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Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Progress in Nuclear Energy, 153, p.104415_1 - 104415_16, 2022/11
被引用回数：3 パーセンタイル：66.21(Nuclear Science & Technology)This paper describes the computational fluid dynamics (CFD) analysis and validation works from the previous experimental study on the natural convection driven by outer surface cooling in the presence of density stratification consisting of air and helium (as a mimic gas of hydrogen). The experiment was conducted in the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (CIGMA) facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The numerical simulation was carried out to analyze the detailed effect of the cooling region on the erosion of the helium stratification layer. The temporal and spatial evolution of the helium concentration and the gas temperature inside the containment vessel was predicted and validated against the experimental data. In addition, two stratification behaviors that depend on the cooling location were presented and discussed. The CFD simulation confirmed that an upper head cooling caused two counter-rotating vortexes in the helium-rich zone. Meanwhile, the upper half body cooling caused two counter-rotating vortexes in the helium-poor zone. These findings are important to understand the mechanism of the density stratification process driven by natural convection in the containment vessel.
Rizaal, M.; 三輪 周平; 鈴木 恵理子; 井元 純平; 逢坂 正彦; Gou
llo, M.*
ACS Omega (Internet), 6(48), p.32695 - 32708, 2021/12
被引用回数：1 パーセンタイル：6.39(Chemistry, Multidisciplinary)This paper presents our investigation on cesium and iodine compounds revaporization from cesium iodide (CsI) deposits on the surface of stainless steel type 304L, which were initiated by boron and/or steam flow. A dedicated basic experimental facility with a thermal gradient tube (TGT) was used for simulating the phenomena. The number of deposits, the formed chemical compounds, and elemental distribution were analyzed from samples located at temperature range 1000-400 K. In the absence of boron in the gas flow, it was found that the initial deposited CsI at 850 K could be directly re-vaporized as CsI vapor/aerosol or reacted with the carrier gas and stainless steel (Cr
O layer) to form CsCrO
on the former deposited surface. The latter mechanism consequently gave a release of gaseous iodine that was accumulated downstream. After introducing boron to the steam flow, a severe revaporization of iodine deposit at 850 K occurred (more than 70% initial deposit). This was found as a result of the formation of two kinds of cesium borates (CsBO
5HO and CsB
O
4HO) which contributed to a large release of gaseous iodine that was capable of reaching outlet of TGT (
400 K). In the case of nuclear severe accident, our study have demonstrated that gaseous iodine could be expected to increase in the colder region of a reactor after late release of boron or a subsequent steam flow after refloods of the reactor, thus posing its near-term risk once leaked to the environment.
Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr
, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09
被引用回数：4 パーセンタイル：16.23(Nuclear Science & Technology)WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.
高田 孝; 東 恵美子*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1749 - 1757, 2016/11
被引用回数：5 パーセンタイル：43.12(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所事故以降、外部ハザードに対する原子力発電所のマージン評価が重要となっている。本論文では、外部ハザード発生時のプラント応答を定量的にかつ統計的に評価することを目的に、連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)法をプラント動特性ツールに援用した新たな評価手法を開発した。CMMC法では現在のプラント状態をもとに機器の機能喪失確率を評価し、モンテカルロ法を用いることで様々なプラントシーケンスを個別に評価する。本論文では開発した手法を用い、積雪ハザードにおけるナトリウム冷却高速炉の事象進展を評価した結果について報告する。
鍋島 邦彦; 堂田 哲広; 大島 宏之; 森 健郎; 大平 博昭; 岩崎 隆*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.1041 - 1049, 2015/08
安全性の観点から、ナトリウム冷却高速炉において、自然循環による崩壊熱除去は、最も重要な機能のひとつである。高速炉の炉心冷却は、循環ポンプによる強制対流ではなく、冷却材の温度差による自然循環冷却が可能なように設計される。一方で、低流量である自然循環時のプラント挙動を正確に把握するのは困難である。ここでは、高速実験炉JOYOで行われた自然循環試験のデータを用いて、プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認を行った。4つの空気冷却器を含めたほとんど全ての機器をモデル化し、かつ炉心内の全集合体をモデル化して、自然循環時のシミュレーションを行った結果、100MWからのスクラム後から自然循環状態に移行するまでのプラント挙動を適切にシミュレーションできることが明らかになった。
柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.
JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03
JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB
ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して
4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
WIT Transactions on Engineering Sciences, Vol.50, p.183 - 192, 2005/00
原子炉熱設計に必要である炉心内水-蒸気系二相流構造の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉に関しては熱流動に関する実験データが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、著者らは、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を開発し、これに従来手法を組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。本論文では、次世代型水冷却炉を対象にして気泡流や液膜流に関する大規模な気液二相流シミュレーションを行い、燃料棒が3角ピッチ状に稠密に配置され、流れ方向にスペ-サを有する燃料集合体内における複雑な水と蒸気の3次元分布を定量的に明らかにした結果を示す。
高松 邦吉; 片西 昌司; 中川 繁昭; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.76 - 87, 2004/03
日本原子力研究所では、高温ガス炉を用いた電気出力約300MWのガスタービン発電システム(GTHTR300:Gas Turbine High Temperature Reactor 300)の設計研究を行っており、その一環として、RELAP5/MOD3コードをもとに高温ガス炉システム全体の動特性を解析するためのコード"Code for Numerical Analysis of GTHTR(Conan-GTHTR)"を開発している。このコードは、HTTRで開発しているHTGR用プラント動特性解析コード"ACCORD"のクロスチェックに用いることもできる。そこで、このコードを用いて、HTTRのモデル化を行い、HTTRにおける運転・試験の結果を用いて原子炉系の検証を行った。これらの結果からGTHTR300の安全評価のための動特性解析コードとして使用可能であることを明らかにした。
渡辺 庄一; 山根 祐一; 三好 慶典
JAERI-Tech 2003-045, 73 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-045.pdf:4.96MB
燃料溶液体系の臨界事故では、正確な情報が必ずしも得られないことから、その熱流動の振舞いを把握するためにはパラメータサーベイ計算が必要である。しかし、一方では従来の熱流動解析計算は時間を要するため、許容できる計算精度の範囲内で計算時間を短縮できる実用的な計算手法が必要である。このため、汎用熱流体解析コードPHOENICSをサブルーチンとして取込み、熱流動を考慮した多領域動特性方程式に基づく中性子エネルギー1群の3次元動特性解析コードを作成した。核熱計算と流動計算の時間刻み幅を分離し、さらに出力の時間変化に応じて時間刻み幅を自動調整することによってコードの計算時間短縮化を図った。TRACYを用いた0.5ドルの反応度投入後の過渡出力に引き続く、緩やかな出力変化が5時間持続する自然冷却特性実験について解析計算を行った。実用的な時間の範囲内で計算が可能であり、出力及び温度変化についての解析値は実験値をほぼ再現する見通しを得た。
竹田 武司; 中川 繁昭; 橘 幸男; 高田 英治*; 國富 一彦
JAERI-Research 2000-016, p.80 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-016.pdf:2.72MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験は、高温ガス炉(HTGR)技術基盤の確立と高度化のため1999年9月28日に開始した。出力上昇試験の中で、通常運転(原子炉出力15,30MW)からの商用電源喪失試験が計画されている。そこで、HTTRの商用電源喪失時の原子炉及びプラント過渡挙動の解析評価を行った。なお、本解析評価は、HTGRの性能評価に関するIAEA協力研究計画用ベンチマーク問題として提案されている。本報は、商用電源喪失事象のシナリオ、HTTRの主なコンポーネント及びシステムの概要、詳細な熱及び核データセット、HTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を用いたベンチマーク問題の事前評価結果を報告するものである。
竹田 武司; 橘 幸男; 國富 一彦; 板倉 洋文*
JAERI-Data/Code 96-032, 147 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-032.pdf:4.58MB
将来の高温ガス炉(HTGR)の安全性を実証する一段階として、高温工学試験研究炉を用いた安全性実証試験を計画しており、試験の評価、将来HTGRの設計および安全解析を行う上で、プラント動特性解析コードが必要となる。また、オンサイト・シミュレータは、固有のプラントシステムの挙動のみしか解析できない。そのため、以下の特徴を有する新たなHTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を開発した。(1)炉心の熱容量をモデル化することで、事象発生後数千秒を超えるプラントシステムの挙動が解析できる。(2)プラントシステムを構成する機器毎にパッケージ化し、パッケージの組み替えを行うことで、任意のプラントシステムのプラント動特性が解析できる。(3)機器の伝熱計算、ヘリウム系、加圧水系の流動計算を独立して行えるようにすることで、機器毎の伝熱流動特性について解析できる。ACCORDコードの核計算モデル、伝熱計算モデル、流動計算モデル、制御系モデル、安全保護系モデルを組み合わせた計算モデルの妥当性は、他のプラント動特性解析コードとのクロスチェックを行うことで確認した。
林 光二; 島崎 潤也; 篠原 慶邦*
SMORN-VII,Symp. on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics,Vol. 1, 0, P. 3_5, 1995/00
原子力船の動特性と海象、船体運動の影響を研究する目的で「むつ」プラントの炉雑音実験を行った。炉雑音および船体運動信号データを多変数自己回帰モデルにより解析し、原子炉プラントにおける雑音源を探った。その結果、プラント変数に影響を与える主な雑音源は船体の水平方向、特に横方向の揺れであることが確認された。さらに、炉出力に見られる船体運動の影響(出力振動)を幾何学的変換法で得られる抽出成分の解析を通じて評価した。この結果、炉出力振動の振幅は通常の海象条件において約0.15%であり安全性に問題ないと結論された。
村尾 良夫; 藤木 和男; 秋本 肇
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(11), p.890 - 902, 1985/00
被引用回数：5 パーセンタイル：59.78(Nuclear Science & Technology)円筒炉心試験装置により評価モデル(EM)試験と名付けた試験を行った。その試験条件は、安全評価解析で計算された再冠水過程を模擬したものである。試験結果を伏せて評価モデル(EM)コードにより計算を行い、試験結果と計算結果との比較を行った。主な結論は次の通りである。(1)EMコードに組込まれた炉心熱伝達モデルは保守的な結果を与える。(2)現在のEMコードの中のシステムモデルは、システム全体としてよく均衡のとれたものである。(3)保守的な事柄および改良すべき事柄を指摘できた。低流量の試験で見出された低速度でのダウンカマ蓄水は、本試験では現われなかった。
岡田 高志; 三竹 晋; 高野 誠; 大橋 一孝*
JAERI-M 84-170, 127 Pages, 1984/09
多目的高温ガス実験炉プラントの動特性を解析する計算コードICARUS・2に対して、使用されている解析モデル、数値解法および物性値等について示すと共に、各種コンポーネント単位での応答特性および各種事象に対するプラント全体での応答特性も示した。本ICARUS・2コードでは、原子炉、1次および2次ヘリウムループさらに3次ループである水・蒸気系までをモデル化しており、原子炉に対し左右対称に存在するAループおよびBループの2冷却ループをモデル化可能である。また、動特性の解析結果へ比較的大きな影響を与える制御システムについても任意のシステムをモデル化して解析することができる。
村尾 良夫; 藤木 和男; 秋本 肇
JAERI-M 83-029, 66 Pages, 1983/02
評価モデル(EM)試験と名付けた試験を行った。その試験条件は、安全評価解析で計算された再冠水過程を模擬したものである。試験結果を伏せて評価モデル(EM)コードにより計算を行い、試験結果と計算結果との比較を行った。主な結論は次の通りである。(1)EMコードに組込まれた炉心熱伝達モデルは保守的な結果を与える。(2)現在のEMコードの中のシステムモデルは、システム全体としてよく均衡のとれたものである。(3)保守的な事柄および改良すべき事柄を指摘できた。低流量試験で見い出されたダウンカマ蓄水率の低下は、本試験では現われなかった。
畑山 明聖*; 杉原 正芳; 平山 俊雄
JAERI-M 82-147, 25 Pages, 1982/11
トカマク型核融合炉における熱的不安定性に関して、密度摂動、粒子リサイクリング等、密度のダイナミックスの効果を考慮に入れることのできる解析手法を開発した。不安定性の成長率は、イオン密度及び電子・イオン温度に対する1次元輸送方程式を摂動について線形化して得られる固有値方程式を解くことによって計算される。この手法を、イントールスケーリング則の場合に適用し、密度-温度平面上における熱的不安定領域を明らかにした。また、捕捉イオン不安定則の場合、密度主体の熱的不安定性が励起されることが知られているが、ここではこの種の不安定性モードが粒子リサイクリングを考慮するとき完全に安定化されることを示した。さらに、以上の結果を1次元トカマクコードにより摂動の時間変化を直接追跡する方法を用いて確かめた。
林 光二; 尾熊 律雄; 渡辺 光一
JAERI-M 9761, 79 Pages, 1981/10
多変数システムの動特性解析およひ診断解析のために、ハイブリッド計算機用の計算コードSTAR(Statistical Analysis of Random Data)を作成した。運転中のシステムで得られた多量の時系列データの取り扱いを容易にするために、ハイブリッド計算機の持つ種々の機能を広範に用いている。本計算コードは、データの取り込み、前処理、磁気テープやディスク・システムを使ったデータ管理、時間および周波数領域におけるシステムの動特性解析、得られた結果のグラフィック・ディスプレイ上での表示など種々のルーチンを含んでいる。システムの動特性解析は、時系列データのBlackman-Tukey法によるスペクトル解析あるいはAR(自己回帰)モデリングに基づいて実行される。本報告は、本コードに用いられている種々のデータ処理方法や解析手法、およびその使用法を幾つかの適用例とともに記述したものである。
村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(11), p.802 - 817, 1979/00
被引用回数：16本研究の目的は、LOCA時再冠水過程における原子炉炉心の熱水力モデルの確立を行うことである。著者によるクエンチモデルを用い、流動モデル,1組の熱水力相関式を含む再冠水モデルを仮定して、再冠水解析コード「REFLA-1D」を開発した。臨界ウェーバ数Wec=1の場合、燃料被覆管温度履歴,クエンチ時刻,クエンチ温度について、PWR-FLECHT実験と本コードによる計算との間に良い一致が得られたが、炉心上部からのクエンチについては、問題があることがわかった。クエンチ時刻,温度の計算誤差は、次の場合を除き、20%以内であることがわかった。すなわち、圧力≦1.5kg/cm
かつ炉心入口流速≦2.6cm/sec,又は、入口サブクール度30
C。遷移流領域では、計算による温度履歴の傾向は、実測のものと異なっていた。
