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論文

SNL/JAEA collaboration on sodium fire benchmarking

Clark, A. J.*; Denman, M. R.*; 高田 孝; 大島 宏之

SAND2017-12409, 39 Pages, 2017/11

サンディア国立研究所(SNL)と原子力機構(JAEA)においてナトリウム燃焼解析コードCONTAIN-LMR(SNL)並びにSPHINCS(JAEA)を用いた共同ベンチマークを実施した。解析対象はSNLで実施されたスプレイ燃焼実験(T3/T4)であり、漏えいナトリウム量20kg、ナトリウム温度200$$^{circ}$$C(T3)、500$$^{circ}$$C(T4)である。実験ではナトリウムの部分的失火(T3)、外部ポートの破損(T4)と現象的にベンチマークが難しいが両コードとも概ね妥当な結果が得られた。SPHINCSコードではプール上に蓄積されたナトリウム燃焼のモデルがCONTAIN-LMRに比べ高精度であるため、T3実験において実験後半の再現性はCONTAIN-LMRよりも良い結果であった。

報告書

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPSの検証

大野 修司; 松木 卓夫*

JNC-TN9400 2000-106, 132 Pages, 2000/12

JNC-TN9400-2000-106.pdf:2.8MB

高速増殖炉プラントのナトリウム漏えい事故時の熱的影響を評価するための解析コードASSCOPSを使用して、7種類の既往ナトリウム燃焼試験の解析を実施した。雰囲気ガスやナトリウム受け皿の温度、壁温度、雰囲気ガス圧力、酸素濃度等の項目について解析結果と試験測定値を比較することにより、本解析コードを適切な解析パラメータとともに使用することで、ナトリウム燃焼とそれに伴う熱的影響の評価を妥当または保守的な形で実施できることを確認した。

報告書

多次元ナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFの開発と検証

高田 孝; 山口 彰

JNC-TN9400 2000-065, 152 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-065.pdf:6.26MB
JNC-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。

報告書

平成11年度安全研究成果発表会(動力炉分野)

安全研究専門部*; 大洗開調室*

JNC-TN9200 2000-001, 133 Pages, 2000/02

JNC-TN9200-2000-001.pdf:6.8MB

平成11年12月15日、動力炉分野を対象とした第11回安全研究成果発表会が、大洗工学センターの展示館(テクノ大洗)で開催された。本発表会では、平成8年度$$sim$$平成10年度の3ヶ年の成果の発表及び討論が行われた。発表課題は、高速増殖炉(FBR)、耐震及び確率論的安全評価の各分野の動力炉に係る安全研究課題(全34課題)の中から、安全研究専門部会の各分科会での検討を踏まえて11課題が選定された。また、本発表会は一般公開として行い、関連分野における学識経験者等にも広く意見を求めるために、社外からも多数の方々の参加をいただいた。本資料は、発表会で使用したOHP集、質疑応答、当日の出席者リスト等について取りまとめたものである。なお、安全研究成果調査票は、「安全研究成果の概要(平成10年度-動力炉分野)」(JNC TN1400 99-027,1999年11月)に収録している。

報告書

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPS Version 2.1 使用説明書

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。

報告書

平成10年度安全研究成果(調査票)-原子力施設等安全研究年次研究(平成8年度$$sim$$平成12年度)-

not registered

JNC-TN1400 99-017, 439 Pages, 1999/08

JNC-TN1400-99-017.pdf:14.06MB

平成11年7月1日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;23件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成10年度安全研究の調査票(平成8年度$$sim$$平成10年度の成果)を作成した。本報告書は、国に提出した調査票を取りまとめたものである。

報告書

DEVELOPMENT OF CERAMIC LINER FOR FBR BUILDING

姫野 嘉昭; 森川 智*; 川田 耕嗣

PNC-TN9410 91-092, 11 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-092.pdf:1.53MB

None

報告書

広温度・広酸素濃度範囲ナトリウム燃焼試験(1); ナトリウム燃焼現象確認試験

川田 耕嗣*; 宮原 信哉*; 広井 博*; 姫野 嘉昭*

PNC-TN9410 88-004, 44 Pages, 1988/01

PNC-TN9410-88-004.pdf:6.85MB

従来の国内外のナトリウム燃焼研究は、原子炉定格運転時等のナトリウム温度を主な対象としてきたため、炉外燃料貯蔵槽や原子炉予熱運転時に於けるナトリウム漏洩燃焼を想定した研究例が少ない。そこで、主に300$$^{circ}C$$以下のナトリウムを用いて、スプレー・コラム・プールについて、着火温度、エアロゾル発生開始温度を明らかにするために実施したものである。ナトリウムスプレー及びナトリウムコラム試験は、ナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)、ナトリウムプール試験は、大規模ナトリウム漏洩火災試験施設のSOLFA-1試験装置を使用して行った。試験結果は、次の通りである。(1)ナトリウムスプレー燃焼試験着火温度は、液滴径に依存する傾向を認めたが、安全を見込むと160$$^{circ}C$$以上である。(2)ナトリウムコラム燃焼試験流入するコラムの本流は着火せず、途中で生じる飛散液滴のみ着火し、本流が床で跳ね返えりによって生成された跳ね返り飛沫は180$$^{circ}C$$で、床上の落下堆積物は160$$^{circ}C$$で着火した。(3) ナトリウムプール燃焼試験静止液面での着火は、280$$sim$$315$$^{circ}C$$で、目視によるエアロゾル発生開始温度は、140$$sim$$165$$^{circ}C$$、一旦酸欠状態にして鎮火させた液面の自然再着火は、80$$^{circ}C$$以上で生じた。今後、これらの基礎データを基に広温度・広酸素濃度範囲ナトリウム燃焼試験を実施する。

報告書

大規模ナトリウム漏洩燃焼試験(IV); 空気雰囲気中における模擬配管からのナトリウム漏洩燃焼試験、RUN-E2)

森井 正*; 福地 平*; 山田 敏雄*

PNC-TN9410 87-088, 59 Pages, 1987/06

PNC-TN9410-87-088.pdf:3.33MB
PNC-TN9410-87-088TR.pdf:3.29MB

〔目的〕 Na配管破損時に漏洩Naが、配管まわりの保温構造のために、スプレー状に噴出飛散しないことを工学的に実証する。〔方法〕「もんじゅ」2次系Na配管の1/3.5縮尺模擬配管試験体に、1/4・Dt相当の破損孔を上向きに設け、同2次系ホットレグ配管の系統圧3.8㎏/†-gと同じ圧力をかけてNaを漏洩させた。〔結果〕配管まわりの保温構造は、事故時のNa漏洩・燃焼によってもその健全性が損なわれることはなく充分に漏洩Naのスプレー状飛散を防止出来ることを実証した。また、漏洩中のNa燃焼速度は、漏洩Na流量の約4%程度であった。以前に実施した完全なスプレー状Na燃焼試験ではこの値が約30%であったのに比較すると、実機配管からの現実的なNa漏洩の際の燃焼は、スプレー燃焼と比べて穏やかである。〔結論〕配管保温構造は、想定Na漏洩事故時にも崩壊することなく、漏洩Naのスプレ状噴出飛散を防止する機能を有していることを実証した。この時の燃焼形態は棒状であり、スプレー状燃焼に比べて、燃焼速度は小さいことを明らかにした。

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

大型ナトリウムタンク解体時におけるナトリウム燃焼防止技術の検討

早川 雅人; 吉田 英一; 下山 一仁; 宮越 博幸

no journal, , 

大型ナトリウムタンクの解体時における安全性及び効率性を高めることを狙いに、タンク内残留ナトリウムの燃焼を抑制する手法の一つとして、高引火点の非危険物である燃焼抑制オイルでナトリウム表面を覆いタンク壁溶断中における燃焼抑制効果について検討した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉におけるマルチレベル・シナリオシミュレーション技術開発,7; 模擬粒子を用いた燃焼生成エアロゾル物質移行実験

栗原 成計; 菊地 晋; 梅田 良太; 高田 孝; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム(Na)冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術としてマルチレベル・シナリオシミュレーションシステムの開発を進めている。本報告では、SFRの炉外固有事象であるNa漏えい燃焼挙動評価のコードV&Vを目的として実施した、模擬粒子を用いたセル間のエアロゾル物質移行実験装置の設計製作、試験計画の策定について報告する。

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