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湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 丸山 結; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 吉野 丈人*; 鈴木 健祐*; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.231 - 235, 2000/11
日本原子力研究所におけるWIND計画では、原子炉冷却系配管内でのFPエアロゾルの挙動を確認することを目的に配管内エアロゾル挙動試験を実施しており、試験の解析を通してFP移行沈着挙動を精度よく予測する解析モデルの整備と検証を行っている。配管内エアロゾル挙動試験の一つである再蒸発試験の沈着段階(WAV4-D)について、原研が開発したARTコード及び米国SNLが開発したVICTORIAコードを用いて解析し、試験結果と比較して解析モデルの適応性を検討した。試験では擬似FPとしてCsIを用いており、PWR冷却系配管を模擬するために試験部床部にメタホウ酸を装荷している。ホウ酸を考慮しない解析ではARTとVICTORIAの結果がよく一致することを確認した。また、ホウ酸の影響を考慮することで、解析結果が試験結果に近くなることを確認した。
日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 吉野 丈人*; 杉本 純
Journal of Aerosol Science, 31(9), p.1045 - 1059, 2000/09
被引用回数：1 パーセンタイル：18.22(Engineering, Chemical)シビアアクシデント時の曲管及び鉛直管内におけるCsIエアロゾル挙動を調べるため、原研では直角の曲部を持つ可視化用石英管を用いてWAVE実験を行った。また、曲管の下流側を水平、鉛直上向き、下向きに変えて、配管の方向がエアロゾル挙動に及ぼす影響を調べた。その結果、上向き鉛直管への沈着量は下向き鉛直管のそれに比べて10倍以上となった。解析では、エアロゾルの主要な沈着機構はガスの温度勾配に依存する熱泳動であるため、原研の3次元熱流動解析コードWINDFLOWの結果をエアロゾル挙動解析コードART計算に反映させることにより、沈着現象をほぼ再現できることを示した。ただし、上向き鉛直管については、低温の内壁に沿って主流と逆向きの自然対流が発生するため、その影響を考慮して熱泳動モデルの主要なパラメータである熱拡散境界層厚さ及びヌッセルト数を再評価する必要性を明らかにした。
日高 昭秀; 丸山 結; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 杉本 純
Nuclear Engineering and Design, 200(1-2), p.303 - 315, 2000/08
被引用回数：6 パーセンタイル：42.66(Nuclear Science & Technology)原研では、配管信頼性実証試験(WIND計画)において、シビアアクシデント時の配管内FPエアロゾル挙動及び熱または圧力負荷に対する配管健全性を調べている。エアロゾル挙動試験では、CsIを用いたWAD1試験を行い、その結果を原研の3次元熱流動解析コードWINDFLOW、FPエアロゾル挙動解析コードART及び両コードを結合するインターフェイスを用いて解析した。CsIエアロゾルの主な沈着機構はガスの温度勾配に依存する熱泳動であることから、熱流動計算結果をエアロゾル挙動計算に適切に反映することにより、配管内のCsI沈着挙動は精度良く予測できることを確認した。また、ART及びVICTORIAコードを用いて、将来WIND計画で試験を予定しているBWRのTQUXシーケンスにおける逃し安全弁配管内のFPエアロゾル挙動について解析を実施し、両コードの慣性沈着モデルについて検討を行った。
日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 丸山 結; 吉野 丈人*; 杉本 純
NEA/CSNI/R(98)4, 14 Pages, 2000/02
シビアアクシデント時の層流条件下の曲管内におけるCsIエアロゾル挙動を調べるため、原研では直角の曲部を持つ可視化用石英管を用いてWAVE実験を行った。また、曲管の方向がエアロゾル挙動に及ぼす影響を調べるため、下流側が水平、鉛直上向き、下向きの3ケースについて実験を行い、それらを原研の3次元熱流動解析コードWINDFLOW及びエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。その結果、エアロゾルの主要な沈着機構はガスの温度勾配に依存する熱泳動であるため、WINDFLOWによって計算された曲管部の詳細な熱流動をART計算に反映させることにより、曲管付近の沈着現象を適切に再現できた。しかしながら、鉛直曲管については、低温の内壁に沿って下降流が発生するため、その影響を考慮して熱泳動モデルの主要なパラメータである熱拡散境界層厚さ及びヌッセルト数を再評価する必要を明らかにした。
日高 昭秀; 浅香 英明; 上野 信吾*; 吉野 丈人*; 杉本 純
JAERI-Research 99-067, p.55 - 0, 1999/12
JAERI-Research-99-067.pdf:2.51MB
2次系減圧を伴うPWR電源喪失事故時に炉心が昇温すると、温度上昇に起因して蒸気発生器伝熱管が破損する可能性がある。米国NRCの解析は、その場合でも、サージラインが先に破損することを示したが、沈着したFPからの崩壊熱を考慮していない。そこで、その影響を調べるため、まず、米国NRCの解析で使用したホットレグ水平対向流モデルを原研のLSTF実験で検証した後、Surry炉を対象としてSCDAP/RELAP5コードを用いた解析を行った。FP沈着量と崩壊熱は原研のARTコードを用いて別途計算した。その崩壊熱を熱応答計算で考慮した場合、伝熱管の健全性はかろうじて確保された。しかしながら、種々の不確実性を考慮すると、伝熱管が最初に破損する可能性を排除できない。このことは、2次系減圧に関するアクシデントマネジメント方策の得失を評価するうえで考慮しておく必要がある。
日高 昭秀; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 前田 章雄; 原田 雄平; 長嶋 利夫*; 吉野 丈人*; 杉本 純
JAERI-Tech 98-026, 83 Pages, 1998/07
WIND計画の配管内エアロゾル挙動解析では、原研のFPエアロゾル挙動解析コードART及び米国SNLのVICTORIAコードを用いて、BWR高圧シーケンスにおける逃し安全弁配管内でのFPエアロゾル挙動を解析するとともに、WIND計画で実施したWAD4及び5試験の解析を実施した。その結果、以下の知見が得られた。逃し安全弁配管へのエアロゾルの主要な沈着機構は乱流沈着である。沈着したFPからの崩壊熱により、逃し安全弁配管の温度は上昇するが、自然対流による除熱により破損には至らない。WAD4及び5試験で得られたCsIの沈着分布は、両コードによりほぼ適切に再現された。CsIガスの凝縮/再蒸発挙動に関して両コードに差が見られ、ARTの方が実験結果を良く再現した。WAD4及び5試験の配管接続部におけるCsI沈着量は比較的大きいので、今後はその部分の測定も実施する。
日高 昭秀; 丸山 結; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 杉本 純
8th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, 2, p.595 - 604, 1997/00
原研では、配管信頼性実証試験(WIND計画)において、シビアアクシデント時の配管内FPエアロゾル挙動及び熱または圧力負荷に対する配管健全性を調べている。エアロゾル挙動試験では、最近CsIを用いたWAD1試験を行い、その結果を原研の3次元熱流動解析コードWINDFLOW、FPエアロゾル挙動解析コードART及び両コードを結合するインターフェイスを用いて解析した。CsIエアロゾルの主な沈着機構はガスの温度勾配に依存する熱泳動であることから、熱流動計算結果をエアロゾル挙動計算に適切に反映することにより、配管内のCsI沈着挙動は精度良く予測できることを確認した。また、ART及びVICTORIAコードを用いて、将来WIND計画で試験を予定しているBWRのTQUS(高圧給水失敗+原子炉減圧失敗)シーケンスにおける逃がし安全弁からウエットウェルに至る配管内のFPエアロゾル挙動について解析を実施し、両コードの慣性沈着モデルについて検討を行った。
日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 吉野 丈人*; 杉本 純
Journal of Nuclear Materials, 248, p.226 - 232, 1997/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.48(Materials Science, Multidisciplinary)シビアアクシデント時の原子炉冷却系及び格納容器内のヨウ素挙動を予測するため、原研ではリスク評価用ソースターム解析コードTHALES-2の1モジュールであるARTコードの開発を行っている。同コードのヨウ素挙動モデルの検証の一環として、配管内CsI挙動に関して原研のWAVE実験解析、及びヨウ素化学に関してACE/RTF 3B実験解析を実施した。その結果、ヨウ素の配管内挙動を精度良く評価するためには、CsIの主な沈着機構はガスの温度勾配に依存する凝縮または熱泳動であることから、熱水力とCsIガス/エアロゾル挙動解析を密接に接合する必要があること、キャリアガスとして水蒸気を注入した場合には窒素の場合と比べてCsIエアロゾルの粒径は成長するが、既存の解析モデルでは適切に予測できないこと、またpH変化に伴うプール水中のヨウ素濃度の変化は、簡易は加水分解モデルを用いて適切に再現されることを明らかにした。
日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 吉野 丈人*; 杉本 純
PSI Report Nr. 97-02, p.531 - 544, 1996/06
シビアアクシデント時の原子炉冷却系内におけるCsIの沈着挙動を調べるために、小規模配管を用いたWAVE実験を実施し、結果を3次元熱流動解析コードSPRAC及びFPエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。実験では、PWRホットレグ入口を模擬した配管内でCsIエアロゾルを発生させ、キャリアガスとして窒素と水蒸気を注入した。その結果、キャリアガスの種類によってエアロゾルの粒径が異なり、その結果沈着分布に差が生じた。窒素雰囲気下のCsIエアロゾルの挙動は、主要な沈着機構がガスの温度勾配に依存する熱泳動でることから、熱流動とエアロゾル挙動解析を密接に結合させることによりARTは実験結果を適切に再現した。一方、水蒸気雰囲気下のCsIエアロゾル挙動を模擬するためには、既存の解析モデルの予測よりも大きなエアロゾル粒径を仮定する必要があった。水蒸気雰囲気下のエアロゾル成長機構を解明する必要がある。
日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 佐藤 治志; 吉野 丈人*; 杉本 純
Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, 0, p.577 - 587, 1996/00
シビアアクシデント時の原子炉冷却系内におけるCsIの沈着挙動を調べるために、小規模配管を用いたWAVE実験を実施し、結果を3次元熱流動解析コードSPRAC及びFPエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。実験では、配管内沈着量分布に強い非等方性が見られた。ARTによる解析では、配管軸方向に加えて配管断面を5つに細分割し、SPRACで計算された詳細な熱流動条件をそれらに与えることにより実験結果を適切に再現した。CsIの主な沈着機構は熱泳動または凝縮であることから、配管内のCsIの挙動を精度良く予測するためには、配管内の平均的な熱流動条件を用いる従来の手法では不十分で、配管断面内の3次元的な熱流動条件も考慮する必要があることを明らかにした。また、局所的なFPが沈着すると崩壊熱により再蒸発量が増大することから、ソースターム計算においても配管内の詳細な熱流動を考慮する必要性を指摘した。
日高 昭秀; 丸山 結; 橋本 和一郎; 吉野 丈人*; 中島 研吾*; 杉本 純
Transactions of the American Nuclear Society, 75, p.398 - 399, 1996/00
原研では、配管信頼性実証試験(WIND計画)におけるCsIエアロゾル挙動試験の解析を、原研が開発中の3次元熱流動解析コードWINDFLOW及びFPエアロゾル挙動解析コードARTを用いて実施している。CsIの主な沈着機構はガスの温度勾配に依存する熱泳動または凝縮であることから、配管内のCsI挙動を精度良く予測するためには、配管断面内の詳細な熱流動条件を考慮する必要がある。そこで、熱流動計算結果をエアロゾル挙動計算に適切に反映できるようにインターフェイスを整備し、両コードを適切に結合した。インターフェイスを使用した一貫計算は、配管断面内の平均的な熱流動条件を用いる従来の手法と比べて、試験結果をより精度良く再現することを確認した。今後は、配管に沈着したFPエアロゾルの崩壊熱が熱流動に及ぼす影響も考慮できるようにインタ-フェイスを改良し、両コードの結合を深化させる。
日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 吉野 丈人*; 杉本 純
UTNL-R-0337, 0, p.35 - 46, 1996/00
シビアアクシデント条件下の原子炉冷却系及び格納容器内におけるヨウ素挙動を調べるため、原研ではリスク評価用ソースターム解析コードTHALES-2の1モジュールであるARTコードの開発を行っている。同コードのヨウ素挙動モデルの検証の一環として、配管内CsI挙動に関して、原研の小規模配管を用いたWAVE実験解析、及び最近組み込んだヨウ素化学に関する簡易モデルを検証するため、ACE/RTF3B実験解析を実施した。その結果、ARTコードはそれぞれの実験に対して適切な解析能力を有することを確認した。さらに、CsIの主な沈着機構は凝縮または熱泳動であることから、沈着挙動を精度良く評価するためには熱水力とCsIガス/エアロゾル挙動解析を密接に結合する必要があること、またpH変化に伴うプール水中のヨウ素濃度の変化は、簡易な加水分解モデルを用いて適切に再現されることを明らかにした。
日高 昭秀; 杉本 純; 村松 健; 吉野 丈人*; 長嶋 利夫*
PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications, 1, p.241 - 246, 1995/00
原研では、配管信頼性実証試験(WIND計画)におけるFPエアロゾル挙動解析を原研が開発中のART及び米国NRCが開発中のVICTORIAコードを用いて実施している。両コードの解析能力を把握しARTコードの解析信頼性を向上させるため、同計画で予定されている実験及び加圧器サージライン内のCsI、CsOHの挙動に対して解析を行い、両コードの結果を比較した。その結果、2つのコードは全く独立に開発されたにもかかわらず、計算されたエアロゾルの沈着速度はほぼ一致した。また、両コードは配管内のFPガス及びエアロゾルの主要な挙動をモデル化していることを確認した。しかしながら、FPの化学形やエアロゾル質量分布に関する扱いが異なるために配管への沈着量に差が生じ、結果としてソースタームに影響することが明らかになった。今後、両コードの解析モデルの妥当性をWIND実験データ等を用いて検証する予定である。
日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 吉野 丈人*
Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, p.99 - 106, 1995/00
シビアアクシデント条件下の原子炉冷却系及び格納容器内におけるFPエアロゾルの挙動を調べるため、原研ではリスク評価用ソースターム解析コードTHALES-2のモジュールとしてART Mod2コードの開発を行っている。同コードの解析モデルの検証の一環として、配管内のFP沈着・移行挙動に関して原研の小規模配管を用いたWAVE実験及びCSNIの国際標準問題(ISP-34)として採用されたFALCON実験の解析を行った。また最近組み込んだ放射線分解、加水分解に関するヨウ素化学モデルを検証するため、ACE/RTF3B実験解析を実施した。その結果、ARTコードはそれぞれの実験に対して適切な解析能力を有すること、ソースタームを精度良く評価するためには、熱水力解析とFP挙動解析を密接に結合するとともに、化学反応を考慮しFPの化学形を適切に同定する必要があることを明らかにした。
梶本 光廣*; 村松 健
CSNI-R-176, 13 Pages, 1991/00
ARTコードは軽水炉の炉心損傷事故時のエアロゾルとガス状の放射性物質の移行挙動を解析するコードであり、多成分エアロゾルの凝集、沈着、プールスクラビング、スプレイによる除去等に関する計算モデルが組み込まれている。軽水炉の炉心損傷事故時には格納容器内に水蒸気が充満しエアロゾルの沈着挙動に影響を与える。このため水蒸気雰囲気中でのエアロゾル挙動を精度良く計算することが必要である。本報では、軽水炉事故時の雰囲気条件を想定したNSPPエアロゾル実験(オークリッヂ研究所)の解析を通じてARTコードを検証した結果を報告する。解析の結果、NSPP-502、503、504実験で測定されたFe
O
エアロゾル濃度の時間変化とARTコードの計算結果は良好な一致を示しており、ARTコードの計算モデルの妥当性が示された。
梶本 光廣*; 渡邉 憲夫; 船迫 政勝*; 村松 健
CSNI-R-176, 15 Pages, 1991/00
BWR Mark-II型プラントのレベル2PSAの一環として、格納容器過圧破損に至る約200の事故シナリオのソースターム評価をTHALES/ARTコード体系を用いて行なった。その結果、過圧破損に至る場合のソースタームの特徴とソースタームを支配する放射性物質の沈着機構に関する知見が得られた。主な結果は次のとおりである。格納容器が過圧破損に至る時間に着目すると、事故発生後に作動するECCSの組み合わせから事故シーケンスを3つのグループに整理できる。この3つのグループはソースタームの観点からも異なる特徴を持っている。また、ソースタームの大きさは、(1)炉心溶融開始から格納容器破損までの時間と(2)圧力抑制プールでのスクラビング効果に強く依存する。本報では、これらの計算結果の詳細を紹介する。
