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孫 昊旻; Leblois, Y.*; Gelain, T.*; Porcheron, E.*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 11 Pages, 2020/08
During a severe accident of PWR, fission products (FPs) may be released. Containment spray can be utilized to remove the aerosols of FPs. Therefore, it is important to develop an analytical model for predicting aerosol removal efficiency. The containment spray has high spray coverage ratio where the droplets are expected to impact side walls. In such condition, the gas flow induced by droplets will behave differently from that without droplet impaction where a stable gas circulation is expected. Since the aerosol removal efficiency depends on gas flow, to develop the removal model for the containment spray from this viewpoint, several experiments were carried out in TOSQAN facility. It was confirmed that the spray coverage ratios were comparable to that of the containment spray and many droplets impacted side wall. Aerosol removal was found to be more effective in higher spray water flow rates. Aerosol concentration decay calculated by CFD was in agreement with measured one.
高田 孝; 山口 彰
JNC TN9400 2000-065, 152 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-065.pdf:6.26MBJNC-TN9400-2000-065(errata).pdf:0.12MB
液体ナトリウムを冷却材としている高速増殖炉において、ナトリウム漏えい時のナトリウム燃焼が構造物等へ及ぼす影響を評価することは重要である。しかしながら従来の数値解析では、大きな空間を平均化した一点近似モデル(zoneモデル)が主流であり、燃焼現象に於けるガス温度、ガス成分各種の空間的な分布が及ぼす影響についての評価はなされていない。このため、ナトリウム燃焼現象について多次元効果を考慮して機構論的に解析することを目的とし、多次元ナトリウム燃焼解析コードAQUA-SF(Advanced simulation using Quadratic Upstream differencing Algorithm-Sodium Fire version)を開発した。本コードは完全陰解法であるSIMPLEST-ANL法を用いた単相伝熱流動解析コードAQUAをベースとし、スプレイ燃焼、フレームシート燃焼、ガス輻射、多成分ガス移流・拡散、圧縮性等の燃焼に必要な各モデルを組み込んでいる。なお計算スキームとして、空間項についてはBounded QUICK法を、時間項についてはBounded3点陰解法を組み込んでいる。また開発されたAQUA-SFコードを用い、以下に示すナトリウム燃焼実験の検証解析を実施した。・プール燃焼実験(RUN-D1)・スプレイ燃焼実験(RUN-E1)・漏えい燃焼実験(ナトリウム漏えい燃焼実験-II)・小規模漏えい燃焼実験(RUN-F7-1)いずれの検証解析に於いても、実験をほぼ再現しており、AQUA-SFコードの妥当性が確認された。
太田 吉美*; 児玉 清次*; 大西 幸男*; 内山 和幸*
JNC TJ3410 2000-021, 73 Pages, 2000/03
JNC-TJ3410-2000-021.pdf:52.78MB
「ふげん」の廃止措置プロジェクトを合理的かつ円滑に進行させるためには、廃炉作業の計画について、事前に詳細な評価を行う必要がある。このための必要不可欠なデータとして、現在の「ふげん」の建屋躯体、主要機器、配管、空調ダクト、ケーブルトレイ、操作架台等の物量の総量を把握する必要がある。これらのレイアウトデータの3D-CAD化を実施し、これを有効活用することにより、運転、監視、廃炉措置計画等のプラント管理全般にわたる業務の高度化を図るものである。そのため平成11年度は、燃料建屋、廃棄物処理建屋、及び中間建屋についての概略の物量評価を実施した。特に、廃棄物処理建屋内については別途実施する内蔵放射能評価と連携し、放射性廃棄物の正確な評価を実施する必要があることから、また、廃止措置計画全体に対する影響が大きい事から、詳細にデータ入力作業を行った。
太田 吉美*; 児玉 清次*; 大西 幸男*; 内山 和幸*
JNC TJ3410 2000-020, 80 Pages, 2000/03
JNC-TJ3410-2000-020.pdf:41.34MB
「ふげん」の廃止措置プロジェクトを合理的かつ円滑に進行させるためには、廃炉作業の計画について、事前に詳細な評価を行う必要がある。このための必要不可欠なデータとして、現在の「ふげん」の建屋躯体、主要機器、配管、空調ダクト、ケーブルトレイ、操作架台等の物量の総量を把握する必要がある。これらのレイアウトデータの3D-CAD化を実施し、これを有効活用することにより、運転、監視、廃炉措置計画等のプラント管理全般にわたる業務の高度化を図るものである。そのため、平成11年度は、重水精製装置建屋、新廃棄物処理建屋、及び屋外設備についての概略の物量評価を実施した。特に、新廃棄物処理建屋内については別途実施する内蔵放射能評価と連携し、放射性廃棄物の正確な評価を実施する必要があることから、また、廃止措置計画全体に対する影響が大きい事から、詳細にデータ入力作業を行った。
大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収
JNC TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01
JNC-TN9520-2000-001.pdf:5.13MB
高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。
松本 潔; 大久保 収二*; 鴻坂 厚夫; 滝川 好夫*; 小林 弘明*
JAERI-M 89-068, 150 Pages, 1989/05
グラフィックディスプレイ上で図形を編集・表示するプログラムGRASYS(Graph Synthesis System)を開発した。GRASYSで扱う図形は作図指示データと呼ばれる言語形式で記述される。1つの図形を描く作図指示データの集まり(セグメント)を作成・引用・編集の単位として取扱い、端末画面上で単純な図形を合成して新たなセグメントを作成できる。これらの機能により、複雑な図形を描いたり部分図形を他の図形の一部に転用することが容易に行える。また、セグメントには解析プログラムによる計算結果をトレンド図や棒グラフ等を含めることができ、プラント状態表示等、多くの分野で応用できる。さらに、画面上で作成・編集した図形と作図指示データ文との対応を容易にできるように、図面上に表示されている図形に対応する作図指示データ文を出力する機能を持ったサブシステムGREDITが含まれる。本報告書はGRASYS(含GREDIT)の使用手引書である。
岡田 漱平; 日馬 康雄; 八木 敏明; 伊藤 政幸; 川上 和市郎
EIM-86-131, p.23 - 31, 1986/00
LOCA模擬逐次法における絶縁材料の絶縁劣化に関して次のような結果が得られた。 1.逐次法の第1段階である前照射時の温度の影響を調べた。エチレンプロピレンゴムと架橋ポリエチレンは、前照射の段階では、照射温度依存性を示し、高温ほど絶縁低下が大きかった。しかし照射後、第2段階である空気を含む蒸気曝露を行うと、極性基、水、酸素が関与する反応が複雑に競合し、前照射温度の影響は必ずしも明瞭ではなくなる。シリコーンゴムは、顕著な前照射温度の影響を示さなかった。 2.酸化雰囲気で前照射した後、蒸気曝露環境の温度の影響を調べたところ顕著な温度効果が見られた。 3.スプレイの有無の影響を調べた。架橋ポリエチレンとシリコーンゴムには影響が見られず、エチレンプロピレンゴムでは、配合により影響の出かたに差があった。
三宅 収; 山崎 洋嗣*; 川部 隆平*; 姫野 嘉昭; 宮口 公秀
PNC TN941 85-131, 53 Pages, 1985/08
高速炉の安全設計の一環として行われるナトリウムプール火災解析には、計算コードとして、SOFIRE-M2コード、もしくはプール火災とスプレイ火災を組み合わせたASSCOPSコードが使用されてきた。ところがプール火災は、近年は上記の計算コードが開発された時代と比べ、実験を通じて現象がより詳細に把握できる段階になってきている。一方、現在の高速炉プラントの合理化に対する動向から、プール火災とその熱的影響を、より現実的に評価できるよう精度の高い計算コードが今後要求されてくるものと推定する。そこで、このような現状と動向に鑑みて、主に二次冷却系の空気雰囲気に於けるナトリウムプール火災を対象に新たな計算モデル、SPM(Sodium Pool Fire Model)を開発した。SPMでは、実際の現象を出来るだけ忠実にモデル化する目的で、ナトリウムプール表面の上方に燃焼フレーム(火災)を考え、フレーム内における燃焼反応と、燃焼反応によって生成される反応熱の周囲雰囲気及び周囲構造物への熱伝達を考慮した。モデルの妥当性の検証については、米国HEDLのCSTF施設および西独KfKのFAUNA施設による実験結果、および従来の計算コードであるSOFIRE2あるいはSOFIRE―M2による計算結果との比較検討を行った。比較検討の結果、SPMの計算結果は、実験値にほぼ一致するかやや保守的な値となったが、プール温度については、SOFIRE―M2による計算結果と比べ著しい改善が見られ、より実測値に近い計算結果を得た。
西尾 軍治; 成冨 満夫; 元木 保男; 橋本 和一郎; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.315 - 325, 1982/00
原研モデル格納容器スプレイ効果実証試験装置を用いて、BWR仮想事故時における格納容器スプレイのヨウ素の除去試験BIS-0、BIS-1a、BIS-6、BIS-6aそしてBIS-6mを実施した。 BIS-0試験より得たヨウ素の壁面沈着量の測定は、無機ヨウ素の初期沈着現象の解釈に有用なデータとなった。BIS-1aは、比較的低いpHのスプレイ水を用いて実施した試験で先に報告したpH値の高いスプレイ試験BIS-1と対になる試験である。BIS-6、BIS-6a試験は、実炉のサプレッションプール水の液混合がない場合を模擬したもので、液混合がある試験BIS-6mと対をなすものである。 この論文では、以上の試験結果を示したのち、試験結果と計算コード(MIRA-PB)の比較を示した。また、実炉のサプレッションプール水のpH値がどうなるかを鉄の腐食に主眼をおいて実験し、その結果を示すと共に実炉プール水のpH値を推定した。
西尾 軍治; 成冨 満夫; 元木 保男; 橋本 和一郎; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.315 - 325, 1982/00
被引用回数：1 パーセンタイル：21.73(Nuclear Science & Technology)原研モデル格納容器を用いてBWR仮想事故時の格納容器スプレイによるヨウ素除去効果を実証するため、ヨウ素除去試験BIS-0,BIS-1a,BIS-6,BIS-6a,BIS-6mを実施した。 BIS-0より得たヨウ素の壁面沈着の測定は、無機ヨウ素の初期沈着現象の解釈に有用なデータとなった。BIS-1a試験は、比較的pH値の低いスプレイ水を用いた試験でpH値の高いBIS-1と対になる試験である。BIS-6およびBIS-6a試験は、実炉のプール液の混合がない場合を模擬したもので、液混合がある試験BIS-6mと対になる。 この論文では、以上の試験結果を示したのち、試験結果と計算コード(MIRA-PB)の比較を示した。また、実炉のサプレッション水のpH値がどうなるかを鉄の腐食に主眼をおいて実験し、その結果を示すと共に実炉プール水のpH値を推定した。
橋本 和一郎; 西尾 軍治; 成冨 満夫; 田中 貢; 元木 保男; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(4), p.261 - 274, 1981/00
被引用回数：4 パーセンタイル：52.53(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故時において格納容器内に放出された放射性無機ヨウ素の水洗除去に対する大型格納容器スプレイ実証試験が行われた。この論文は、BWRの仮想事故条件で行われた無機ヨウ素除去に関する4試験の結果をまとめた。格納容器スプレイによる無機ヨウ素除去試験では、初期スプレイによる気相ヨウ素濃度の減衰速度および長時間スプレイ後の無機ヨウ素の気液分配係数が重要となる。試験は、初期の気相ヨウ素除去速度を求める試験と平衡時の無機ヨウ素気液分配係数を求める試験に分けて実施した。スプレイによるヨウ素除去の効果は、純水スプレイのpH値に大きく影響されることがわかった。試験の結果は、MIRA-PBコードによる結果と比較され、また実炉の格納容器スプレイの効果をDose Reduction Factorを用いて説明した。
田中 貢; 渡辺 博典; 橋本 和一郎; 元木 保男; 成冨 満夫; 西尾 軍治; 木谷 進
Nuclear Technology, 54, p.54 - 67, 1981/00
被引用回数：6 パーセンタイル：62.77(Nuclear Science & Technology)軽水炉格納容器スプレイの冷却効果および放射性ヨウ素の水洗除去効果には、スプレイノズルによって生成される液滴の粒径分布および格納容器内でのスプレイ液の噴霧状態が大きな影響を及ぼす。そこで、「格納容器スプレイ効果実証試験結果を評価するため、更にそれらの結果を用いて計算コードの開発・検証を行うため、軽水炉格納容器スプレイノズルの流量曲線(流量対圧力)、噴霧量分布、および粒径分布を実測した。ついで、それらの実測値を用いて、計算コードCONDENSEにより、実炉(PWR、BWR)格納容器スプレイの冷却効果を証価した。
西尾 軍治; 田中 貢; 橋本 和一郎; 元木 保男; 成冨 満夫; 木谷 進
Nuclear Technology, 54, p.68 - 86, 1981/00
被引用回数：1 パーセンタイル：24.39(Nuclear Science & Technology)想定事故時に作動する格納容器スプレイのヨウ素除去挙動を把握する計算コードCOSMO(Containment Spray Model)をBWR,PWR,ICRを対象にして作成した。この計算コードは格納容器の内部を数個のセグメントに分割したマルチコンパートメントモデルであり、オプションにより炉型を選択できる機能をもっている。 この論文では、COSMOを用いてモデル格納容器スプレイ効果実証試験の結果を検証し、妥当な結果を得た。また、BWR,PWRそしてICRの仕様に近い値を用いて仮想事故時の格納容器スプレイによるヨウ素除去計算を実施した。
田中 貢
Nuclear Technology, 47(2), p.268 - 281, 1980/00
被引用回数：10 パーセンタイル：70.66(Nuclear Science & Technology)軽水炉冷却材喪失事故時における格納容器スプレイ液滴の伝熱速度を、剛体球モデルと完全混合モデルにより計算した。計算に際して、不凝縮ガスの存在を考慮したスプレイ液滴の強制対流凝縮熱伝達に関する計算コードCONDENSEを開発した。計算より、スプレイ液滴の伝熱速度に対する液滴の噴霧条件(大きさ,初速度等)および気相の温度条件の影響を明らかにした。また、格納容器内におけるスプレイの有効性を評価する上で重要なスプレイの熱吸収率の落下距離による変化を明らかにした。
西尾 軍治; 田中 貢
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(11), p.823 - 837, 1979/00
被引用回数：8MIRA-PBは、Battelle Columbus研究所で開発された計算コードMIRA-P/MIRA-Bの誤りを修正し、多くの機能を付加しPWR及びBWRの計算が可能な計算コードとした。同コードは、LOCA時における格納容器内の無機ヨウ素、有機ヨウ素、粒子状ヨウ素の挙動解析を目的として、ヨウ素の自然沈着、液膜への吸収、スプレイによる水洗除去ならびにフィルタによる除去等の効果を考慮しており、同コードにより環境へのヨウ素の漏洩量が計算可能である。本報では、MIRA-PBコードの紹介を行なうとともに、コードの妥当性の検討、PWRおよびBWRのLOCA時の格納容器内のヨウ素の挙動解析、計算コードの特長を明らかにした。
西尾 軍治; 田村 友彦*; 田中 貢
JAERI-M 7602, 41 Pages, 1978/03
軽水型発電炉では、想定事故に対する工学的安全防護施設の一部として原子炉格納容器系が設置されている。PWRおよびBWRを対象とした格納容器スプレイによるヨウ素除去の計算コードとして、Battelle's Columbus研究所のRitgmanは、MIRAP/MIRABコードを報告した。この計算コードは、よく考えられているが、格納容器内の気相および液相濃度の算出方法、基礎式の取り扱い方などにいくつかの問題がある。また、プログラム上の不備が多く、実用には供しにくい。そこで、これらの点を修正し、計算コード(MIRA-PB)を作成した。本報告書では、計算コードMIRA-PBのプログラムリストについてのみ記載し、解析手法、プログラムの使い方などの詳細な検討については、別途報告している。
西尾 軍治; 田村 友彦*; 田中 貢
JAERI-M 7594, 113 Pages, 1978/03
軽水型発電炉には、冷却材喪失事故などに備えた工学的安全防護施設として、原子炉格納容器スプレイ系および非常用空気浄化系が設置され、事故時における放射性ヨウ素の環境への放出を極力防止している。原子炉格納容器罪のヨウ素除去計算コードとして、Battelleで開発したMIRAP/MIRA-Bコードを基にして、新たに改良したMIRA-Bコードを作成した。計算コード上の数式モデルは、格納容器壁での自然沈着、液膜による吸収、スプレイ系による水洗除去、フィルタ系による除去、および格納容器からの漏洩を考慮し、ヨウ素の形態としては、無機ヨウ素、有機ヨウ素、およびヨウ素エアロゾルを考える。本報では、MIRA-PBの内容を明確にする目的で気夜分配係数、物性値、スプレイ液滴の運動、およびヨウ素の吸収等について記述し、諸文献の数値と比較した。また、軽水型発電炉の格納容器に近い値で、あるいはBattelleの実験に対してヨウ素除去の計算を実施し、ついで原研モデル格納容器についての予備計算を行なった。
田中 貢
JAERI-M 7483, 38 Pages, 1978/01
軽水型発電炉には格納容器スプレイ系が設けられ、冷却材喪失事故時に格納容器内の水蒸気を冷却凝縮させて内圧を減ずるとともに、気相中の放射性物質を水洗除去することによって、原子炉から大気中への放射性物質の放出を極力防止している。格納容器スプレイ効果に関する実証試験を実施するに際し、原研モデル格納容器試験装置によるスプレイ冷却試験の予備計算を、格納容器圧力、温度挙動計算コードCONTEMPT-LTを用いて行った。その結果、(1)各蒸気供給速度に対する昇圧、昇温速度、ならびに(2)各スプレイ流量およびスプレイの熱吸収率に対するスプレイ時の降圧、降温速度が得られた。
田中 貢; 三森 武男
JAERI-M 7482, 50 Pages, 1978/01
軽水型発電炉には格納容器スプレイ系が設けられ、冷却材喪失事故時に格納容器内の水蒸気を冷却凝縮させて内圧を減ずるとともに、気相中の放射性物質を水洗除去することによって、原子炉から大気中への放射性物質の放出を極力防止している。格納容器スプレイ効果に関する実証的試験を実施するに際し、BWR格納容器内気相ヨウ素のスプレイによる水洗除去効果に関する解析、および原研モデル格納容器試験装置に対する予備計算を、計算コードSPINKLEを作成して行った。その結果、(1)格納容器スプレイの有効性(2)格納容器からのヨウ素の漏洩に対する平衡域の支配性(3)格納容器スプレイ開始より平衡状態到達までの時間(4)格納容器内の平衡気液分配係数について定量的な値が得られた。
田中 貢
JAERI-M 7481, 151 Pages, 1978/01
軽水型発電炉の格納容器内には、格納容器スプレイ系が設けられ、冷却材喪失事故時などに格納容器内の水蒸気を冷却凝縮させて内圧を減ずるとともに、気相中の放射性物質を水洗除去することによって、原子炉から大気中への放射性物質の放出を極力防止している。格納容器スプレイ効果に関する試験を実施するにあたり、国内外における格納容器スプレイの効果に関する主な研究状況を調査した。また現状のPWRおよびBWRの格納容器スプレイ設備の状況についても調査し、その一部を本題に参考のため付加した。
