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柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 与能本 泰介
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09
The present paper introduces the recent outcome from the CIGMA experiments regarding containment vessel cooling, in which an external side of a vessel upper head was flooded by water. The test vessel was initially pressurized by steam and noncondensable gas (air and/or helium), and was subsequently cooled by pouring water to the outside of the vessel top. Similar experiments were performed by authors using air-steam binary system in the previous study, which showed several characteristic phenomena such as inverse temperature stratification. The experimental conditions were extended systematically in this study to investigate the effects of initial gas composition and distribution in a vessel. The measurement results indicated that natural circulation was significantly affected by distributions of each gas species. In particular, it was enhanced when the gas density became heavier after condensation on the vessel inner wall, while it was suppressed when the gas density became lighter, creating density stratification with helium-rich gas in the upper region. The results are explained by the simplified model.
柴本 泰照; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 安部 諭
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) initiated the ROSA-SA project in 2013 for the purpose of studying thermal hydraulics relevant to over-temperature containment damage, hydrogen risk, and fission product transport. For this purpose, the JAEA newly constructed the Containment InteGral Measurement Apparatus (CIGMA) in 2015 for the experiments addressing containment responses, separate effects, and accident managements. Recently, we successfully conducted first experiments using CIGMA to characterize the facility under typical experimental conditions. Among these experiments, the present paper focuses on the results of containment cooling tests, for which an upper part of the vessel outer surface was cooled by spray water. Several distinctive phenomena were observed in the tests, including inverse temperature stratification in the vessel due to the cooling in the upper region. The RELAP5 analysis result was also presented to roughly indicate the prediction capability of the best-estimate two-phase flow code in predicting the containment thermal hydraulics.
柴本 泰照; 与能本 泰介; 堀田 亮年*
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(9), p.553 - 557, 2016/09
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新しい安全規制を支援するため、2013年にROSA-SA計画を開始し、今般、本計画の中核となる大型格納容器実験装置CIGMA(Containment InteGral Measurement Apparatus)を完成させた。CIGMAは、設計温度や計測点密度において世界有数の性能を有しており、シビアアクシデント時の格納容器内の事故進展挙動や事故拡大防止に係る熱水力実験を実施することができる。本稿では、本計画と既往研究の概要を述べるとともに、CIGMA装置の特徴、及びこれまで実施した一連の実験結果を紹介する。
柴本 泰照; 安部 諭; 石垣 将宏; 与能本 泰介
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/06
There has been an extensive reorientation of the light water reactor research in Japan since the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident, which focuses on severe accidents and accident managements. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) initiated the ROSA-SA project in 2013 for the purpose of studying thermal hydraulics relevant to over-temperature containment damage, hydrogen risk, and fission product transport. For this purpose, the JAEA newly constructed the Containment InteGral Measurement Apparatus (CIGMA) in 2015 for the experiments addressing containment responses, separate effects, and accident managements. Recently, we successfully conducted first experiments using CIGMA to characterize the facility under typical experimental conditions investigating basic phenomena such as buildup of pressure by steam injection, containment cooling and depressurization by internal or external cooling, and density stratified layer mixing by impinging jet. This paper provides an overview of the research programs, the brief description of the facility specification and the outcomes obtained from the first experiments.
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Nuclear Engineering and Design, 289, p.231 - 239, 2015/08
被引用回数：23 パーセンタイル：87.12(Nuclear Science & Technology)Density stratification in the reactor containment vessel is an important phenomenon on an issue of hydrogen safety. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has started the ROSA-SA project on containment thermal hydraulics. As a part of the activity, we participated in the third international CFD benchmark exercise (IBE-3) focused on density stratification erosion by a vertical buoyant jet in containment vessel. This paper shows our approach for the IBE-3, focusing on the turbulence transport phenomena in eroding the density stratification and introducing modified turbulence models for improvement of the CFD analyses. For this analysis, we modified the CFD code OpenFOAM by using two turbulence models; the Kato and Launder modification to estimate turbulent kinetic energy production around a stagnation point, and the Katsuki model to consider turbulence damping in density stratification. As a result, the modified code predicted well the experimental data. The importance of turbulence transport modeling is also discussed using the calculation results.
与能本 泰介; 柴本 泰照; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; 岡垣 百合亜; 孫 昊旻; 栃尾 大輔
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5341 - 5352, 2015/08
This paper summarizes thermal-hydraulic (T/H) safety studies being conducted at JAEA based on the consideration of research issues after the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station accident. New researches have been initiated after the accident, which are related to containment thermal hydraulics and accident management (AM) measures for the prevention of core damage under severe multiple failure conditions. They are conducted in parallel with those initiated before the accident such as a research on scaling and uncertainty of the T/H phenomena which are important for the code validation. Those experimental studies are to obtain better understandings on the phenomena and establish databases for the validation of both lumped parameter (LP) and computational fluid dynamics (CFD) codes. The research project on containment thermal hydraulics is called the ROSA-SA project and investigates phenomena related to over-temperature containment damage, hydrogen risk and fission product (FP) transport. For this project, we have designed a large-scale containment vessel test facility called CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus), which is characterized by the capability of conducting high-temperature experiments as well as those on hydrogen risk with CFD-grade instrumentation of high space resolution. This paper describes the plans for those researches and results obtained so far.
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Journal of Energy and Power Engineering, 9(7), p.599 - 607, 2015/07
格納容器内での多成分ガスで形成される密度成層を精度よく解析することはシビアアクシデントの安全評価の上で重要である。日本原子力研究開発機構は格納容器内熱水力現象調査を目的としてROSA-SAプロジェクトを開始した。このプロジェクトの一環として、我々は浮力ジェットによる密度成層の侵食および崩壊についれ数値流体力学(CFD)解析を実行した。その解析では、既往研究でよく使われているが密度成層の侵食・崩壊を過大予測するRANS解析の改善を試みた。具体的には、低Re型k-
モデルをベースとして、ジェットの成層への貫入部分での乱流エネルギーを適切に評価、密度成層内での乱流抑制効果を再現するための改良をほどこした。RANS解析の結果は、計算コストは莫大になるものの精度が高いとされるLES解析と比較をおこなった。その結果、密度成層の侵食・崩壊について、本研究で適用した改良型のモデルは従来モデルよりもLES解析とのよく一致した。
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
no journal, ,
シビアアクシデント時に生じる格納容器内熱水力挙動の解明を目的として、原子力機構ではROSA-SAプロジェクトを遂行している。格納容器内水素分布に影響する密度成層の侵食・崩壊挙動について、数値流体解析(CFD)解析のための乱流モデルの改良とその適用性について報告する。
与能本 泰介; 柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭
no journal, ,
熱水力安全研究グループでは、福島原子力発電所事故を踏まえ格納容器熱水力に関するROSA-SA (Severe Accident)計画を実施している。本計画では、格納容器の過温破損、水素リスク、放射性物資の移行挙動に関連し重要な熱水力現象について、実験と解析を両輪とする研究を実施する。これまで、実験研究の中心となる大型格納容器試験装置(CIGMA)の整備を進めるとともに、格納容器内の水素ガス分布に影響する密度成層の噴流による浸食挙動、並びに、凝縮等に関して数値流体力学(CFD)コードOpenFOAMを用いた解析を実施した。本報では本計画の目的、予定、これまでの検討について述べる。
柴本 泰照; 安部 諭; 石垣 将宏; 与能本 泰介
no journal, ,
原子力機構では、重大事故対策に係る技術知見の拡充を目的として、原子炉格納容器内の熱流動及びエアロゾル移行等を研究するためのROSA-SAプロジェクトを進めている。本報では、研究計画の狙いとプロジェクトの中心となる大型試験装置の特徴、予備実験結果の概要について報告する。
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
no journal, ,
シビアアクシデント時に生じる格納容器内熱水力挙動の把握等を目的として、原子力機構でROSA-SAプロジェクトを推進している。本プロジェクトの一環として、格納容器内密度成層の侵食・崩壊挙動を把握するため、小型直方体容器内での鉛直ジェットによる成層侵食実験を行っている。本報告では、実験とCFD解析を用いて得られた成層侵食挙動現象に関する知見について報告する。本研究で使用した気体組成計測のための質量分析器は、原子力規制委員会からの受託事業「平成25年度原子力発電施設等安全調査研究委託費(原子力発電施設等安全調査)」の一部として購入したものである。
柴本 泰照
no journal, ,
シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新たな安全規制を支援するために、原子力機構では、格納容器の熱流動及びエアロゾル挙動の調査を目的としたROSA-SAプロジェクトを開始し、その中核となる大型格納容器実験装置CIGMAの設計・製作を進めてきた。本発表では、ROSA-SA計画とCIGMA装置の特徴を紹介し、今般完成したCIGMAを用いた実験結果及びこれまでの数値解析に関する成果の概要を報告する。実験及び解析結果については、セミナーの主旨に合わせ、水素リスクに関する内容を重点的に紹介する。
柴本 泰照; 安部 諭; 石垣 将宏; 与能本 泰介
no journal, ,
シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新たな安全規制を支援するために、原子力機構では、格納容器の熱流動及びエアロゾル挙動の調査を目的としたROSA-SAプロジェクトを開始し、その中核となる大型格納容器実験装置CIGMAの設計・製作を進めてきた。今般装置が完成し、試運転を含めた最初の実験が完了したため、結果概要を報告する。この実験では第一段階として、計画されている実験を網羅的に行うこととし、格納容器を模擬した試験部への蒸気注入による加圧、内部スプレイ及び外面冷却による減圧、水素移行調査のためのヘリウム成層浸食に関する実験を行い、基礎現象の把握とともに、装置全体としての性能やガス濃度分布及び粒子画像計測手法等の特殊な計測手法の検証を行った。概ね設計で意図した結果が得られ、計測に関する課題も抽出できた。今後、熱損失や容器内気体拡散等の装置特性を把握するための実験を行うとともに、事故条件における気体混合や冷却等の格納容器熱水力現象のメカニズム解明に資するデータを取得していく予定である。
柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 与能本 泰介
no journal, ,
原子力機構ではシビアアクシデント時の格納容器内熱水力挙動把握のため、大型格納容器実験装置CIGMAを製作し、実験を開始したところである。本発表では、格納容器外面冷却時における容器内の熱水力挙動に着目した実験(CC-PL-04)について、実験結果の概要とBEコードによる解析結果を報告する。
柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 与能本 泰介
no journal, ,
原子力機構ではシビアアクシデント時の格納容器内熱水力挙動の把握を目的として、大型格納容器実験装置CIGMAを用いた実験を行っている。本発表では、格納容器外面冷却時における容器内の熱水力挙動について、容器内のガス組成を初期条件パラメータとして変更した実験結果について報告する。
石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介
no journal, ,
原子力機構ではシビアアクシデント時の格納容器内熱水力挙動把握のため、大型格納容器実験装置CIGMAを製作し、実験を行っている。本発表では、特にヘリウムガスの局在化に注目し、初期成層内のヘリウム濃度を変化させた場合の容器外面冷却時熱水力挙動について報告する。
柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 与能本 泰介
no journal, ,
原子力機構ではシビアアクシデント時の格納容器内熱水力挙動の把握を目的として、大型格納容器実験装置CIGMAを用いた実験を行っている。本発表では、格納容器外面冷却時における容器内の熱水力挙動について、容器壁境界の熱伝達係数及び伝熱面積をパラメータとして変更した実験結果について報告する。
