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青柳 孝義*; 佐原 史浩*; 三原 守弘; 奥津 一夫*; 前田 宗宏*
JNC TN8400 2001-024, 103 Pages, 2001/06
JNC-TN8400-2001-024.pdf:8.84MB
TRU廃棄物は高レベル放射性廃棄物と比較して発生量が多いものの、そのほとんどが非発熱性の廃棄体であるため、高埋設密度での処分が可能である。そのため、地下深部の大空洞処分施設による集合埋設が経済的観点から合理的と考えられている。このようなTRU廃棄物の特徴を考慮して、TRU廃棄物を埋設する処分坑道の断面形状や人工バリア材の構成を設計した場合、岩盤の長期にわたるクリープ変形が人工バリア材に過度の負荷を与え、処分システムに影響を及ぼす可能性が考えられる。本研究では、非線形粘弾性モデルを用いて岩盤の長期クリープ変形量の解析を行い、クリープ量を算出するとともに、人工バリア材への影響検討を行った。ここで、岩盤物性値については、地層処分研究開発第2次取りまとめの物性値を用い、結晶質岩系岩盤と堆積岩系岩盤を検討対象とした。検討結果として、結晶質岩系岩盤では、経過時間100万年においても岩盤のクリープ変形は発生しない結果となった。一方、堆積岩系岩盤では、経過時間100万年において80
90mmのクリープ変形が生じる結果となった。また、その時の緩衝材に生じる厚さの減少量は、最大で45mm程度となることが示された。今回の検討結果からは、この程度の岩盤クリープ変形や緩衝材厚さの減少量であれば、緩衝材に考慮される余裕しろの範囲でカバーできるものであると考えられることから、岩盤の長期にわたるクリープ変形は処分システムに大きく影響を及ぼすものではないと判断できた。本報告書は、平成10年度に実施した鹿島建設株式会社への委託研究の成果に対して、使用した非線形粘弾性モデルについての解説等を加えるとともに、研究内容を再度とりまとめたものである。
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
大越 実; 坂井 章浩; 吉森 道郎; 山本 英明; 高橋 知之; 木村 英雄
Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/09
原子力安全委員会は、主な原子炉施設の解体等に伴って発生する固体状物質に対するクリアランスレベルの検討を行った。クリアランスレベルの導出に当たっては、主要な解体物であるコンクリートと金属を対象に、これらの物が通常の産業廃棄物と同様に埋設処分又は有用物として再利用される場合を想定し、これらの過程において発生する個人被ばく線量を決定論的手法を用いて評価した。被ばく線量の評価は、原子炉において生成する主要20核種を対象に、73の被ばく経路に対して行った。各核種毎に最も大きな単位放射能濃度当たりの個人線量をもとに、10
Sv/yに相当する核種別の放射能濃度がクリアランスレベルとして設定された。本報告は、原子力安全委員会におけるクリアランスレベルの検討に資するために原研が実施した計算の手法及び結果の概要をまとめたものである。
木曽原 直之; 山口 彰
PNC TN9410 98-028, 33 Pages, 1997/12
高速炉安全解析の一環として、ナトリウム燃焼時エアロゾルの主要機器等へ移行量、空気中湿分との反応量および燃焼熱のエアロゾル粒子を介したふく射伝熱による周囲構造物への影響を評価する必要がある。このために、従来からエアロゾルの挙動解析にはABC-INTG(Aerosol Behavior in Containment-INTeGrated Version)が用いられてきた。しかし、ABC-INTGは1セルモデルによる均一な雰囲気における挙動を計算するコードであるため、より詳細な室内のエアロゾル濃度分布を把握することを目的として、多次元熱流動解析コードAQUAにABC-INTGで用いられているエアロゾル計算モデルを組み込むこととした。AQUAは多セルモデルによりガスの熱流動を計算し、エアロゾル粒子の空間的な濃度分布を詳細に評価できる。一方、ABC-INTGは1セル内におけるエアロゾル粒子の発生、凝集、壁や床への付着を計算し、エアロゾル粒径分布と濃度を求めることができる。つまり、この両者の長所を組み合わせることによって、エアロゾル特有の挙動計算を行いつつ流体の流れを解析しエアロゾルの室内での移動を把握しようとするものである。ABC-INTGとAQUAはそれぞれ別途開発されたコードであるため、そのモデル化の違いのためのインターフェイスプログラムが重要になる。組み込みに際して、オリジナルのABC-INTGからの各計算モデルのサブルーチンを抽出・修正・追加し、インターフェイスプログラムを介してAQUAとデータ授受を行いながら過渡計算を行えるように整備した。本報告書ではエアロゾルモデルとその組み込み手法について述べる。また、試計算として単純な体系の解析を実施し、物理的に妥当な結果を得ることもできた。これにより、AQUAコードにおいてエアロゾルを取り扱うことが可能となり、ナトリウム燃焼時のガスの熱流動とエアロゾルの挙動を連携させた詳細な解析を実施できる見通しを得ることができた。
大久保 博生*
PNC TJ1222 95-001, 48 Pages, 1995/02
本年度は、まず、前年度に一例として作成した火成活動に関するインフルエンス・ダイヤグラムに関するパラメータ、方程式、計算モデルなどのリスト・アップ・検討を行った。次に、複数のFEPからシナリオを自動的に生成するためのシナリオ作成支援システムの試作を行い、パラメータ連鎖を作成するためのシステム概念に関する検討を行った。最後に、各FEPの基本モデル解析フレームでの取り扱い方法の検討を行った。
村松 壽晴
PNC TN9410 94-233, 264 Pages, 1994/08
サーマルストライピング現象を解析的に評価可能とするため、乱流現象に対する時間平均輸送モデルに基づく解析コードおよび直接数値シミュレーションコードを開発した。サーマルストライピング現象は、定常不規則温度ゆらぎ挙動として特徴づけられ、高速炉の炉心出口近傍において高低温冷却材の混合過程で生じるものである。この現象は、炉心出口近傍に位置する炉心上部機構や整流筒などの構造物に定常的な熱疲労を与えると考えられるため、高速炉における熱流動設計上の重要な評価項目の一つとして認識されている。本研究では、サーマルストライピング現象を評価するために新たに開発を行った解析コードを用いて、水およびナトリウムを作動流体としたサーマルストライピング基礎実験の解析を行い、広範囲の実験条件で得られた結果と比較検討を行った。更に、高速炉の炉心出口近傍を実寸大で模擬したナトリウム実験の解析を行い、同様に実験結果との比較を行った。これらの実験結果との比較検討より、本研究で開発したサーマルストライピング解析コードは、温度ゆらぎ挙動の振幅と周波数を評価する上で実用上十分な精度と高い計算効率を有していることを確認した。以上の結果より、従来ほとんど実験的手段に依存してきたサーマルストライピング現象に対する評価を、本研究で提案した解析的評価手法によって置き換えが可能であることが示された。
not registered
PNC TJ1409 93-010, 95 Pages, 1993/05
原子力施設から大気中に放出された放射性核種は、大気中に拡散し、地表に降下する。地表面に降下した放射性核種は表層土壌に沈着し、その後、再浮遊、地中浸透、植物への取り込み等の挙動を示す。本研究では、放射性核種の挙動について、土壌学、および水文学的観点を考慮にいれた物理的・化学的挙動の解明と評価モデルおよびパラメータの現状を調査し、環境放出核種の地表から生物圏および地中への影響のリスク評価に資する。本年度は次の3項目に着いて調査研究を行った。(1)表層土壌における放射性核種の挙動に係わる基礎調査降下・沈着した放射性核種の表層土壌中への沈着及び土壌中への浸透、植物への取り込み、空気中への再浮遊、表層土壌から浅地中への移行に係わる挙動を調査した。(2)浅地中における放射性核種の浸透挙動に係わる基礎調査放射性核種の浅地中における浸透挙動について、岩石その他の地層構成鉱物への吸着特性、コロイドの形成、移行等に係わる挙動を調査した。(3)モデルの現状モデルの現状について、収集した文献をもと、土壌内での浸透、植物への移行、表層土壌から再浮遊による植物への沈着経路を中心とした、コンパートメントによる線量評価モデルと地中内での固・液相間の収着と移流・分散による挙動に関する物理モデルに分けて調査・整理した。
向井 雅之; 武部 愼一; 古宮 友和; 神山 秀雄
JAERI-M 91-100, 17 Pages, 1991/07
低レベル放射性廃棄物処分施設より漏出した核種の環境中移行シナリオの一つとして、地表水による移行経路があり重要である。このため、放射性核種を含んだ汚染水が緩い斜面を下流する状況を模擬した地表面核種移行試験を進めている。本報では、浸透拘束条件下の地表面における水理状況に応じた核種吸着状況を把握するための試験を行い、地表流の流量と流下時間を組み合わせた試験条件で流出液中核種濃度の経時変化と土壌吸着濃度分布を求めた。流出液中核種濃度は、経過時間によらずほぼ一定で、流量が少ないほど減少した。土壌吸着濃度は、急激に濃度が減少する流入口付近と、それ以降の濃度がほとんど変わらない部分の2つからなる特徴的な分布を示した。この分布は、地表流の流動は拡散を2次元、移流に鉛直流速分布を与え、吸着を1次吸着反応式で表したモデルで大局的に近似することができた。
佐藤 治
JAERI-M 83-106, 55 Pages, 1983/07
第2グリッドは、長期エネルギー戦略のためのエネルギーシステムの新たな構想である。このシステムは、現在の電力および都市ガスの需給ネットワーク-第1グリッド-と同様に、多様な1次エネルギー源をネットワークに組入れ、その時々の最適な1次エネルギーの組合せを用いて液体および気体燃料を安定的に需要家に供給することを、意図したものである。本研究においては、第2グリッドの中核をなす戦略技術グループがわが国の長期的なエネルギー供給・変換システムのなかで果しうる役割を、検討した。この目的のために、将来に向けての多数のエネルギー需給シナリオを作成し、線型計画法による最適化計算モデルMESSAGEを用いてこれらを解析した。シナリオ解析の結果から、第2グリッドの戦略技術グループを導入することによって長期的に輸入石油への依存度を軽減しうることなどが、明らかにされた。
not registered
PNC TN243 81-05, 46 Pages, 1981/11
ラント動特性解析コード(COPD)は,もんじゅプラント全系の主要なプロセス量の過渡特性を求めるコードである。このコードは第1図に示すように,原子炉容器,高温側配管,低温側配管,中間熱交換器及び1次主循環ポンプの1次主冷却系の模擬及び中間熱交換器,高温側配管,低温側配管,空気冷却器,蒸気発生器及び2次主循環ポンプの2次主冷却系の模擬及び蒸気発生器,気水分離器,タービン及び主給水ポンプの水/蒸気系の模擬をしている。又,プラント制御系,安全保護系,プラントインターロックの模擬を含んでいる。各モデルは高速実験炉「常陽」及び50MW蒸気発生器試験施設等の実測データにて,比較検討し妥当性を確認している。このコードは,ループ間に異った条件が存在する場合の異常な過渡変化等の事故解析およびプラント制御系,安全保護系設計解析に用いられる。本コードは,解析目的により,本コード内に含まれる次のサブコードを組み合わせて扱われる。第2図に概略を示す。(1) COPD-3A本サブコートは1次,2次系冷却系流量を入力して,3ループ非対称の伝熱流動計算を行う動特性解析コードである。このコードは,制御系設計解析及び安全保護系設計解析に用いられる。(2) COPD-1本サブコードは,プラント制御系,安全保護系及びプラントインターロック等の模擬及び1次主冷却系,2次主冷却系,水/蒸気系の伝熱流動の模擬を含んだ,1ループ動特性解析コードである。このコードは,制御系設計解析及びCOPD-3Aの入力流量を求める解析に用いられる。(3) COPD-RV本サブコードは,原子炉入口温度を入力して,1次主冷却系の伝熱流動を扱う1次主冷却系の3ループ動特性解析コードである。このコードは,制御系設計解析及び,COPD-3Aの入力流量を求める解析に用いられる。
権田 浩三; 福田 章二*
PNC TN841 77-60, 204 Pages, 1977/09
MIXSETは、溶媒抽出工程の動力学的シミュレーションおよび最適化計算のために開発された電算機用計算コードであり、次の特徴をそなえている。(1)抽出成分は8種類まであつかうことができる。(2)成分は全て相互にInteractiveであり、減衰反応が関与することができる。(3)供給液流量、濃度の時間変化入力ができる。(4)処理量の大きさの異なった工程の動計算ができる。(5)製品の回収率、除染率を一定にして、供給液入力および流量入力の最適化計算ができる。このMIXSETコードは、幾つかの溶媒抽出工程を中間貯槽を介して直列および並列に連結した再処理工場全体の溶媒抽出工程の動力学的シミュレーションと最適運転モード計算等、現在開発中の再処理工場運転管理システム(PROMISE)の計算コード中のサブルーチンとして利用することができる。