検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 34 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Numerical simulation on self-leveling behavior of mixed particle beds using multi-fluid model coupled with DEM

Phan, L. H. S.*; 大原 陽平*; 河田 凌*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 田上 浩孝

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

燃料デブリベッドの自己平坦化挙動は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故(CDA)の安全評価における主要現象の1つである。SIMMERコードはSFRのCDA解析のために開発され、安全評価のみならずCDA時の主要な伝熱流動現象の数値解析に適切に適用されてきた。しかしながら、SIMMERの流体モデルは、個々の粒子特性のみならず、粒子間の強い相互作用を表現することは困難である。この問題を解決するため、SIMMERの多流体モデルと粒子に対する個別要素法(DEM)とを結合させた新しい手法を開発し、多相流における流体と粒子との相互作用および粒子挙動を適切に評価することを試みてきた。本研究では、DEMと結合したSIMMERコードの多流体モデルを検証するため、円筒状の粒子ベッドにガスを吹き込んだ自己平坦化試験シリーズの数値シミュレーションを行った。さらに検証を進める必要があるが、シミュレーション結果と試験結果とは適切に一致し、デブリベッドの自己平坦化を評価する手法としての潜在的な可能性を示した。DEMと結合したSIMMERコードは、SFRで粒子ベッドに関する安全評価のための次世代の計算手法として期待される。

論文

Model for particle behavior in debris bed

田上 浩孝; Cheng, S.*; 飛田 吉春; 守田 幸路*

Nuclear Engineering and Design, 328, p.95 - 106, 2018/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

In analyzing the safety of core disruptive accidents in Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs), it is important to evaluate whether the decay heat of debris bed can be removed. The decay heat removability changes depending on the shape of debris bed, which would be deformed by coolant vapor with time. In the present paper, a new model was developed to analyze debris bed behavior with SIMMER, which is a safety analysis code for SFRs. In the new model, the effects of inter-particle collisions and contacts are modeled as inter-particle interaction. Test simulation results show the roles of physical properties in the new model on the dense particle behavior. Assessment results of proposed model based on model experiments indicate that the new model is capable of describing the transient of the shape of the particle bed in the liquid driven by the gas phase. Considering the fact that the process of leveling behavior in model experiments is common for the debris bed in SFRs, the new model can be employed as an analysis tool for debris bed behavior.

論文

Experimental study on debris bed characteristics for the sedimentation behavior of solid particles used as simulant debris

Shamsuzzaman, M.*; 堀江 達郎*; 浮池 亮太*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 田上 浩孝; 鈴木 徹*; 飛田 吉春

Annals of Nuclear Energy, 111, p.474 - 486, 2018/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

Particle bed characteristics are experimentally investigated for the sedimentation and subsequent bed formation of solid particles, related to the coolability aspects in core-disruptive accidents. Presently a series of experiments with gravity driven discharge of solid particles into a quiescent water pool was performed to evaluate bed formation characteristic in the course of particle sedimentation. We evaluated the effects of the crucial factors: nozzle diameter, particle density, particle diameter and nozzle height on four key quantitative parameters of bed shape: mound dimple area, mound dimple volume, repose angle and mound height to illustrate the role of the crucial factors on forming the particle bed shape. The investigated crucial factors exhibit a significant role that diversifies the particle bed formation process. Based on the data obtained in the experimental observations, we developed an empirical correlation to compare the predicted results with the experimental bed heights. The proposed empirical correlation can reasonably demonstrate the general trend of the experimental bed height. This correlation could be useful to assess the particle bed elevation, and to identify the governing parameters.

論文

Development of the evaluation methodology for the material relocation behavior in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

飛田 吉春; 神山 健司; 田上 浩孝; 松場 賢一; 鈴木 徹; 磯崎 三喜男; 山野 秀将; 守田 幸路*; Guo, L.*; Zhang, B.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.698 - 706, 2016/05

AA2015-0794.pdf:2.46MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

炉心損傷事故(CDA)の炉内格納(IVR)はナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全特性向上において極めて重要である。SFRのCDAにおいては、溶融炉心物質が炉容器の下部プレナムへ再配置し、構造物へ重大な熱的影響を及ぼし、炉容器の溶融貫通に至る可能性がある。この再配置過程の評価を可能とし、SFRのCDAではIVRで終息することが最も確からしいことを示すため、SFRのCDAにおける物質再配置挙動の評価手法を開発する研究計画が実施された。この計画では、炉心領域からの溶融物質流出挙動の解析手法、溶融炉心物質のナトリウムプール中への侵入挙動、デブリベッド挙動のシミュレーション手法を開発した。

論文

A Preliminary evaluation of unprotected loss-of-flow accident for a prototype fast-breeder reactor

鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:10.49(Nuclear Science & Technology)

In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.

論文

Numerical simulation for debris bed behavior in sodium cooled fast reactor

田上 浩孝; 飛田 吉春

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

For safety analysis of SFR, it is necessary to evaluate behavior along with coolability of debris bed in lower plenum which is formed in severe accident. In order to analyze debris behavior, model for dense sediment particles behavior was proposed and installed in SFR safety analysis code SIMMER. SIMMER code could adequately reproduce experimental results simulating the self-leveling phenomena with appropriate model parameters for bed stiffness. In reactor condition, the self-leveling experiment for prototypical debris bed has not been performed. Additionally, the prototypical debris bed consists of non-spherical particles and it is difficult to quantify model parameters. This situation brings sensitivity analysis to investigate effect of model parameters on the self-leveling phenomena of prototypical debris bed in present paper. The model parameter is chosen as sensitivity parameter. Sensitivity analysis shows that the model parameters can effect on intensity of self-leveling phenomena and eventual flatness of bed. In all analyses, however, coolant and sodium vapor break the debris bed at mainly center part of bed and the debris is relocated to outside of bed. Through this process, the initial debris bed is almost planarized before re-melting of debris. This result shows that the model parameters affect the self-leveling phenomena, but its effect in the safety analysis of SFRs is limited.

論文

An Investigation on debris bed self-leveling behavior with non-spherical particles

Cheng, S.; 田上 浩孝; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 竹田 祥平*; 西 津平*; 錦戸 達也*; Zhang, B.*; 松元 達也*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(9), p.1096 - 1106, 2014/09

AA2013-0303.pdf:1.68MB

 被引用回数:13 パーセンタイル:12.31(Nuclear Science & Technology)

Studies on debris bed self-leveling behavior with non-spherical particles are crucial in the assessment of actual leveling behavior that could occur in core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors. Although in our previous publications, a simple empirical model (based model), with its wide applicability confirmed over various experimental conditions, has been successfully advanced to predict the transient leveling behavior, up until now this model is restricted to calculations of debris bed of spherical particles. Focusing on this aspect, in this study a series of experiments using non-spherical particles was performed within a recently-developed comparatively larger-scale experimental facility. Based on the knowledge and data obtained, an extension scheme is suggested with the intention to extend the base model to cover the particle-shape influence. Through detailed analyses, it is found that by coupling this scheme, good agreement between experimental and predicted results can be achieved for both spherical and non-spherical particles given current range of experimental conditions.

論文

Experimental study and empirical model development for self-leveling behavior of debris bed using gas-injection

Cheng, S.; 田上 浩孝; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 中村 裕也*; 竹田 祥平*; 西 津平*; Zhang, B.*; 松元 達也*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0022_1 - TEP0022_16, 2014/08

To clarify the mechanisms underlying the debris-bed self-leveling behavior, several series of experiments were elaborately designed and conducted within a variety of conditions in recent years, under the collaboration between Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Kyushu University. The current contribution, including knowledge from both experimental analyses and empirical model development, is focused on a recently developed comparatively larger-scale experimental facility using gas-injection to simulate the coolant boiling. Based on the experimental observation and quantitative data obtained, influence of various experimental parameters, including gas flow rate ($$sim$$ 300 L/min), water depth (180 mm and 400 mm), bed volume (3 $$sim$$ 7 L), particle size (1 $$sim$$ 6 mm), particle density (beads of alumina, zirconia and stainless steel) along with particle shape (spherical and irregularly-shaped) on the leveling is checked and compared. As for the empirical model development, aside from a base model which is restricted to calculations of spherical particles, the status of potential considerations on how to cover more realistic conditions (esp. debris beds formed with non-spherical particles), is also presented and discussed.

論文

Development of assessment method for a self-leveling behavior of debris bed and analyses of experiments

田上 浩孝; Cheng, S.; 飛田 吉春; Guo, L.*; Zhang, B.*; 守田 幸路*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

SFRのシビアアクシデントにおいて、燃料デブリが冷却限界厚さを超えて堆積した場合、セルフ・レベリング挙動によってデブリベッド厚みが冷却限界を下回ることが期待される。ゆえに、SFRの安全解析においてセルフ・レベリング挙動を評価することは重要であるが、これを解析する手法は存在しない。そこで、本研究ではセルフ・レベリング挙動に固有の現象を解析するための新規手法を開発することを目的とする。デブリベッドのセルフ・レベリング挙動の特徴から、Bingham流体を仮定することで新規手法を開発した。新規手法は粒子間衝突を模擬した粒子間相互作用と粒子間接触の効果を模擬した2つのパートにより構成される。この新規手法に対して固気液三相流からなるセルフ・レベリング挙動模擬実験を用いて検証を行った。新規手法は、モデルパラメータに依存するものの模擬実験結果をよく再現する。このことから、本新規手法がSFR環境下におけるデブリベッドのセルフ・レベリング挙動に対する適用性を有することが示された。

論文

Safety evaluation of prototype fast-breeder reactor; Analysis of ULOF accident to demonstrate in-vessel retention

鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 伊藤 啓

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07

In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation, hence, should be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU reflecting the knowledge newly obtained after the original licensing application, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.

論文

Evaluation of debris bed self-leveling behavior; A Simple empirical approach and its validations

Cheng, S.; 田上 浩孝; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 63, p.188 - 198, 2014/01

 被引用回数:21 パーセンタイル:4.37(Nuclear Science & Technology)

To clarify the mechanisms underlying the debris bed self-leveling behavior, several series of experiments were elaborately designed and conducted in recent years under the constructive collaboration between Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Kyushu University (Japan). Based on the experimental observations and quantitative data obtained from various conditions, a simple empirical approach to predict the self-leveling development depending on particle size, particle density and gas velocity was proposed. To confirm the rationality and wide applicability of this approach, over the past few years extensive efforts have been made by performing modeling investigations against a large number of experimental data covering various conditions (including difference in bubbling mode, bed geometry and range of experimental parameters). The present contribution synthesizes these efforts and gives detailed comparative analyses of the performed validations, thus, providing some insight for a better understanding of CDAs and improved verifications of computer models developed in advanced fast reactor safety analysis codes.

論文

A Methodological study extending an empirical model to predict self-leveling behavior of debris beds with non-spherical particles

Cheng, S.; 田上 浩孝; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 中村 裕也*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*

Proceedings of International Conference on Power Engineering 2013 (ICOPE 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/10

In our previous publications, a simple empirical model, with its wide applicability confirmed over various experimental conditions, has been successfully proposed to predict the debris bed self-leveling behavior of spherical particles. Based on existing experimental knowledge obtained, in this study a methodological framework is developed with the purpose of extending its predicative capability for non-spherical particles. The proposed framework principally consists of two empirical terms - with one for correcting the terminal velocity of single non-spherical particles, which is the key parameter in our modeling, and the other for representing the additional particle-particle interactions caused by the shape-related parameters. Through the preliminary analyses, it was found that by linking the Geldart's method with our recently developed pressure-drop measurement facility, the terminal velocity of irregularly-shaped particles can be readily achieved, while for modeling the additional particle-particle interactions, based on the latest data available a parametric study is also conducted to identify the potential contributors.

論文

Application of a large deformation method for self-leveling behavior of a debris bed

田上 浩孝; 飛田 吉春

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

ナトリウム型高速炉の場合、シビアアクシデント発生時に燃料溶融が発生し冷却材と接触すると微粒化され、構造物表面に堆積しデブリベッドを形成する。デブリベッドの安定冷却評価のためには、デブリベッドが冷却限界厚さを超えるかどうかを評価する必要がある。一方で、セルフ・レベリング挙動によりデブリベッド厚さが変化することから、デブリの挙動も含めて評価しなければならない。しかしながら、これを評価できる計算コードはこれまでに開発されてこなかった。本研究では、SIMMERコードを用いてセルフ・レベリング挙動を評価できるよう手法を開発する。この現象を解析するためには2つの手法が必要である。このため、巨視的モデルを組み込むとともに、大変形解析手法を固気液混相流に利用できるように修正した。修正を行ったSIMMERコードはセルフ・レベリング挙動に重要な2つの現象をよく再現しており、実機条件への適用に向けた基礎的部分が完成した。

論文

Experimental investigation of debris sedimentation behaviour on bed formation characteristics

Shamsuzzaman, M.*; 堀江 達郎*; 浮池 亮太*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 田上 浩孝; 鈴木 徹; 飛田 吉春

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

溶融炉心物質の微粒化したデブリの堆積挙動の研究は、ナトリウム冷却型高速炉における炉心損傷事故事象を評価するうえで重要である。本研究では、この挙動を解明するため、静止水プール中にノズルから固体デブリを重力によって放出する一連の実験を実施した。最大10Lの量の放出デブリは、容器底部の収集板上に最終的に堆積し、実験パラメータに依存してガウス型の凸状あるいはリング型の凹状の山を形成した。直径2, 4, 6mm、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$, ZrO$$_{2}$$及びステンレス鋼の三種類の球形デブリを用い、デブリ径及びデブリ体積とともにノズル径及びデブリ堆積がデブリベッドの山の高さに与える影響を調べた。本デブリ堆積実験では、山の高さはノズル径が大きくなるにつれて低くなり、デブリ体積が増加するにつれて高くなった。一方、密度の増加に対して山の高さは低くなり、デブリ径に対してはそのような変化は観察されなかった。実験観察で得られたデータに基づき、堆積過程におけるデブリデッドの山の高さの変化を予測する経験モデルを次元解析を適用することで開発した。

論文

Numerical simulation of the self-leveling phenomenon by modified SIMMER-III

Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 田上 浩孝; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 10 Pages, 2012/07

高速炉の仮想的炉心損傷事故では破損した炉心物質は、炉心支持板上及び下部入口プレナム内における急速な冷却固化と微粒化によってデブリベッドを形成する。デブリベッド内でのナトリウムの沸騰はベッドを平坦化する効果があり、これはベッドの臨界性と冷却性に大きな影響を与える。したがってこのセルフ・レベリング挙動、特にその数値シミュレーション手法を開発する必要がある。従来幅広く使われて来た高速炉安全解析コードSIMMER-IIIは粒子間の相互作用をモデル化していないため、この挙動の解析へそのまま適用することは困難である。しかしながら、固体粒子の影響を考慮したモデルをSIMMER-IIIに組み込むことでこの現象を解析できる可能性がある。このため、デブリ流動化モデルをSIMMER-IIIへ組み込み、既存のセルフ・レベリング挙動模擬試験の解析を行い、試験結果との比較を行った。試験結果と解析結果の比較的良い一致から、改良SIMMER-IIIはセルフ・レベリング挙動、特にセルフ・レベリングの発生の有無を適切な精度でシミュレーションできることが示された。一方で、セルフ・レベリングの過渡挙動を適切に再現するにはさらなるモデル改良の必要性があることも示された。

論文

A Simple approach to the prediction of transient self-leveling behavior of debris bed

Cheng, S.*; 甲斐 貴之*; 権代 陽嗣*; 中村 裕也*; 浮池 亮太*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 田上 浩孝; et al.

Proceedings of 4th International Symposium on Heat Transfer and Energy Conservation (CD-ROM), 5 Pages, 2012/01

There is a possibility of the formation of conically-shaped debris bed over the core-support structure and/or in the lower inlet plenum of the reactor vessel, postulates core disruptive accident (CDA) in a sodium-cooled fast reactor (SFR). However, coolant boiling may lead ultimately to leveling of the debris bed. In this study, nitrogen gas was used to clarify this behavior percolating uniformly through particle beds. Wide ranges of experimental parameters were used. Based on the experimental data, a simple empirical approach was suggested to evaluate the transient variation in the bed inclination angle during the leveling. Validation of this approach was confirmed through analyses of the effects of experimental parameters, while its applicability to extended conditions (different initial inclination angles) was further validated by several typical experimental cases.

口頭

気相吹き込みによる固体粒子ベッドのレべリング特性に関する研究

中村 裕也*; 権代 陽嗣*; Cheng, S.*; 竹田 祥平*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 田上 浩孝; 鈴木 徹; et al.

no journal, , 

高速炉炉心損傷事故時の崩壊熱除去過程におけるデブリベッドの運動挙動を明らかにするため、固体粒子ベッド底面からの気相吹き込みによって冷却材沸騰を模擬した試験研究を実施し、比較的大きな気相流量条件下でのセルフレべレリング特性について基礎的な知見を得た。

口頭

デブリベッドのセルフ・レベリング挙動評価手法の開発

田上 浩孝; Cheng, S.; 飛田 吉春; Guo, L.*; Zhang, B.*; 守田 幸路*

no journal, , 

ナトリウム冷却型高速炉(SFR)のATWSによる炉心損傷事故(CDA)において事故の炉容器内格納(IVR)が達成可能であることを評価するためには、デブリベッドの安定冷却を確認することが重要となる。本研究ではSFRの安全解析コードであるSIMMERを用いて、デブリベッドの冷却性に大きな影響を与えるセルフ・レベリング挙動をオイラー方程式系で評価する手法の基礎的なアルゴリズムの開発を行った。

口頭

炉心損傷時の炉心物質再配置挙動評価手法の開発,1; 全体計画と流出挙動評価手法の開発

飛田 吉春; 神山 健司; 鈴木 徹; 松場 賢一; 田上 浩孝; 山野 秀将; 守田 幸路*; Guo, L.*; Zhang, B.*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の炉心損傷事故における炉心物質の流出挙動及び堆積デブリの自己平坦化挙動(セルフ・レベリング)について炉内構造設計及び安全評価に適用可能な評価手法を開発することを目的とした評価手法の開発計画の概要と流出挙動評価手法の進捗について報告する。

口頭

炉心損傷時の炉心物質再配置挙動評価手法の開発,5; 巨視的モデルによるセルフ・レベリング挙動実験解析

田上 浩孝; 飛田 吉春; Cheng, S.; Guo, L.*; Zhang, B.*; 守田 幸路*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速増殖炉(SFR)のATWSによる炉心損傷事故(CDA)において事故影響の炉容器内格納を達成するためには、炉心物質が微粒化して炉容器下部プレナムに形成するデブリベッドの安定冷却を確認することが重要となる。本研究ではセルフ・レベリング挙動の模擬実験を解析対象として、SFRの安全解析コードであるSIMMERに組み込んだセルフ・レベリング挙動評価モデルの検証解析を実施した。

34 件中 1件目~20件目を表示