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論文

Validation of evaluation method of feedback reactivity for plant dynamics analysis code during unprotected loss of heat sink event in sodium-cooled fast reactors

吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 山野 秀将; 井川 健一*

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08

プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれたフィードバック反応度評価手法の妥当性確認のため、米国高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R, BOP-301試験)のベンチマーク解析を実施した。炉心入口温度及び原子炉出力の実測データと解析結果の比較から、Super-COPDのフィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。

論文

The Effect of system constraint on coolant injection mode of energetic fuel-coolant interactions

Park, H.; 山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; Yang, Y.; 杉本 純

第35回日本伝熱シンポジウム講演論文集,3, p.803 - 804, 1998/00

温度範囲55$$^{circ}$$Cから飽和温度近傍までの冷却水を初期温度2500$$^{circ}$$Cのテルミットに注入する場合のFCIの強度に対する系の拘束の影響を実験によって調べた。実験で測定された機械的エネルギーは、系の拘束が弱いときは冷却水のサブクール度の増加とともに増加したが、拘束が強い系では逆に減少した。これにより、FCIによる機械的エネルギー発生は時間スケールの短い溶融物の細粒化による混合の促進と、時間スケールの長い溶融物細粒の冷却という、2つの異なる時間スケールの現象により支配されていることがわかった。

論文

シビアアクシデント研究に関するCSARP計画の成果

杉本 純; 橋本 和一郎*; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 丸山 結; 上塚 寛; 更田 豊志; 中村 武彦; 早田 邦久; 片西 昌司*

日本原子力学会誌, 39(2), p.123 - 134, 1997/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は1982年以来、米国原子力規制委員会(NRC)が主催するシビアアクシデント研究に関するCSARP(旧称SFD)計画に参加し、原子炉を用いた大規模実験のデータやNRCが開発した解析コード等を入手してきた。また、入手するデータを分析・評価し、解析コードを検証するため、原研でも事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画などの実験を実施するとともに、原研独自の解析コードの開発を進めてきた。本稿では、これまでのCSARP計画で得られた主な成果を中心に、CSARP計画の概要、我が国への反映と貢献について解説する。

論文

Research plan on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

JAERI-memo 08-127, p.269 - 275, 1996/06

TMI-2事故では、大量の溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに移行したが、そこで溶融炉心が冷却され、事故が圧力容器内で終息した。残念ながら下部ヘッドにおける、溶融炉心の冷却メカニズムは未だ解明されていない。原研で進めている事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画では、平成8年度より圧力容器内溶融炉心冷却性実験を開始すべく準備を進めている。この実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する計画である。熱損失、溶融炉心上部に形成されるフラストの成長速度に関する検討を行い、酸化アルミニウムの適用性、試験体の規模等を定めた。本検討から酸化アルミニウムの適用性を確認するとともに、溶融物の重量を50kg、試験体の直径を0.5mとすることとした。

論文

Phenomenological studies on melt-coolant interactions in the ALPHA program

山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

Nuclear Engineering and Design, 155(1-2), p.369 - 389, 1995/04

 被引用回数:43 パーセンタイル:95.91(Nuclear Science & Technology)

ALPHA計画では、溶融物冷却材相互作用を明らかにするために2シリーズの実験を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心を模擬した溶融物を冷却水プール中に落とし、粗混合領域中の溶融物、水、水蒸気の体積割合、溶融物沈降速度、伝播速度、膨張速度、エネルギー変換効率及びデブリ特性を評価した。また、水中侵入前の溶融物分散の影響を調べ、溶融物分散により水蒸気発生が増大すること、水蒸気爆発発生確率が減少すること、より規模の大きい水蒸気爆発を引き起こし得ることを明らかにした。溶融物冷却性実験では、溶融物上に冷却水を供給し、層状における水蒸気爆発を調べた。この実験で溶融物噴出直後の水蒸気爆発が発生したが、その規模は溶融物落下体系で観測されたものよりも小さかった。溶融物噴出現象は、冷却水とスプレイノズルを介して供給すること、冷却水と飽和温度程度まで加熱することにより抑制された。

論文

Small-scale component experiments of the penetration leak characterization test in the ALPHA program

山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 日高 昭秀; 工藤 保; 早田 邦久

Nuclear Engineering and Design, 145(3), p.365 - 374, 1993/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.44(Nuclear Science & Technology)

事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の電線貫通部リーク定量化試験では、PWRで用いられている電線貫通部の中でリーク発生の観点から重要と思われるアルミナ磁器モジュールとシリコン樹脂部分を取り出して試験体を製作し、シビアアクシデント時におけるそれらの挙動を実験により調べている。事故時に予測される高温状態下ではシリコン樹脂は溶融するが、その溶融進展には電線貫通部の金属部分が影響を与えることがわかった。アルミナ磁器モジュールは、事故時に予想される格納容器内熱水力状態よりもさらに高温、高圧で実施された試験でも健全性を失わなかった。実験から、研究対象とした電線貫通部からはシビアアクシデント時にもリークは発生しないであろうと予測される。実験で得られたデータは、他の型の電線貫通部の挙動も予測できるような汎用解析モデルの開発にも用いられる。

論文

「溶融燃料冷却材相互作用」専門家会議; 1993年1月5$$sim$$8日(サンタバーバラ, 米国)

秋山 守*; 山野 憲洋

日本原子力学会誌, 35(7), p.630 - 631, 1993/07

OECD/NEA/CSNIが主催し、米国原子力規制委員会(USNRC)とカリフォルニア大学サンタバーバラ校(UCSB)が共催する溶融燃料冷却材相互作用(FCI)に関する専門家会議が、平成5年1月5日から8日まで米国カリフォルニア州サンタバーバラで開催された。会議には、米、英、仏、独、カナダ、フィンランド、スウェーデン、ベルギー、EC(共同研究所JRC)から約60名が参加し、26編の論文が発表された。日本からは著者2名が参加した。会議の主要課題は水蒸気爆発で、初期混合とクエンチ、伝播とエネルギー論、その他の実験、オープンフォーラム、総合的評価とリスクの側面、パネルディスカッションのセッションに分かれて発表と質疑応答、討論がなされた。本報告は会議の内容を簡単に紹介したものである。

論文

Effect of gravity-fed water from a downcomer on coolability of a debris bed

山野 憲洋; 丸山 結; 阿部 豊; 早田 邦久

AIChE Symp.Ser., 83(257), p.341 - 346, 1987/00

原子炉のシビアアクシデントを圧力容器内で収束させるためには形成されたデブリベッドを冷却する必要がある。PWRでは圧力容器内に注入された水はダウンカマ内に蓄積されその水頭によりベッドへと注入される。そこでこの状態を模擬した体系で実験を行うとともに、計算機モデルを作成して実験結果と比較した。実験により、ダウンカマとデブリベッドに僅かな水頭差があればドライアウト熱流束が大きく増加することが判明した。また、モデルによる予測結果は実験結果とよく一致した。モデルの開発過程において、通常充填層中の気液二相流に適用される運動量保存の式は液の量が少い場合には圧力損失を大きく評価するため、ドライアウト状態近くのベッドの圧力損失を過大評価する可能性があることが判明した。このため、同様な体系に対する従来の研究ではドライアウト熱流束を過小評価している恐れがある。

口頭

FFTF LOFWOS No.13試験の核計算ベンチマーク解析

大釜 和也; 竹越 淳*; 浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁

no journal, , 

高速炉安全設計手法の精度向上のため、米国高速中性子束試験炉FFTF LOFWOS試験解析に関するIAEA研究協力プロジェクト(CRP)のベンチマークに参加している。本報では、プラント動特性解析の入力となる反応度係数および同炉に固有かつ重要なガス膨張機構(GEM)による負のフィードバック反応度の評価について報告する。

口頭

高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDによるFFTF LOFWOS No.13試験のベンチマーク解析

浜瀬 枝里菜; 大釜 和也; 河村 拓己*; 堂田 哲広; 山野 秀将; 田中 正暁

no journal, , 

高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの予測精度向上のため、スクラム不作動事象に対して、反応度フィードバックを考慮可能な一点炉動特性モデルを含むプラント全体の解析モデルの妥当性確認が必要である。そこで、流量喪失型事象に着目し、米国高速中性子束試験炉FFTF受動的安全性試験を対象としたIAEAベンチマーク解析に参加した。第1フェーズのブラインド解析において、ガス膨張機構や炉心湾曲等の反応度を考慮した解析を行い、実測値の過渡挙動を概ね再現できることを確認するとともに、今後の課題として、ギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することや、原子炉容器上部プレナム内の複数領域分割または多次元モデル化及び径方向熱移行量をより精度よく評価可能な炉心モデルへ変更することを抽出した。

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