Pressure-dependent structure of methanol-water mixtures up to 1.2 GPa; Neutron diffraction experiments and molecular dynamics simulations

Temleitner, L.*; 服部 高典; 阿部 淳*; 中島 陽一*; Pusztai, L.*

Molecules (Internet), 26(5), p.1218_1 - 1218_12, 2021/03

https://doi.org/10.3390/molecules26051218

全組成域にわたるメタノール水混合系(CDOD-DO)の全構造因子を中性子回折により約1.2GPaまでの圧力で調べた。最も大きな圧力変化は、 5 以下の範囲において、第一および第2ピークのシフトとして見られた。この変化の起源を明らかにするために、実験した圧力での分子動力学計算を行った。その結果、ピーク高はあまり再現できなかったものの、ピークシフトは、定量的に再現できた。圧力が隣接分子間の斥力に大きな影響を与えることを考慮すると、実験と計算の一致は満足できるものであると言える。圧力の局所構造への影響を調べるために、計算で得られた構造を水素結合に関係した部分動径分布関数や水素結合環状構造のサイズ分布の観点から解析した。その結果、水リッチおよびメタノールリッチな組成域で、構造の圧力変化に大きな違いがあることが分かった。

An Experimental study on heat transfer from a mixture of solid-fuel and liquid-steel during core disruptive accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12

The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.

Thermodynamics in density-functional theory and force theorems

千原 順三*; 山極 満

Progress of Theoretical Physics, 111(3), p.339 - 359, 2004/03

https://doi.org/10.1143/PTP.111.339

密度汎関数理論は外部ポテンシャルの下での相互作用系の特性を、対応する非相互作用系と関連付けることにより計算する簡便な手法を提供する。ここでは、この非相互作用系の幾つかの関係式を見いだし、中性の電子-原子核混合系に対する熱力学関係式を、非相互作用系の諸量及び交換相関効果を用いて記述する。これにより、原子核に及ぼされる力の定理が容易に証明される。

Isolation of Co nanoparticles by C molecules in co-deposited film

Lavrentiev, V.; 阿部 弘亨*; 山本 春也; 楢本 洋; 鳴海 一雅

Materials Letters, 57(24-25), p.4093 - 4097, 2003/08

https://doi.org/10.1016/S0167-577X(03)00272-6

大気中でも安定な、高コバルト濃度の混合膜を、同時蒸着法により作製し、原子間力顕微鏡,透過型電子顕微鏡、X線回折計及びラマン分光法を用いて、その微視的な構造解析を行った。その結果、コバルト粒子は面心立方構造をとり、周囲をC分子層で被覆されていることを明らかにした。この被覆過程には、ラマン分光などから、電子の授受による配位結合形成が重要な役割を果たしているとの結論を得た。

Unit sphere concept for macroscopic triggering of large-scale vapor explosions

丸山 結*; 森山 清史; 中村 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.854 - 864, 2002/08

https://doi.org/10.3327/jnst.39.854

高温液体粒子,低温液体及びその蒸気から成る大規模粗混合領域における自発的蒸気爆発のトリガリングに関する単位球体コンセプトを開発した。粗混合領域内に、単位構造として球体が形成されると仮定し、単位球体の中心に1個の高温液体粒子,表面に12個の近接粒子を配置させる。単位球体コンセプトでは、中心粒子で発生する機械的エネルギーと近接粒子を覆う蒸気膜の機械的崩壊に要するエネルギーとの比及び中心粒子で発生する機械的エネルギーが溶融状態にある近接粒子に到達する確率をトリガリングの指標とした。本コンセプトから、高温液体としてのアルミナ粒子及び低温液体としての水から構成される粗混合領域では、コリウムの場合に比べてより小さい水のサブクール度でトリガリングが生じること,雰囲気を0.5MPa程度まで昇圧させた場合には、アルミナ,コリウムともに水蒸気爆発の発生が抑制されるという知見を得た。KROTOS実験の解析を実施し、コリウムの場合、アルミナと比較して第2の指標が小さくなることが判明した。このことは、コリウム粒子を含む粗混合領域においてトリガリングが相対的に生じがたいことを示唆する。さらに、溶融スズジェットを水層に突入させる一連の実験を行い、第2指標が定性的に適切であることを確認した。

High-frame-rate video visualization of simulated lower head behavior during TMI accident using neutron radioscopy

中村 秀夫; 柴本 泰照; 安濃田 良成; 久木田 豊; 三島 嘉一郎*; 日引 俊*

Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.665 - 672, 1996/00

TMI-2事故時には、溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに落下、固化して高温のデブリを形成し、高圧条件下で長時間下部ヘッドを加熱した。しかし、その際下部ヘッドの健全性を維持させた機構については、充分解明されていない。溶融炉心の固化過程では、蒸気発生を伴う固気液3相の流動が生じたと考えられる。ここでは、固化後の形態を左右すると思われるこのような混相流動に関する基礎的知見を得る為、下部ヘッドを模した偏平U字断面の小型容器を用い、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィによる可視化と高速ビデオによる観察を試みた。高増倍率のイメージインテンシファイヤの使用で、比較的ノイズが少なく明るいビデオ画像が得られた。その結果、大気圧下で300~500CのPb-Bi合金を空の容器、又は水中に落下させた場合につき、固化過程での金属内の流動や、混合、蒸気発生、気液流動、固化形態、及びこれら現象に及ぼす落下時の合金と冷却水の温度や量の影響に関する知見を得ることができた。

Preparation of high density(Th,U)O pellets by sol-gel microsphere pelletization and 1300C air sintering

山岸 滋; 高橋 良寿

Journal of Nuclear Materials, 217, p.127 - 137, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90312-3

ゾルゲル粒子加圧成型法による高密度(Th,U)Oペレットの調製について研究した。原料のThO-UO粒子はゲル粒子中の水をイソプロピルアルコールで置換した後、そのアルコールを真空排気と200C空気中加熱により除去して調製した。その粒子を水分10~21%のまで再加湿した後150~500MPaの圧力でペレットに成型し、1300C空気中焼結した。1300Cという低温でも、U/(Th+U)=5~20mol%の範囲においては、最高98%TD以上の密度になった。その焼結体を1300CAr-4%H中で(Th,U)Oにまで還元しても、ペレットは同様に高い密度(99%TD)を持つ健全なものであった。

フラッディング二相流の研究

小泉 安郎*; 八木 純二*; 熊丸 博滋

JAERI-M 93-199, 48 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-199.pdf:1.26MB

本報告書は、原研が1990~1992年度に工学院大学に委託し実施した「フラッディング二相流の研究」の結果をまとめたものである。流路内を液相が流下し気相が上方に流れる対向流状態においては、気相流量の増加に伴い液相が上昇流に遷移する現象が見られる。この現象はフラッディングと呼ばれ、PWRの小破断LOCA時にSGU-チューブ内等で発生するが、流路下部に気液の混合物が存在する場合についてはよく理解されていない。本研究では、流体としてフレオンR-113を用いて実験を実施した。実験結果より、流路下部に気液の混合物が存在する場合のフラッディングは、気液混合物の液面最高高さが管路上端に達することにより発生することが分かった。また、著者らが既に水-空気系の実験より導いたフラッディング速度相関式は、気液の物性値の影響を考慮すれば、フレオンR-113系へも適用できることが明らかになった。

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(1717)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/ms以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

BWR natural circulation experiments at ROSA-III under low-power and reduced inventory conditions

安濃田 良成; 中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.143 - 152, 1988/02

https://doi.org/10.3327/jnst.25.143

自然循環による炉心冷却効果は、BWRの小破断LOCA過程や再循環ポンプ停止を伴う各種の過渡状態において、非常に重要である。この様な、原子炉容器内残存水量が減少した場合のBWR自然循環実験自然循環挙動を解明するために、ROSA-III装置を用いて実験を行なった。実験の結果、残存水量の減少に伴い自然循環のモードが、1)主循環モード、2)内部循環モード、3)開ループ(炉心露出)モードに変化することを明らかにした。さらに、内部循環モードに対する解析モデルを開発し、炉心露出限界を導いた。この解析モデルは、圧力7.35及び2.06MPa、炉心出力20%相当以下の準定常自然循環実験におけるシュラウド内二相混合水位及び炉心露出限界を正しく予測した。また、この解析モデルを用いて、実炉の自然循環挙動の予測を行った。