却条件を組合わせたイオン照射試験技術を開発している。また、被覆管の破断やバル―ニングを詳細に理解するために、LOCA試験で得られた結果を機械学習に取り込んだ解析等もしている。さらには、高温酸化試験のような分離効果試験なども実施している。加えて、B-DBAやSA時の核分裂生成ガスの放出についても研究プログラムに含まれている。将来的には、これらの基礎技術を用いて得られた研究結果は、統合されて燃料ふるまい解析コードに導入されることによって原子炉の運転条件下での燃料ふるまいの予測に用いられる。
