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報告書

ナトリウム漏洩燃焼形態の予測手法に関する研究 -粒子法を用いたナトリウム漏洩燃焼解析手法の開発- 中間報告書

越塚 誠一*; 向原 民*; 岡野 靖; 飯田 将雄*; 山口 彰

JNC TY9400 2000-012, 91 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-012.pdf:2.82MB

液体ナトリウムの漏洩燃焼挙動の解析には、ナトリウム液滴やナトリウムプールの燃焼、床に落下したナトリウムの広がり、燃焼生成物の堆積など、様々な現象を複合して解析する必要がある。特に、床ライナーの温度分布の評価には、落下したナトリウムがどのように広がるかが重要である。核燃料サイクル開発機構では、こうした複雑な液体ナトリウム漏洩燃焼挙動解析のため、粒子法による計算コードを開発している。粒子による熱流動解析手法は東京大学において本研究者らによって開発されたもので、従来の差分法などと比較して、流体の分裂・合体や堆積・凝固を容易に扱うことが可能である。本研究では、ナトリウムの凝固や燃焼生成物の堆積挙動を解析するため、固相の粒子計算モデルの開発、これを利用した凝固・堆積の粒子計算モデルの開発、表面張力の粒子計算モデルの開発をおこなった。固相の解析のため、ヤング率とポアッソン比で記述される弾性体の運動を、粒子間相互作用で計算するモデルを新たに開発した。この方法では、従来の有限要素法での要素分割の必要がないので、弾性体の大変形のみならず、破壊なども容易に解析できる。特に粒子に回転の自由度を持たせたことで、角運動量の保存性が得られた。弾性体に正弦波状の変位を与え本計算モデルを適用したところ、応力分布や圧力分布は解析解と良く一致した。凝固を伴う熱流動解析法として、熱流動をこれまでの粒子法(MPS法)で、凝固した後の固相を弾性体として解析するモデルを開発した。初期に幅10cm高さ20cmの2次元矩形状液体ナトリウムの、厚さ1cm長さ1mのステンレス板上での広がり挙動を、本手法を用いて計算した。仮にナトリウムおよびステンレスの熱伝導率や粘性を実際よりも大きな値を用いると、先端が凝固することにより、ナトリウムの広がりが抑制されるという結果が得られた。なお、本計算モデルは燃焼生成物の堆積挙動にも適用できる。表面張力の効果を取り入れるため、その粒子計算モデルを開発した。液面形状を描かずに粒子数密度から曲率など必要な微分幾何の諸量を計算するアルゴリズムとし、流体が分裂や合体をする場合にも適用できるようにした。エタノール液滴の振動の計算をおこない、従来のVOF法による結果と良い一致を得、モデルが妥当であることを示した。さらに、表面張力が卓越する場合の流体の広がり挙動を解析し、広がった流体が複数の液滴

論文

阪神・淡路大震災時の神戸市東灘区LPガス漏洩事故事例における住民への避難勧告の伝達状況

梅本 通孝; 熊谷 良雄*; 小林 健介; 石神 努; 渡辺 実*; 室崎 益輝*; 大西 一嘉*

地域安全学会論文報告集, (7), p.228 - 233, 1997/11

阪神淡路大震災に伴い、神戸市東灘区内の事業所からLPガスが漏洩する事故が発生した。神戸市災害対策本部は被害の拡大をあらかじめ防ぐため1995年1月18日午前6時に東灘区内の住民72,000人に対して避難勧告を発令した。本稿は、その際の避難勧告情報の住民への伝達状況を把握するために実施した調査の分析結果を報告するものである。主な分析結果は以下の通りである。(1)避難勧告対象地域の9.9%の回答者には、当日中に避難勧告情報は届かなかった。(2)住民が事故による避難勧告情報を取得した時刻について、事故発生現場からの距離が遠方の地域ほど住民の情報取得のタイミングが遅れるなど、情報取得タイミングに地域的な傾向が見られた。(3)勧告に関する情報によって、8割程度の人が避難勧告の原因について認識したが、それ以上の詳細な内容についてはあまり伝わらなかった。

報告書

ナトリウム化合物付着による補助冷却設備空気冷却器伝熱管材料健全性確認試験報告書

福田 敬則*; 大嶋 巌*; 大田 裕之; 村山 志郎*; 中村 武則*; 伊藤 健司

PNC TJ2164 97-004, 38 Pages, 1997/10

PNC-TJ2164-97-004.pdf:3.34MB

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報告書

ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験 実験データ集

下山 一仁; 宇佐美 正行; 三宅 収; 西村 正弘; 宮原 信哉; 田辺 裕美

PNC TN9450 97-007, 81 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-007.pdf:1.72MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、第1回目を平成8年2月15日に、第2回目を平成8年3月28日に、大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)を用い、温度計を模擬してナトリウム漏えい速度、漏えい形態の確認実験を行った。なお本実験データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

報告書

ナトリウム漏えい燃焼実験-I 実験データ集

川田 耕嗣; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 寺奥 拓史; 三宅 収

PNC TN9450 97-005, 145 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-005.pdf:2.48MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、平成8年4月8日に、大洗工学センターの大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)内の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用い、「もんじゅ」2次系配管室の温度計、換気空調ダクト、グレーチング、床面には同仕様の受け皿等の配置を模擬してナトリウム漏えい燃焼実験-Iを行った。なお本データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

報告書

ヨウ素に関する文献調査

加藤 一憲*; 宮原 信哉

PNC TN9420 94-005, 74 Pages, 1994/03

PNC-TN9420-94-005.pdf:2.89MB

高速炉において、ナトリウム漏洩事故時にNAの蒸発・燃焼によって気相中に放出されるヨウ素のうちガス状のものが生成された場合は、エアロゾル状のものと異なり時間により減衰することがなく長時間雰囲気中に存在することが考えられる。このため、ガス状のヨウ素の生成は事故時の被曝評価上重要な事象で、その生成量、形態、気相への放出割合は正確に把握しておく必要がある。本調査では、現在までに得られた研究結果をまとめることによりガス状ヨウ素の生成について現状得られている知見を整理し、今後これらを実験的に調べる時の参考とすることを目的として、国内で実施されたヨウ素に関する研究成果よりNA燃焼時に液相から気相への放出されるヨウ素の割合(KB)とその時発生するガス状ヨウ素の割合について調べ以下の結果を得た。1NAプールから気相へのヨウ素の放出割合、NA温度400$$sim$$550$$^{circ}C$$の範囲におけるNA蒸発及び燃焼時のヨウ素のKB(エアロゾル中のI/NAとNAプール中比)は1以下。2ガス状ヨウ素の生成割合、NAをARガス中で蒸発させてから大気中に放出した条件の試験では、ガス状ヨウ素の生成割合は放出されるNAの温度に依存し、最大約60%(AT100$$^{circ}C$$)であった。但し、その傾向は明らかではない。NAをO2濃度4.5%$$sim$$21%雰囲気中でプール燃焼させた条件試験では、ガス状ヨウ素の生成割合は概ね5%以下。報告の中には異常に高い生成割合を示したデータも含まれていた。

報告書

スーパーフェニックスの再起動に関する公聴会及びヒアリングの調査

前田 清彦

PNC TN9600 93-010, 18 Pages, 1993/05

PNC-TN9600-93-010.pdf:5.59MB

今般、フランスにおいて、トラブルで所定の期間以上停止していたために運転の許可が取り消されていた高速増殖炉スーパーフェニックス(SPX)の再起動に関する公聴会及びその一環としての公開ヒアリングが開催されたので、現地でこれらの実施状況の調査を行った。調査の結果、フランスにおける公聴会及び公開ヒアリングの実施状況が把握できたとともに、フランス国内におけるSPXないしは高速増殖炉に関する論点並びに設置者及び規制当局の対応ぶりを把握することができた。また、従来ほとんど情報が得られなかったSPXの許可申請書の記載内容を知ることができた。

報告書

大型高速増殖炉要素技術設計研究(II) :ナトリウム燃焼解析

森井 正*; 姫野 嘉昭

PNC TN9410 86-066, 27 Pages, 1986/06

PNC-TN9410-86-066.pdf:3.68MB

大型高速増殖炉の非耐圧格納施設に関する設計研究の一環として、ナトリウム燃焼解析を実施し、一次冷却材漏洩事故時の事故室雰囲気圧力、ライナ鋼板を始めとするライナ周囲の温度およびナトリウム燃焼量(事故時の放射性物質放出量を支配する)などの評価を行った。主な事故想定は以下の通り。想定破損箇所 1次主冷却系ホットレグ配管 想定破損孔断面積 1 †コンクリート冷却系 事故直前までの作動、事故後に停止。 解析では「もんじゅ」のナトリウム燃焼解析に使用したASSCOPSコードを用い、次の結果を得た。 雰囲気最高圧力 0.029㎏/†G(0.5時間後) 全ナトリウム燃焼量 1.5ton(全漏洩ナトリウムの約3%) コンクリート最高温度 140$$^{circ}C$$(100時間後) これらの結果から、事故室の雰囲気圧力上昇については、上昇値はわずかで、原子炉定格運転中の雰囲気温度平均値が440$$sim$$500$$^{circ}C$$と非常に高いことが有利に作用していること、ライナ鋼板等の温度は「もんじゅ」安全設計値と比べて低いこと、などが明らかになった。しかし、ライナ鋼板直下のコンクリート温度は、温度上昇が100$$^{circ}C$$を越えコンクリート水の放出に起こることが推定された。このため、今後この放出水の評価を適切に行う必要がある。本研究は、大型高速増殖炉に関する要素技術設計研究(2)の一環として行ったものである。

口頭

Radioactivity leak accident at the hadron experimental facility and the reformation of the safety management system in J-PARC

石井 哲朗

no journal, , 

J-PARCハドロン実験施設で発生した放射性物質漏洩事故は、ハードウエア上の問題のみでなく、J-PARCの安全管理体制に重大な問題があることを明らかにした。J-PARCではこの事故を受けて、以下のように、安全管理体制を抜本的に見直した。(1)施設管理責任者の責任と命令系統を明確にした。(2)放射線安全評価体制を強化した。(3)「基本体制」と「事故体制」の間に「注意体制」を導入し、「注意体制」では、責任者を招集し、情報の収集と共有が迅速にできるようにした。(4)非常時の通報連絡と行動の基準を明確化した。

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