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論文

二重管内強制流動サブクール沸騰限界熱流束の予測

Liu, W.

第20回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.391 - 392, 2015/06

軽水炉の安全性評価のためには、限界熱流束の評価が重要であるが、炉心内強制流動サブクール沸騰条件での限界熱流束の予測手法は確立されていない。本研究では、PWR炉心に対する強制流動サブクール沸騰条件での限界熱流束予測手法確立の一環として、炉心燃料集合体を簡略化した二重管を対象として、強制流動サブクール沸騰限界熱流束の予測手法を検討した。Nouriによる二重管内液相速度分布式をLiquid sublayer dryoutモデルと組み合わせることにより、水及びR113を試験流体とした既存実験データを$$pm$$20%程度で予測できることを確認した。

論文

二相流解析コードTPFITの垂直矩形管における空気と水二相流に対する検証

Jiao, L.; 吉田 啓之; 高瀬 和之

第20回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.387 - 388, 2015/06

原子力機構で開発中の界面追跡法に基づく詳細二相流解析コードTPFITの検証・評価の一環として、既存の垂直矩形管における空気-水二相流実験の解析に適用した。さらに、解析結果を元に、断面内の気泡分布や気泡径について評価を行い、実験結果との比較を行った。その結果、実験により確認された、矩形管の角部に気泡が集まる傾向が、解析により再現されることを確認した。しかし、気泡径については、壁面近傍での高い気泡密度による気泡合体が過大に評価されることに起因すると考えられる、実験との差異が見られるため、壁面近傍に微細な計算格子を用いる必要がある。

論文

ナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労現象に対する解析評価手法整備,1; PIRTによる解析評価概念モデルの構築

田中 正暁

第20回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.55 - 58, 2015/06

ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労現象に関して、数値解析による評価手法を整備する。実機評価における解析結果の信頼性を確保するため、著者が考案した不確かさ評価と実機評価までを含むV&V実施手順(V2UP)に従い、PIRTを用いた概念モデルの整備、既往試験を含め階層的に配置した検証試験の設定、数値解析コード開発および基本検証、解析評価手法の検証(V&V)、さらに不確かさを考慮した実機評価を行うこととする。本報では、その第1ステップである概念モデルの構築について、PIRTを用いた検討過程と検討結果について報告する。

口頭

高速炉蒸気発生器におけるナトリウム-水反応を模擬した急速加熱伝熱管ラプチャ実験

梅田 良太; 栗原 成計; 下山 一仁

no journal, , 

ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器では、伝熱管破損に起因した高温ラプチャによって破損規模が拡大する可能性がある。高温ラプチャ評価では、伝熱管温度に相当するクリープ強度を材料強度基準値(破損クライテリア)として、管壁のフープ応力との大小比較により破損を判断するため、材料強度基準値の妥当性確認が非常に重要となる。本研究では、超高温域(最大1300$$^{circ}$$C)及び細径の単管(9Cr-1Mo鋼)を対象に、Na-水反応ジェットによって熱的影響を受けた伝熱管の急速加熱を模擬した伝熱管ラプチャ実験を行い、破損応力を定量評価しつつ、既存の材料強度基準値の妥当性を確認した。

口頭

高速炉蒸気発生器伝熱管のセルフウェステージ現象解明実験,2

下山 一仁; 栗原 成計; 菊地 晋; 梅田 良太

no journal, , 

ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)伝熱管に生じた微細な貫通亀裂から水/蒸気がNa中に漏えいして自管が損傷するセルフウェステージ現象について、疲労き裂を模擬した微細孔型試験体を用いた高温Na中での実験を実施し、損耗形状の時間変化、損耗部での腐食環境に関するデータを取得した。第1報で報告したピンホール型の微細孔損耗挙動実験と比較した結果、セルフウェステージ率に及ぼす初期貫通欠陥形状(ピンホール, 疲労き裂)の影響は有意ではなく、疲労き裂の方が出口部の縁長が長く、貫通破損に至った時の減肉体積や開口面積は大きくなる傾向にあることが確認された。

口頭

軽水炉の安全性向上に資する熱水力技術戦略マップ

中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 藤井 正*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.

no journal, , 

2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)の策定に至る経緯, 構成, 考え方, 技術課題の評価(選定)基準等を解説した。特に、2011年の福島第一原子力発電所の事故の教訓を取り込み、ニーズとシーズのマッチングを図るための詳細な課題表示により人材育成に資する内容とするなど、その主要な特徴を解説した。今後は同学会の熱流動部会によって広く活用が図られ、社会情勢やニーズの変化に伴う改訂がローリングとして行われる。

口頭

安全向上策に関わる技術課題,5; 安全評価

中村 秀夫; 山本 泰*; 山田 英朋*; 永吉 拓至*; 西 義久*

no journal, , 

日本原子力学会熱流動部会が策定した熱水力技術戦略マップに記載される軽水炉事故時の安全評価等に用いられる解析手法の現状、開発・改良の計画の概要についてとりまとめた。特に、事故の推移に対応する原子炉内現象及び格納容器内現象を扱う解析手法を中心に、その特徴、今後新たに開発ないし既存解析手法を改良する場合の課題及び取組みの概要を報告する。

口頭

高速炉蒸気発生器伝熱管周囲に形成されるナトリウム-水反応環境を考慮したターゲットウェステージ評価,2

栗原 成計; 菊地 晋; 梅田 良太; 下山 一仁

no journal, , 

ナトリウム(Na)冷却型高速炉(SFR)の蒸気発生器(SG)で想定される伝熱管破損事象では、Na中への水漏えいにより反応ジェットが形成され、隣接伝熱管はエロージョンやコロージョンの重畳作用により局所的な減肉様相を呈し(ウェステージ)、破損伝播に至ることが懸念される(Na-水反応)。ウェステージ環境での液滴衝撃エロージョンとNa-Fe複合酸化型腐食に及ぼす局所因子の影響を定量評価し、ターゲット管群体系を模擬した実機SG条件でのNa-水反応実験(総合検証試験)を実施し、新たなウェステージ相関式の適用性を検討した。

口頭

安全向上策に関わる技術課題,1; 事故時の炉心損傷防止

西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 中村 秀夫

no journal, , 

2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデントなど従来の設計基準を超える事故が発生した場合に、炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられる技術的課題を整理、報告するものである。技術課題としては、沸騰挙動と二相水位の変化、露出部燃料の冷却特性、代替注水を目的とした減圧時の挙動や注水のサブクールの影響、代替注水として利用された海水などの成分の影響、燃料被覆管の酸化挙動、2次冷却系を用いた除熱の有効性実証、使用済み燃料プール(SFP)内燃料の冷却などが挙げられるが、ここでは、過渡的な沸騰挙動と二相水位の変化、代替注水された海水などの成分の影響、SFP燃料の冷却の研究計画の概略を説明する。

口頭

安全向上策に関わる技術課題,2; PWR SG2次冷却系を用いた除熱の有効性実証

大貫 晃*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 中村 秀夫

no journal, , 

2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、PWRに事故が発生した場合に炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられるアクシデントマネジメント(AM)策として、蒸気発生器2次側減圧による除熱の有効性について、その研究計画を中心に報告するものである。これまでも、原子力機構のROSA/LSTFを用いた事故を模擬するシステム試験をはじめ、SGを用いた除熱の有効性が示されているが、1次系保有水が少ない場合やSBO時等、種々のシナリオをカバーできるだけのデータは必ずしも十分でなく、評価上の不確かさも存在する。このため、AM策の有効性実証、評価手法検証のデータベース拡充のためにシステム試験による実証が必要である。このため、これらに関するこれまでの取組及び、さらに知見の蓄積が求められる検討課題について概要をまとめる。

口頭

安全向上策に関わる技術課題,3; 圧力容器の健全性

藤井 正*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫

no journal, , 

2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)の技術課題のうち、シビアアクシデントにおける炉心損傷後の原子炉圧力容器の健全性確保に関連した技術課題の現状と改善に向けた取組み状況等を述べる。特に、福島第一原子力発電所事故の事象進展挙動の解明や燃料デブリ取出し作業を考える上でも、炉心溶融・移行挙動、圧力容器損傷挙動、ならびに海水や不純物の影響の把握が重要であり、解析からのアプローチとして、経済産業省のプロジェクト「過酷事故解析コードを活用した炉内状況把握」やOECD NEAにおける解析コードベンチマークBSAFプロジェクトが行われている。さらに、経済産業省のプロジェクト「発電用原子炉等安全対策高度化技術開発炉心溶融デブリ対策(IVR)に関する研究」などが進められている。ここでは、これらの取組の概要を今後の展望と共に述べる。

口頭

安全向上策に関わる技術課題,4; 格納容器の健全性

及川 弘秀*; 新井 健司*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫

no journal, , 

2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデント時に溶融炉心が原子炉容器を貫通して格納容器へ流出した後の格納容器の健全性確保に係る方策について説明する。特に、注水や床面でのコアキャッチャなど溶融炉心冷却や格納容器の保護について、さらに、高温になる雰囲気や構造を冷却して過圧, 過温による破損を防止する方策の2点について、技術の到達点や課題、望まれるデータ拡充のポイントをまとめる。

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