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論文

Droplet generation during spray impact onto a downward-facing solid surface

Zhan, Y.*; Sun, G.*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 126, p.110402_1 - 110402_8, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Thermodynamics)

Experiments were conducted to explore the droplet generation process when an ascending liquid spray impacts on a downward-facing solid surface. The droplets generated in the present experiments were classified into the two types: one is the splashing droplets generated by the impacts of droplets in spray and the other is the falling droplets produced from a liquid film formed on the solid surface. The falling droplets were further classified to the first falling droplets and the satellite droplets. It was found that the ratio of the splashing droplets increases with an increase in the impact Weber number. The size of the splashing droplets was in the same order with the impacting droplets in spray. On the other hand, the size of the falling droplets was inversely proportional to their order. Using the experimental data, dimensionless correlations were developed for the rates and sizes of the splashing and falling droplets.

論文

Numerical modeling of radiation heat transfer from combusting droplets for a sodium fire analysis

青柳 光裕; 高田 孝; 宇埜 正美*

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111258_1 - 111258_11, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

This study aims to model radiation heat transfer from combusting droplets numerically. In the modeling, radiation energy transport on the combusting area around a sodium droplet is formulated considering emission, absorption and scattering as interaction with surrounding gas radiation. Radiation energy from the combusting droplets is added to the source term of the radiation transport equation in the 6-flux gas radiation model for the multi-dimensional sodium fire analysis code AQUA-SF. Direct radiation heat transfer from combusting droplets can be simulated by this improved model. The improved model is tested through the verification analyses of single droplet combustion and the benchmark analysis on the upward sodium spray combustion experiment. The results of the test analyses show increase in heat transfer to the walls due to the droplet radiation. As the result, the sodium fire analysis becomes more reasonably by the improved model.

論文

Droplet entrainment by high-speed gas jet into a liquid pool

杉本 太郎*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111306_1 - 111306_11, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム-水反応現象の評価において、液体ナトリウム中の高速気体ジェットによる液滴エントレインメントは重要な要素現象である。本研究では、ナトリウム-水反応現象解析コードの液滴エントレインメントモデル整備に資することを目的として、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントを対象に、フレームストラドリング法を用いた可視化実験を実施した。本実験では、液滴の発生と移動に関する鮮明な画像の取得に成功し、その画像処理から計測位置や気相噴出流速をパラメータとした液滴径と液滴速度を取得した。取得したデータは、現象解明と解析モデルの整備に寄与するものである。

論文

Development of spin-contrast-variation neutron powder diffractometry for extracting the structure factor of hydrogen atoms

三浦 大輔*; 熊田 高之; 関根 由莉奈; 元川 竜平; 中川 洋; 大場 洋次郎; 大原 高志; 高田 慎一; 廣井 孝介; 森川 利明*; et al.

Journal of Applied Crystallography, 54(2), p.454 - 460, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Chemistry, Multidisciplinary)

山形大学が原子核物理実験用に開発した結晶試料の核スピン偏極技術を、スピンコントラスト偏極中性子回折測定法に展開し、水素核偏極化されたグルタミン酸を用いて粉末結晶試料中の水素の配向および凝集・分散などの構造情報を抽出できることを実証した。

論文

Experimental study on secondary droplets produced during liquid jet impingement onto a horizon solid surface

Zhan, Y.*; 桑田 裕介*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 120, p.110249_1 - 110249_12, 2021/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.93(Thermodynamics)

Experiments were preformed to measure the mass and size of secondary droplets splashed during liquid jet impingement onto a horizontal solid surface. To explore the effects of liquid hydraulic properties, pure water, two aqueous solutions of glycerin, and two aqueous solutions of ethanol were used as the test solutions. Using the experimental data accumulated in this work, dimensionless correlation was developed for the splash ratio. Here, it was assumed that the mass of secondary droplets splashed per impact can be expressed as a function of the impact Weber number and the Ohnesorge number. The correlations for the Sauter mean diameter and the size distribution of secondary droplets were also proposed. It was shown that the size distribution of the secondary droplets can be fitted with the log-normal distribution. Two parameters determining the log-normal distribution profile were correlated by the impact Weber number.

論文

原子力安全にかかるパンデミックの国内外の現状と課題

小林 哲朗*; 高田 孝; 成宮 祥介*; 飯田 晋*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(1), p.50 - 54, 2021/01

2019年12月以降、中国湖北省武漢市を中心に発生した新型コロナウィルス感染症COVID-19は、翌年急激にパンデミック(感染症の世界的な大流行)に発展し、世界の人的・経済的・社会的な影響は極めて大きなものとなっている。そこで本稿では、パンデミックに対する原子力施設の安全について、国内外の医療以外の措置の現状と課題を解説する。

論文

Dynamic PRA of flooding-initiated accident scenarios using THALES2-RAPID

久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*

Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2279 - 2286, 2020/11

確率論的リスク評価(PRA)は巨大かつ複雑なシステムをリスクを評価する手法の1つである。従来のPRA手法を用いて外部事象のリスクを評価する場合、構造物、系統及び機器の機能喪失時刻の取扱いが困難である。この解決策として、熱水力解析と外部事象評価シミュレーションをRAPID (Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)コードを用いて結合した。外部事象としてPWRプラントにおけるタービン建屋内での内部溢水を選定し、溢水進展評価にはベルヌーイ則に式を用いた。また、溢水源の流量及び緩和設備の没水基準に関する不確実さを考慮した。回復操作については、運転員による溢水源の隔離とポンプによる排水を仮定とともにモデル化した。結果として、隔離操作が排水と組み合わせることによりより有効になることが示された。

論文

Case study on sampling techniques using machine learning and simplified physical model for simulation-based dynamic probabilistic risk assessment

久保 光太郎; Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 11 Pages, 2020/11

動的確率論的リスク評価(PRA)は、従来のPRAよりも現実的で詳細な解析を可能とする。しかし、これらの改善とトレードオフの関係にあるのは、多数の熱水力解析を行うことに伴う膨大な計算コストである。本研究では、機械学習に基づいて、熱水力解析を省略することでこの計算コストを削減することを目指した。機械学習には、サポートベクターマシンを選択し、その構築には高忠実度・高コストの詳細モデルと、低忠実度・低コストの簡易モデルを用いた。その結果、今回仮定した条件においては、精度を大幅に低下させることなく計算コストを約80%削減することができた。

論文

A Comparative study of sampling techniques for dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants

久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.308 - 315, 2020/10

動的確率論的リスク評価(PRA)PRAは従来のPRA手法の現実性と網羅性を向上させる手法の一つである、しかしながら、それらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。本稿では、複数のサンプリング手法を簡易的な事故シーケンスに対する動的PRAに対して適用した。具体的には、モンテカルロ法,ラテン超方格法,格子点サンプリング及び準モンテカルロ法を比較した。その結果、今回の検討の範囲においては、準モンテカルロ法が最も効率的であった。

論文

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,3; 外部ハザードについて考えるべきこと

高田 孝*; 山野 秀将; 成宮 祥介*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(8), p.448 - 451, 2020/08

外部ハザードについて、リスク評価におけるハザードの選定や評価として適用されるリスク分析について概説するとともに、一例として火山降灰ハザード評価について示している。また、リスク評価の目的は原子力施設の安全性の確保や向上であり、外部ハザードのリスク評価から得られた情報を用いたリスク対処に対するプロセスについても考察を行った。

論文

Sodium fire analysis using a sodium chemistry package in MELCOR

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Louie, D. L. Y.*; Clark, A. J.*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。本研究ではF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を実施して、プール燃焼モデルの評価と、今後のモデル改良に向けた課題抽出を実施した。MELCOR解析の結果、ナトリウム供給中のプール燃焼率やプール温度、ガス温度等は、実験結果よりも低い結果が得られた。これはナトリウムプールから床への過剰な伝熱が原因であり、床の伝熱モデルを改良する必要性が示唆された。ナトリウム供給停止後は、実験ではプール表面の酸化物層の影響で燃焼率が抑制されたが、解析ではこの効果がモデル化されていないため、比較的高い燃焼率や温度が継続した。この結果より、酸化物によりプール燃焼の抑制するモデルも組込みが必要である。

論文

Development of ex-vessel phenomena analysis model for multi-scenario simulation system, spectra

内堀 昭寛; 青柳 光裕; 高田 孝; 大島 宏之

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

ナトリウム(Na)冷却高速炉のシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価するマルチシナリオシミュレーションシステムSPECTRAを新たに開発した。本件では、炉外側の質点系圧縮性気相挙動解析モジュール及びNa-コンクリート相互作用モジュールの妥当性を基礎的な解析から個別に確認し、さらに原子炉容器及び1次冷却系配管からのナトリウム漏えいを想定とした解析を実施し、炉外側モジュール全体としての妥当性を確認した。

論文

Numerical validation of AQUA-SF in SNL T3 sodium spray fire experiment

曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Louie, D. L. Y.*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 4 Pages, 2020/08

ナトリウム燃焼における多次元効果の検証のために、原子力機構においてSNL T3ナトリウム燃焼試験をAQUA-SFおよびSPHINCSコードを用いて検証を行った。解析において、試験中の燃焼停止期間を模擬し、ナトリウム液滴径の最適化を行うことで、試験結果の再現を行った。その際、AQUA-SFにおけるBest estimateの液滴径は2.5mmとなり、ハイスピードカメラによる測定と矛盾しない結果を得ることができた。

論文

Advancement of elemental analytical model in LEAP-III code for tube failure propagation

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Li, J.*; Jang, S.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00548_1 - 19-00548_11, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。

論文

Sodium fire models for in- and ex-vessel safety analysis code SPECTRA

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之

Transactions of the American Nuclear Society, 122(1), p.862 - 865, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉における過酷事故を含む多様なシナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールとしてSPECTRAコードを開発している。本報ではSPECTRAコードの全体像および、ナトリウム燃焼モデルの概要と検証・妥当性評価について述べる。SPECTRAは炉内/炉内のそれぞれでの熱, 物質, 運動量輸送を計算する炉内・炉外基本モジュールをベースとして、両基本モジュールを連成させることで炉内・炉外事象を一貫して解析する。また炉内における溶融燃料挙動や、炉外でのナトリウム化学反応等の主要な個別現象はサブモジュールによって計算される。ナトリウム燃焼サブモジュールは、既存のナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSから物理モデルを抽出し、SPECTRAへ組み込まれている。検証では、既存コードによる結果と比較し、良好に一致することが確認されている。また基礎的な妥当性確認として、単一液滴落下実験(FDシリーズ)のベンチマーク解析を実施し、SPECTRAによる解析結果は落下速度や燃焼率について実験結果を良好に再現している。

論文

Effects of surface tension and viscosity on liquid jet breakup

Zhan, Y.*; 桑田 裕介*; 丸山 清嵩*; 大川 富雄*; 榎木 光治*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 112, p.109953_1 - 109953_8, 2020/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.53(Thermodynamics)

The breakup process of liquid jet was explored through visualization to develop a prediction model for liquid splash. Water, ethanol aqueous solution, and glycerin aqueous solution were used as the test liquids to explore the effects of surface tension and viscosity. Since the droplets were produced due to jet breakup, the impact frequency was zero just downstream of the nozzle and increased asymptotically with an increase in the distance from the nozzle. Thus, auxiliary correlations were developed for the minimum breakup length where the jet breakup is initiated, the maximum breakup length where the jet breakup is completed, the mean droplet size and the impact frequency. It was demonstrated that the impact frequencies calculated by the proposed model agree with the experimental data fairly well. For the application to coolant leakage in sodium-cooled fast reactors, a simple method to ensure conservative estimation of the impact frequency was also proposed.

論文

伝熱管破損伝播事象に対する数値解析コードLEAP-IIIの開発

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00353_1 - 19-00353_6, 2020/03

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。

論文

PIRT手法によるナトリウム火災時の重要現象評価

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00366_1 - 19-00366_8, 2020/03

ナトリウム(Na)冷却高速炉においては、冷却材Naの漏えいに伴うNa火災の発生が懸念されている。Na火災時の種々の影響を評価するため、原子力機構ではNa燃焼解析コードを開発している。本報では、Na火災事象における関連現象の重要度評価および重要現象に対する評価マトリクスの構築とともに、評価マトリクスに基づくNa燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSの妥当性評価解析について述べる。妥当性評価解析は、Run-E1スプレイ燃焼実験に対して実施し、両解析コードによる圧力変化挙動は実験結果と良好な一致を示した。

論文

Identification of important phenomena through the PIRT process for development of sodium fire analysis codes

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 353, p.110240_1 - 110240_10, 2019/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:44.1(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。さらに、より精緻な妥当性評価を念頭に、エアロゾル挙動モジュールおよび多次元コードのCFDモジュールの詳細な評価に関する検討を実施した。

論文

Application of unstructured mesh-based sodium-water reaction analysis code SERAPHIM

内堀 昭寛; 椎名 祥己*; 渡部 晃*; 高田 孝

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.5315 - 5324, 2019/08

ナトリウム-水反応現象数値解析コードSERAPHIMを開発している。最近の研究で、伝熱管群の存在する複雑形状領域に対応するため非構造格子解析手法を本解析コードへ導入した。本研究では、非構造格子SERAPHIMコードの適用性を確認するため、伝熱管群体系でのナトリウム-水反応試験を解析した。解析の結果、高温領域の形成位置やその温度レベルが試験結果に一致することを確認した。

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