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論文

France-Japan collaboration on severe accident studies in sodium-cooled fast reactors, 1; Severe accident scenarios assessment

小野田 雄一; 石田 真也; 深野 義隆; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 柴田 明裕*; Bertrand, F.*; Seiler, N.*

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

PIRTs have been developed and are reported for the 3 sequence event families of SFR severe accidents. For ULOF, there are 13 phenomena ranked with high importance and large uncertainty. Two PIRTs for primary phase of UTOP have been developed based on those of ULOF. Two phenomena with high importance and large uncertainty both in FRN and JPN ranking are highlighted. For USAF PIRT, they are eight phenomena ranked important and uncertain by both sides related to heat transfer coefficient, chunk relocation in the molten pool of the initiating SA and to thermomechanical loading on the hexcan of the initiating SA. These phenomena are recognized to deserve priority study. The event progression regarding FP transport focusing on phenomena of ULOF is investigated. Seven phenomenological phases were identified along with the accident sequences and of their events progression. The summary of the elementary phenomena on this PIRT, and the vote for the table are foreseen in the future study.

論文

Validation study on SFR core bowing codes using Joyo ex-core experiment data; Single duct bowing benchmark

大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。

論文

Validation study on SFR core bowing codes using Joyo ex-core experiment data; Multiple duct bowing benchmark

Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の複数ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単列ダクトの熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。

論文

Study on the difference between B$$_{4}$$C powder and B$$_{4}$$C pellet regarding the eutectic reaction with stainless steel

Hong, Z.*; Ahmed, Z.*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将; Erkan, N.*; Sharma, A. K.*; 岡本 孝司*

Progress in Nuclear Energy, 171, p.105160_1 - 105160_13, 2024/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:95.99(Nuclear Science & Technology)

本研究では、B$$_{4}$$C粉末とステンレス鋼(SS)間との共晶反応はB$$_{4}$$C粉ペレットとSS間とのそれより相当に速いことが分かった。粉末及びペレットに対して導出された反応速度定数は参考文献値によく一致している。また、粉末とペレットの場合の詳細微細構造をSEM/EDSを用いて組成分析を行った。粉末の場合、(Fe,Cr)Bからなる反応層として厚肉層が見られた。一方、ペレットの場合、2つの反応層が見られた。

論文

A Quantitative method of eutectic reaction study between boron carbide and stainless steel

Hong, Z.*; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; Liao, H.*; Yang, H.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*

Annals of Nuclear Energy, 180, p.109462_1 - 109462_9, 2023/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:34.71(Nuclear Science & Technology)

実機制御棒の模擬材として、B$$_{4}$$C材とSUS304を用いて一連の実験を実施した。1450K-1500Kの温度範囲で共晶反応速度定数を得た結果、本研究で得られた反応速度定数は参照値と一致した。また、反応面の微細構造を観察し、組成分析を行った。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2020

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; et al.

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09

本発表はプロジェクト全体概要及び2020年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶反応速度の測定並びに、SS坩堝の中にB$$_{4}$$Cペレットを置いたB$$_{4}$$C-SS共晶反応速度実験の数値解析を通じて、解析コード内の共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。

論文

Development of methodology to evaluate mechanical consequences of vapor expansion in SFR severe accident transients; Lessons learned from previous France-Japan collaboration and future objectives and milestones

Bachrata, A.*; Gentet, D.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; 久保田 龍三朗*; 曽我部 丞司; 佐々木 啓介; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04

日仏協力の枠組みにおける目的の1つは、計算方法を定義および評価し、ナトリウム高速炉(SFR)における重大事故シナリオの現象とその結果を調査することである。SFRのナトリウムプレナムで発生する燃料-冷却材相互作用によって生じる構造物の機械的応答を評価するための方法論は、2014-2019年の日仏協力の枠組みの中で定義された。2020-2024年の期間に広がった枠組みについて、主な目的とマイルストーンを本論文で紹介する。研究の目的は、原子炉容器の機械的強度の限界と重大事故により受ける機械的荷重との間のマージンを包括的に扱うことである。この目的のため、SIMMERコードを使ってSFRの炉心損傷事故を解析する。流体構造の相互作用については、流体構造ダイナミクスツール(CEA側はEUROPLEXUS、JAEA側はAUTODYN)を用いて評価する。本論文では、ホットプレナムの蒸気膨張過程の評価を示すため、ベンチマーク研究について説明する。そのために、蒸気膨張に至る、出力逸走後のASTRID 1500MWth炉心が損傷した状態に基づく共通入力データを使用する。本研究では、SIMMER入力データにおいて事故時の緩和デバイスであるトランスファーチューブの作用を制限し、溶融炉心物質を上向きに流出させることによって、最も厳しいケースを示した。本論文では最も厳しいケースを示したが、EUROPLEXUSとAUTODYNの両方の計算結果で、原子炉容器の有意な変形は生じなかった。これは、炉心膨張過程で想定した機械的エネルギーが小さかったためである。

論文

Coolability evaluation of debris bed on core catcher in a sodium-cooled fast reactor

松尾 英治*; 佐々 京平*; 小山 和也*; 山野 秀将; 久保 重信; Hourcade, E.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; Bachrata, A.*; Dirat, J. F.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

炉心損傷事故(CDA)時に炉心から排出される溶融燃料は、下部ナトリウムプレナムで燃料冷却材相互作用により固化した粒子デブリになり、そのデブリは、原子炉容器の下部にあるコアキャッチャー上にベッドを形成する可能性がある。デブリベッドの冷却性評価は、コアキャッチャーの設計に必要である。本研究の目的は、ASTRID設計のために、コアキャッチャー上のデブリベッドの冷却性を評価することである。この目的のための第一歩として、デブリベッドのみをモデル化することにより、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドの冷却性計算が実施された。したがって、コアキャッチャーの設計及び崩壊熱除去系の詳細は、本論文では述べていない。全ての計算において、デブリベッド近くの冷却材温度はパラメータである。計算ツールは、一次元プラント動特性解析コード、Super-COPDに組み込まれたデブリベッドモジュールである。その評価は、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドが、コールドプール中のコアキャッチャー近くの十分な冷却材流量を確保する設計により冷却可能となることを示している。

報告書

Reviews of experimental studies on various geometrical contact modes of vapor explosions

H.-S.Park*; 山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 工藤 保; 杉本 純

JAERI-Review 96-018, 46 Pages, 1996/11

JAERI-Review-96-018.pdf:1.99MB

原子炉のシビアアクシデントにおいて問題となっている現象のひとつである水蒸気爆発は、一般に3つの接触モード、すなわち溶融物落下、層状および注入(溶融物注入及び冷却材注入)モードに分類される。この中で溶融物落下モードは最も重要視され、多くの研究が行われてきた。しかし他のモードはこれまであまり注目されていない。本報告は、主に層状と注入モードの水蒸気爆発についての実験的知見を整理し、さらに研究を必要とする分野を見つけることを目的としたレビューである。理論的モデルが確立されていない現状において、実験から実機条件へのスケーリングを行うために実験的な視点からの方法を開発することが重要である。初期及び境界条件をよく制御し、直接機械的エネルギー発生を測定できる実験装置で、多様な接触モードの水蒸気爆発実験を行うことが望ましい。

報告書

蒸気爆発進展過程における膜沸騰の崩壊挙動に関する研究

八木 理公; 阿部 豊*; 安達 公道*; 小林 朋能*; 山野 憲洋; 杉本 純

JAERI-Research 96-032, 152 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-032.pdf:4.05MB

熱的デトネーションモデルに基づく蒸気爆発進展過程の予備的シミュレーションを行った結果、膜沸騰を崩壊させるために必要となる蒸気爆発素過程の移行条件としての圧力条件が蒸気爆発発生の有無に極めて重大な影響を及ぼすことを明らかにした。そこで、高温の炭素鋼球またはステンレス鋼球表面上に膜沸騰を形成させ、圧力波による強制的な膜沸騰の崩壊挙動を観察し、膜沸騰崩壊条件に関する基礎的な実験を実施した。特にステンレス鋼球の実験の場合、鋼球表面温度は圧力波の通過により急激に降下し、圧力波が通過した直後の鋼球の表面温度変化から、膜沸騰の崩壊挙動が膜沸騰の非崩壊、崩壊、崩壊後再発生の3パターンに分類できることを確認した。また、本実験条件の範囲においては膜沸騰の崩壊させるのに必要となる圧力が鋼球の初期温度に強く依存することを確認した。

論文

Technical note on ex-vessel core melt debris coolability and steam explosions

山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 杉本 純

NEA/CSNI/R(96)24, 0, p.1 - 49, 1996/00

シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器内で冷却されずに原子炉キャビティ等に落下すると、溶融炉心がコンクリートを分解侵食する恐れがある。この溶融炉心コンクリート相互作用を防止するために冷却水を注入することが考えられるが、その有効性は明らかではなく、逆に、大規模な水蒸気爆発に至る恐れもある。そこで、水の注入による溶融炉心の冷却可能性や水蒸気爆発について、知見の現状、不確実性、今後必要とされる研究をまとめるとともに、現時点での知見に基づいて最善と思われるアクシデントマネジメント手法についての提案を行った。

論文

Studies on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純

NUREG/CP-0157, 2, p.161 - 172, 1996/00

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。これまでに、テルミット反応により生成される酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として用いたスコーピング実験を2回実施した。実験後観察において、固化した酸化アルミニウムの表面が粗く、クラックが形成されたことを確認した。また、超音波技術を用いた測定から、実験容器と酸化アルミニウム固化物との間に1mm程度のギャップが存在することが明らかとなった。実験容器外壁で急峻な温度低下が観測された。このことは、実験容器と固化物との間に形成されたギャップ内に冷却水が浸入したことを示唆しているものと思われる。実験容器外壁の温度履歴から容器内面における熱流束を評価し、ギャップ内限界熱流束に関する既存の相関式と比較した。

論文

Study on steam explosion and molten core coolability in ALPHA program

山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 工藤 保; H.S.Park*; 杉本 純

Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.827 - 838, 1996/00

原研のALPHA計画では溶融炉心冷却材相互作用試験において、原子炉のシビアアクシデント時に溶融炉心と冷却材が接触した場合に起こる種々の相互作用について広範な研究を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心が冷却材中に落下した場合の水蒸気爆発の特性や種々のパラメータが水蒸気爆発の発生に与える影響について調べている。溶融物冷却性実験では、アクシデントマネジメントとして溶融炉心に冷却材を注入した場合を想定し、注水モードによる相互作用の違いを調べた。これらの研究から得られた成果は国のアクシデントマネジメントの検討等にも用いられている。新たにTMI-2号炉事故でみられたような圧力容器内底部に溜まった水中に溶融炉心が流れ込んだ場合の溶融炉心の冷却機構を調べる研究を開始した。これらの実験研究とともに、水蒸気爆発解析コードJASMINE等、計算モデルの開発も実施している。

論文

Study of premixing phase of steam explosion with JASMINE code in ALPHA program

森山 清史; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 杉本 純

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.903 - 915, 1996/00

原研では水蒸気爆発解析コードJASMINEの開発を行っている。本コードは(株)富士総合研究所によって開発された多次元多相流水力解析コードMISTRALをベースに開発され、現在粗混合モジュールの基本的な枠組みを完成して試計算を行っている。基礎式はもとのコードのものを用いており、冷却材、蒸気、溶融炉心の3相についての質量、運動量、エネルギー保存式を3次元オイラー系で記述したものである。相間の相互作用項と流動様式については、粗混合過程の現象をモデル化したものを組みこんだ。コード検証の第一段階として固体粒子を水中に投入した実験について解析を行い、実験結果との間で比較的良好な一致が得られた。また、コードに組みこまれているTVDスキームが溶融物の分布を精度よく捕らえるために有効であることがわかった。

論文

In-vessel debris coolability experiments in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純

Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA96), 3, p.1367 - 1374, 1996/00

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。この実験ではテルミット反応により生成した高温の溶融酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する。これまでに実施した2回の実験においては、30kgあるいは50kgの溶融酸化アルミニウムを、圧力容器下部ヘッドを模擬している実験容器に流し込んだ。実験容器内の初期水位は30cmである。実験後に冷却固化した酸化アルミニウムを観察し、表面が非常に粗いこと、クラックが形成されていること、等を確認した。また、溶融物及び実験容器壁の温度履歴測定結果は、実験容器内で固化した酸化アルミニウムと容器壁との間に水が浸入した可能性を示唆した。実験容器壁の温度減少速度から、容器内壁における熱流速は概ね300~400kW/m$$^{2}$$と評価された。

論文

Core melt behaviors and thermal properties in LWR severe accident

杉本 純; 上塚 寛; 日高 昭秀; 丸山 結; 山野 憲洋; 橋本 和一郎

Thermophysical Properties 17 (17th Japan Symp. 1996), 0, p.163 - 166, 1996/00

シビアアクシデント時の伝熱挙動は、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。このうち溶融炉心の挙動としては、炉心の溶融進展、溶融炉心の自然対流、溶融炉心と原子炉圧力容器壁との反応、原子炉圧力容器外部冷却法による溶融炉心の冷却、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心と格納容器床コンクリートとの反応などがある。これらの現象を明らかにするとともに、解析的な評価を行うためには、溶融炉心の融点である2,800$$^{circ}$$Cを越える高温での溶融炉心の比熱、熱伝導率、熱拡散率、密度、表面張力、粘度等の熱物性値が必要である。また、関連する実験とその解析を行うためにも実験体系における同様の熱物性値が必要である。しかし、これらについては非常に限られたものしか得られていないのが現状である。本稿では、シビアアクシデント時の溶融炉心挙動と熱物性について、研究の現状と今後の課題について述べている。

報告書

水蒸気爆発解析コードJASMINEの開発

森山 清史; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 永野 勝尋*; 荒木 和博*; 杉本 純

JAERI-Data/Code 95-016, 50 Pages, 1995/11

JAERI-Data-Code-95-016.pdf:1.61MB

原子炉のシビアアクシデント時に格納容器の健全性を脅かす可能性を持つと考えられている水蒸気爆発現象の全過程のシミュレーションを目的とした解析コードJASMINE(JAeri Simulator for Multiphase INteraction and Explosion)を開発している。粗混合過程に関するモデルは(株)富士総合研究所が開発した粗混合解析コードMISTRALを基に、多相間の相互作用を記述する構成式や流動様式モデル等を粗混合過程解析のために変更したものである。試計算として固体粒子と水の混合についてのGlibertsonらの非加熱体系の実験、Angeliniらの加熱粒子を用いた実験(MAGCO)の条件で解析を行い、実験結果および他のコードの計算結果との比較を行った。

論文

Accident management measures on steam explosion and debris coolability for light water reactors

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

NEA/CSNI/R(95)3, 0, p.223 - 240, 1995/07

軽水炉の溶融炉心冷却材相互作用を明らかにするために、ALPHA計画では溶融物落下水蒸気爆発実験、溶融物冷却性実験を実施している。これらの実験の主目的の1つは、格納容器内における水蒸気爆発及びデブリ冷却性に関するアクシデントマネジメント手法の有効性を検討することである。両実験から、溶融物が冷却水プール中に落下する体系では、溶融物の分散により水蒸気爆発発生の確率が減少すること、溶融物分散がより大規模な水蒸気爆発を引き起こし得ることをあきらかにするとともに、水蒸気爆発の抑制に対する雰囲気圧力及び冷却水温度の効果を確認した。また、冷却水を溶融物に供給する体系における溶融物と冷却水との熱伝達特性を評価した。この体系で発生する水蒸気爆発は、溶融物落下体系のものより規模が小さかったことから、溶融物上への冷却水の供給は有効なアクシデントマネジメント手法であると考えられる。

論文

Present status of research related to in-vessel debris coolability and experimental plan in ALPHA program at JAERI

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.54 - 69, 1995/00

1979年米国ペンシルベニア州で発生したTMI-2事故では、炉心の約45%が溶融し、その内の約19トンが下部プレナム領域に移行したと推定されている。本講演では、TMI-2下部ヘッドの損傷状態、下部ヘッド鋼材の安全裕度、溶融炉心の移行シナリオ等と評価することを目的に実施されたTMI-VIP計画から得られた知見と併せて、原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画で予定されている実験の概要を報告する。ALPHA計画の炉内デブリ冷却性実験(スコーピング実験)ではAl$$_{2}$$O$$_{3}$$を溶融炉心模擬物として用いる。スケーリング解析から下部ヘッド試験体の直径を50~70cm、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$の重量を~100kgと定めた。この実験では溶融物の温度等を計測するとともに、固化した溶融炉心模擬物の性状を計測する。

論文

Current status of large-scale steam explosion experiments

山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; 工藤 保; 杉本 純

Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.121 - 139, 1995/00

現在実施されている水蒸気爆発に関する大規模実験のうち代表的なものを紹介した。水蒸気爆発の機構は、初期粗混合、トリガー、衝撃波の拡大伝播、爆発領域の膨張の4段階に分けて考えるのが一般的であるが、その各段階に対応させて実験を分類した。まず、初期粗混合についてはFARO実験や高温粒子を用いる実験を、衝撃波の拡大・伝播についてはKROTOS実験を、爆発領域の膨張に関連してエネルギー変換効率を求める実験としてWFCI実験等を取り上げ、装置や実験結果を紹介した。また、化学反応の影響を調べる実験についても紹介した。続いて、原研のALPHA計画の溶融物落下水蒸気爆発実験について実験の概要や現在まで得られた成果、現状、今後の目指す方向について述べた。

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