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論文

Sensitivity analysis of source term in the accident of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station Unit 1 using THALES2/KICHE

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

福島第一原子力発電所で生じた事故では、津波を原因とした電源喪失により、炉心損傷及び格納容器の損傷に至り核分裂性物質が環境に放出された。事故時に計測されたデータ及び事故進展解析、また、事故を起こしたプラントの建屋及び格納容器内部の調査により、事故進展の理解は進んでいる。一方でプラント内事故進展解析と放出された放射性物質の拡散解析の連携解析を行っている例は多くはない。原子力機構では、シビアアクシデント解析と確率論的事故影響評価との連携解析を計画している。この連携解析では、多くの不確かな要因による幅広い不確かさ幅が予想される。この連携解析を効率的に行うため、事故を起こしたプラントのうち、はじめに環境へのFP放出があった1号機を対象に、格納容器の破損箇所及び漏えい面積について、原子力機構で開発しているTHALES2/KICHEを用いた感度解析を行った。想定する格納容器の破損個所は、ヘッドフランジ、ペネトレーションシール及び真空破壊弁配管とした。これに加え、ベント弁の一部開を想定した解析結果も含め、報告する。

論文

Severe accident scenario uncertainty analysis using the dynamic event tree method

Zheng, X.; 玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

Several types of uncertainties exist during the simulation of a severe accident. These may result from incomplete knowledge about the plant systems, accident progression and oversimplified numerical models. Among them, parameter uncertainty can be treated via Monte-Carlo-sampling-based methods. To tackle the severe accident scenario uncertainty, we must resort to advanced dynamic probabilistic risk assessment (PRA) methods. In this paper, authors reviewed the previous dynamic PRA methods and tools, and then performed a preliminary scenario uncertainty analysis, by using an integrated SA code (THALES2) and a scenario generator (RAPID, risk assessment with plant interactive dynamics), both being developed at JAEA. THALES2 is a fast-running severe accident code for the simulation of severe accident progression and source term in light water reactors. Typical scenarios of station-blackout (SBO)-initiated accidents in boiling water reactors are generated and simulated. The dynamic event tree (DET) method is applied to consider the stochastic uncertainties during the scenario progression. Major groups of SBO sequences with the similar accident characteristics can be found. To provide a reference value for risk, a conditional core damage frequency is calculated accordingly. This is a preliminary analysis for severe accident scenario uncertainty quantification at JAEA, and further DPRA researches are in progress.

報告書

海水条件下での溶液型グラウト特性データの取得

戸栗 智仁*; 沖原 光信*; 辻 正邦*; 中島 均*; 杉山 博一*; 齋藤 亮*; 佐藤 稔紀; 青柳 和平; 桝永 幸介

JAEA-Research 2017-013, 131 Pages, 2018/02

JAEA-Research-2017-013.pdf:8.49MB

北欧では、湧水量を大幅に少なくするために、浸透性が高くて耐久性の高い活性シリカコロイドを用いた溶液型のグラウト(以下、溶液型グラウトと呼ぶ)の研究が行われ、沿岸域の地下研において実証試験および実適用が開始されている。溶液型グラウトは海水条件下で適用され始めているが、固化のメカニズムは不明であり、施工方法も未確立である。国内外のいずれの事例において具体的な施工方法は未確立である。溶液型グラウトの周辺岩盤への影響については未知の部分が多い。このような背景を踏まえて、本業務は、資源エネルギー庁の公募事業である、「地層処分技術調査等事業(沿岸部処分システム高度化開発)」の一環として、3年程度をかけてグラウトに関する研究を行う計画であり、本報告書はその初年度の成果をまとめたものである。

論文

Application of Bayesian approaches to nuclear reactor severe accident analysis

Zheng, X.; 玉置 等史; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11

Nuclear reactor severe accident simulation involves uncertainties, which may result from incompleteness of modeling of accident scenarios, selection of alternative models and unrealistic setting of parameters during the numerical simulation, etc. Both deterministic and probabilistic methods are required to reach reasonable estimation of risk for severe accidents. Computational codes are widely used for the deterministic accident simulations. Bayesian approaches, including both parametric and nonparametric, are applied to the simulation-based severe accident researches at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the paper, an overview of these research activities is introduced: (1) Dirichlet process models, a nonparametric Bayesian approach, are applied to source term uncertainty and sensitivity analyses; (2) Gaussian process models are applied to the optimization for operations of severe accident countermeasures; (3) Nonparametric models, include models based on Dirichlet process and K-nearest neighbors algorithm, are built to predict the chemical forms of fission products. Simplified models are integrated into the integral severe accident code, THALES2/KICHE; (4) We have also launched the research of dynamic probabilistic risk assessment (DPRA), and because a great number of accident scenarios will be generated during DPRA, Bayesian approaches would be useful for the boosting of computational efficiency.

論文

Current status of research for the accident of evaporation to dryness caused by boiling of reprocessed high level radioactive liquid waste

玉置 等史; 吉田 一雄; 阿部 仁; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11

高レベル放射性廃液の蒸発乾固事故は再処理施設において想定されるシビアアクシデントの一つである。この事故は事故進展の特徴を踏まえ、3段階に分割できる。この事故による放射性物質の環境への放出量を評価するためには、それぞれの段階において、核分裂性物質の液相から気相への移行量や壁等への沈着量を評価することが重要である。本論文では、放射性物質の放出量評価のために様々な実験等の研究をレビューし、現時点での本事故に対する放射性物質放出量評価の現状を紹介するとともに、原子力機構における最近の本事故に対するシミュレーションコードの開発状況について説明を行う。

論文

Development of hydrogen behavior simulation code system

寺田 敦彦; 松本 昌昭*; 杉山 均*; 上地 優; 日野 竜太郎

Proceedings of 6th International Conference on Hydrogen Safety (ICHS 2015) (CD-ROM), 11 Pages, 2015/10

原子力機構では、シビアアクシデント状況下における水素安全の向上に向けて、水素の発生から拡散、燃焼、爆発に至る挙動を予測する水素挙動解析システムの構築を進めている。システムは、研究者, エンジニア等のユーザを支援するために、様々なCFD, FEMコードで構成されている。本報では、水素挙動解析システムの構築に向けた取り組みの一環として、既存試験データを用いた浮力乱流モデル, 凝縮モデルについてのコード検証結果を報告する。

論文

Development of hydrogen behavior simulation code system; Outline of code system and validation using existing data

寺田 敦彦; 松本 昌昭*; 杉山 均*; 上地 優; 門脇 敏*; 日野 竜太郎

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

福島第一原子力発電所事故では、被覆管の酸化によって発生した大量の水素が原子炉建屋に漏洩し、水素爆発が引き起こることで環境に深刻な影響を与えるに至った。原子力発電所の安全対策のさらなる向上に向けて、特にシビアアクシデント時における、拡散流動、燃焼、爆発による構造物への影響を考慮した水素挙動を予測するシステムの開発を進めている。このシステムは、多くの研究者, 技術者を支援するために様々なCFD、及びFEMのツールで構成されている。本報では、開発を進めているシステムの概要と配管破断試験の予備解析にて良好な機能検証がえられた結果等を報告する。

論文

三次元空間への水素拡散現象の数値予測

杉山 均*; 高橋 佳多*; 加藤 直人*; 寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎

自動車技術会学術講演会前刷集, (109-14), p.5 - 10, 2014/10

開口部を有する室内空間における水素混合気の垂直方向浮力流についての数値解析を実施した。代数応力モデルを用いた数値解析の妥当性の確認及び、漏洩水素の拡散流動挙動メカニズムを明らかにするため、水素濃度について数値解析と実験結果を比較した。数値解析は、実験結果を詳細には再現できていないが、主要な流動挙動は一致している。また、計算結果から水素濃度の低減効果の影響はフルード数による整理が有用であることがわかった。

論文

円柱を有する矩形断面管路内の乱流構造解析

杉山 均*; 小手森 俊紀*; 加藤 直人*; 寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎

自動車技術会学術講演会前刷集, (147-14), p.25 - 30, 2014/10

本解析では矩形断面を有する直線管路内に円柱が底壁面近傍に流れと平行に設置された乱流場を解析対象とした。こうした流れでは、乱れの非等方性から生成される第2種二次流れの存在と円柱が壁面近傍に設置されたことによる脈動流が存在する。本報で提案する代数応力モデルによる解析方法では、実験結果との比較検証から、速度分布を正確に予測することができ、壁面と円柱との間隙に形成される脈動流の存在についても確認することができた。

論文

中性子小角散乱; 応用編

遠藤 仁; 杉山 正明*; 井上 倫太郎*

波紋, 22(3), p.258 - 267, 2012/08

中性子小角散乱法を用いたタンパク質の高次構造解析法及び中性子スピンエコー法を用いたタンパク質のダイナミクス解析に関して、著者らの最新の研究例を用いて解説した。例として、「タンパク質ミネラル複合粒子の微細構造解析」、「重水素化タンパク質を用いたSubunitの交換現象の解析」、「ホスホグリセリン酸キナーゼの内部運動解析」の3つの研究成果を用いた。

論文

周期配列突起を有する直線管路内の乱流解析

岡垣 百合亜*; 杉山 均*; 加藤 直人*; 日野 竜太郎

自動車技術会論文集, 43(4), p.949 - 955, 2012/07

ブロック型高温ガス炉の経済性向上にかかわる燃料棒の発熱密度を高めるため、燃料棒の黒鉛シースに周期配列突起(リブ)を設けて燃料棒の乱流熱伝達を促進させることが考えられている。リブ加工時の製作性を考慮して、リブ断面は直方体形状を候補としているが、熱伝達性能に及ぼす配列のピッチやリブ高さなどの影響及び効果をあらかじめ把握しておく必要がある。そこで、今後の燃料棒設計への適用を見通して、非等方性乱流にも適用でき、しかも、解析負荷を抑制できる乱流モデルとして代数レイノルズ応力モデルに注目し、同モデルを用いて周期配列リブ付き直線管路内の乱流解析を行った。その結果、リブ付き流路に特徴的な流れの再付着点位置やリブ周辺の渦をよく再現し、同モデルはリブに起因する非等方性乱流場の予測に適用できることがわかった。

論文

周期配列突起を有する直線管路内の乱流解析

岡垣 百合亜*; 杉山 均*; 日野 竜太郎; 加藤 直人*; 寺田 敦彦

日本機械学会関東支部ブロック合同講演会講演論文集, p.35 - 36, 2011/09

伝熱性能を向上させるため、壁面にリブと呼ばれる突起を周期的に配置することにより、乱れを増加させる手法が広く用いられている。今後の発展が期待される高温ガス炉(HTGR)では、水素製造プロセスなどへの効率的な核熱供給を行うため、リブによる伝熱促進を図ったプロセス熱交換器を用いる計画である。本研究は、熱交換器の設計コード開発の第一段階として、考案した代数レイノルズ応力モデルを用いて周期配列突起付き直線管路の乱流解析を行い、その妥当性を検証するため、CasarsaらのPIV計測実験結果と比較検討した。その結果、速度場,レイノルズ応力分布の実験結果との比較から、速度分布の結果は実験とほぼ一致するが、レイノルズ応力においては他の乱流モデルと同様に値や分布に違いがみられることがわかった。

論文

Experimental study of airflow-mixture by using PIV

上地 優; 寺田 敦彦; 杉山 均*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/05

原子力機構では、高温ガス炉の熱利用システムに関する研究開発を実施している。システムの一つである熱化学法ISプロセスによる水素製造法の安定運転及び低消費エネルギー化に対して、再生熱交換技術は効果的であると考えられる。著者らは気流混合による温度制御に着目し、小型高性能復熱器の設計研究を進めている。一方この温度制御機構はHVACユニットに用いられ研究が行われている。しかし数値解析では複雑形状に対して定量的な精度を欠き、また複雑形状に対する実験結果は報告されておらず、乱流混合に対する知見は不足している。PIVを用いた気流混合実験を行い、混合流れ場の乱流エネルギーを取得した。また流量配分変更時のエネルギー値の変化について明らかにし、温度分布との関連性を解明する。結果から、主流に対し傾斜するドア開度の場合先端で不安定な流れが生成しエネルギーが増大することがわかった。特に混合部では、ドア付近の乱れの影響でエネルギーは大きく上昇する。また、ヒータ通過空気の一部がドア部はく離領域へ流れ込むことで混合が早期に発生し、温度拡散が促進されることがわかった。

論文

Numerical analysis of turbulent flow with heat transfer in a square duct with 45 degree ribs

岡垣 百合亜*; 杉山 均*; 加藤 直人*; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/05

高温のヘリウムガス熱交換器の伝熱促進等に有用な45度に傾斜した矩形リブを配した矩形ダクト内の乱流熱伝達特性について、新たに開発した代数応力モデルを用いて数値解析を実施した。解析結果は、PIVによる高レイノルズ数の乱流場における実験結果をよく再現しており、解析モデルの妥当性を確認できた。

論文

気流混合現象の実験的研究

上地 優; 寺田 敦彦; 杉山 均*

日本機械学会関東支部山梨講演会(2010)講演論文集, p.98 - 99, 2010/10

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の熱利用システム開発の一つとして、数値シミュレーションを用いたプロセスガス反応器の設計研究を行っている。しかし、反応器内のはく離を伴う気流混合現象の数値解析では、複雑な乱流場により精度が必ずしも十分ではない。また、このような流れ場の解析モデル検証に必要な実験データも乏しい。そこで、数値解析コードの検証のための実験データ取得のために、実験的研究として内部に流量調整ドアを設置した矩形屈曲管路内の気流混合現象の可視化及びPIV(Particle Image Velocimetry: 粒子画像流速測定法)測定を行った。その結果、数値解析検証に必要な噴流混合部の速度場データを取得し、はく離により誘発した乱れが、混合に影響を与えることがわかった。

論文

Development of hydraulic analysis code for optimizing thermo-chemical IS process reactors

寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 平山 俊雄; 中島 憲宏; 杉山 均*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04

日本原子力研究開発機構では、熱化学法ISプロセスによる水素製造技術の研究開発を進めている。現在、ベンチ試験の成果を踏まえ、次段階となる30Nm$$^{3}$$/h規模の水素製造試験装置の設計検討を実施している。ISプラントの設計では、コスト低減の観点から、高性能でコンパクトな反応器の構造設計が重要である。そこで、ブンゼン反応器等の化学反応を伴う混相流の混合性能を最適化するために熱流動解析解析コードの開発に着手した。本報では、第1報として反応容器を模擬した容器内旋回流に見られる渦崩壊現象についての数値解析と水流動可視化試験による検証結果を報告する。

論文

ISプロセス反応器内部流れに関する研究

寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 杉山 均*

日本機械学会関東支部第13期総会講演会講演論文集, p.501 - 502, 2007/03

原子力機構では、熱化学法ISプロセスによる水素製造技術の研究開発を進めている。ISプラント反応器の設計には、解析コードによる構造最適化設計が必要である。そこで、化学反応を伴う混相流の解析コードの開発に着手した。本報では、円筒容器内の底板の回転運動によって生じる渦崩壊現象についての流れの可視化を報告する。

報告書

JCO臨界事故に対するサイクル機構の支援活動

金盛 正至; 河田 東海夫; 渡辺 均; 飛田 吉春; 杉山 俊英; 宮部 賢次郎; 小林 博英

JNC-TN8450 2003-009, 506 Pages, 2004/03

JNC-TN8450-2003-009.pdf:14.21MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構という)は、1999年9月30日に発生したJCO臨界事故に際して、事故発生直後に東海事業所内に事故対策支援本部を設置し、本社理事長の指示の下、東海事業所、大洗工学センター等全社の緊密な連携を図り、臨界事故の終息、全身カウンターによる被ばく評価、事故後の周辺住民の被ばく量低減のための土嚢積み、地域住民の汚染検査、周辺環境モニタリング、県、村の支援、住民相談、放射線測定等技術的支援に当たった。また、臨界事故終息後も、科学技術庁の事故対策本部及び、原子力安全委員会のウラン加工工場臨界事故調査委員会、健康管理委員会に協力し、臨界事故の原因究明、作業員、国、地方自治体の防災業務関係者、マスコミ等の被ばく線量評価等、長期間にわたって種々の協力を行ってきた。本報告は、サイクル機構が実施した臨界事故の終息のための活動、臨界事故評価、環境モニタリング、被ばく線量評価等の活動について取りまとめたものである。

論文

高放射性廃液貯槽の肉厚測定

蔦木 浩一; 清水 亮; 杉山 孝行; 中澤 豊; 田中 等; 綿引 優; 武藤 英世

サイクル機構技報, (21), p.33 - 40, 2003/00

東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の健全性を確認するために、高放射線環境下でも使用可能な測定ロボットを開発し、貯槽外壁の肉厚測定を行った。測定の結果有意な肉厚の変化は観察されず、貯槽が健全な状態であることを確認した。

口頭

原子力の持続的発展を支えるための廃棄物処分システムの開発,4; 廃棄物処分の最適化のための方法論の開発

牧野 仁史; 日置 一雅; 梅木 博之; 杉山 直紀; 越智 康浩; 岡崎 亘; 内藤 守正; 宮原 要; 大久保 博生*; 石原 義尚*

no journal, , 

軽水炉サイクルから将来の先進サイクルまでを対象とした核燃料サイクルシステムから発生する廃棄物のバリエーションに対応して廃棄物処分を最適化するための技術開発を進めている。

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