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論文

Study on the passive safe technology for the prevention of air ingress during the primary-pipe rupture accident of HTGR

武田 哲明; 菱田 誠*

Nuclear Engineering and Design, 200(1-2), p.251 - 259, 2000/08

 被引用回数:24 パーセンタイル:16.61

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動の解明と空気侵入防止技術の開発に資するため、原子炉の流路構成を模擬した試験装置を用いて実験を行った。実験の結果、配管破断後の炉心部を一定速度で降温する場合は、事故を空気の自然循環流が発生する第2段階まで進展させないような降温速度が存在することが明らかとなった。また、炉心部の高温と低温流路間に発生する空気の自然循環流は、低温流路側に相当する圧力容器等の流路からヘリウムガスを一定量注入することによって流れを制御することができ、多量の空気侵入を防止できることを示した。

報告書

放射性廃棄物地層処分における緩衝材および岩体中の核種移行に関する研究

佐藤 治夫

PNC-TN8410 97-202, 205 Pages, 1998/01

PNC-TN8410-97-202.pdf:14.14MB

本論文は、放射性廃棄物地層処分における緩衝材候補材料の1つであるNa型ベントナイトおよび代表的岩石について、間隙率および屈曲度などの間隙構造因子ならびに核種拡散係数の測定を行い、基礎的データを蓄積すると共に、長期的な核種移行を定量的に予測できる拡散モデルを構築し、予測手法の基礎的理論を確立することを目的として研究された結果をまとめたものであり、7章から構成される。各章では、人工バリアとしてのNa型ベントナイトと天然バリアとしての花崗閃緑岩、玄武岩と泥岩の物性値に関する測定データと電気二重層理論および分子拡散理論に基づいて構築されたモデルが、地層処分の立案の際、緩衝材と地層構成岩石の特性を考慮することにより、バリア内の核種拡散挙動の予測と処分場性能評価を槻ね定量的に可能にしすることを示している。尚、本論文は、筆者が平成6年4月22日$$sim$$平成9年3月18日にかけて秋田大学大学院鉱山学研究科博士後期課程(地球工学専攻)に在籍し、事業団において得られた成果(投稿論文)を中心に博士論文としてまとめたものである。

報告書

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動

武田 哲明

JAERI 1338, 180 Pages, 1997/11

JAERI-1338.pdf:7.72MB

本研究では、高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動について、実験と数値解析によりその挙動を解明し、高温ガス炉の安全性に関する考察を行った。主配管破断事故時の空気浸入過程に2つの段階が存在することを示すとともに、事故後の第1段階は分子拡散と極めて流速の遅い混合気体の自然循環流が律則過程であり、第2段階では流路全体を短時間内に一巡する空気の自然循環流が律速過程となることを明らかにした。数値解析においては、事故後の第1段階における熱流動解析コードを開発し、実機における空気浸入挙動の予測が可能となった。さらに、事故後の第1段階の期間内に空気浸入過程を終了させる炉心冷却速度の存在と低温流路側からのヘリウム注入が、空気浸入と黒鉛酸化を防止及び抑制する有効な方法であることを明らかにした。

報告書

密度成層内の2成分気体混合過程

武田 哲明

JAERI-Research 97-061, 35 Pages, 1997/09

JAERI-Research-97-061.pdf:1.28MB

鉛直流体層内に2成分流体により密度成層が形成される場合について、流体層内に発生する自然対流が流体混合過程に及ぼす影響を調べるため、温度の異なる鉛直2平板からなるスロット内への気体混合実験をレイリー数が0$$<$$Rad$$<$$7.5$$times$$10$$^{4}$$の範囲について行い、混合気体の密度変化、温度分布等について求めた。鉛直スロット内の分子拡散による気体混合過程においては、平板間の温度差による自然対流の影響を大きく受け、たとえ伝導領域であっても気体の移動量は壁面に沿って上昇下降する自然対流による移動量を定量的に評価する必要があることを示した。

論文

Studies on molecular diffusion and natural convection in a multicomponent gas system

武田 哲明; 菱田 誠

Int. J. Heat Mass Transfer, 39(3), p.527 - 536, 1996/00

 被引用回数:36 パーセンタイル:12.92

高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時には、分子拡散と炉内に発生する自然対流により、空気が破断口から浸入すると予想される。そのため黒鉛構造物が酸化し、複雑な多成分気体の自然対流が発生する。本研究では、この配管破断時の初期段階における空気の浸入過程を調べるため、化学反応を伴う多成分気体の分子拡散と自然対流に関する実験と解析を行った。解析は一次元の混合気体、各成分気体の質量保存、混合気体の運動量保存とエネルギー保存の式を解いて、各成分気体の濃度変化、空気の自然循環流発生時刻等を求めた。その結果、実験と解析は良く一致し、混合気体密度、成分気体のモル分率変化、自然循環流の発生まで、実験結果と数値解析により再現することができた。

論文

高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動,2; 炉心の黒鉛流路管温度が非均一の場合

武田 哲明; 武仲 五月*; 菱田 誠

日本原子力学会誌, 38(2), p.154 - 162, 1996/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

一次冷却系主配管破断事故は、高温ガス炉の設計基準事故の一つである。本事故時には破断口から炉内に空気が流入し、黒鉛の炉内構造物を酸化させる恐れがある。また複雑な多成分気体の流れが炉容器内に発生することが考えられる。そこで高温ガス炉を模擬した配管破断模擬試験装置を用いて、破断から炉内を一巡する自然循環流が発生するまで(第1段階)の空気流入過程について調べた。本論文では、周辺領域の炉心流路の温度が中心領域よりも低い場合、及び炉心の平均温度が事故後低下する場合の空気侵入過程及び第1段階の持続時間について調べた。その結果、周辺領域の温度が低い場合でも第1段階の持続時間は均一温度実験の場合とほとんど同じこと、炉心温度降下実験において降温速度が速い場合事故が第1段階で収束する可能性があること等がわかった。

報告書

ニアフィールド現象の変遷に関する動的解析手法の開発(2)

not registered

PNC-TJ1281 95-006, 304 Pages, 1995/02

PNC-TJ1281-95-006.pdf:5.78MB

昨年度の研究において開発した広義拡散方程式によるアプローチを踏襲し、・シナリオ・モデル・パラメータに含まれる多様な選択肢の存在という性能評価に含まれる主要な不確実性要因の全てについて、統一的な方法で体系的に感度解析を行う手法(動的解析手法)の開発を更に進めた。より具体的には、単核種(崩壊連鎖は考慮しない)の分子拡散による移行について溶解・沈澱、吸着、コロイド生成等を瞬時平衡仮説により取り扱うものであった昨年度のモデルを発展させ、・3メンバーの崩壊連鎖・ケイ素の溶解、沈澱、及び移行挙動を考慮したガラス溶解・ガラス溶解とcongruentな核種溶出・速度論的な反応モデルによる安定相及び準安定相の溶解、沈澱・真性コロイド生成解離、及び分子拡散・真性コロイドの線形、可逆な捕捉(吸着)・真性コロイドの不可逆な捕捉(凝集等)・準安定相から安定相への固相-固相変化(結晶化)・ケイ素、鉄共沈による固化体近傍ケイ素濃度の低下とこれに起因するガラス溶解速度の増加といった核種移行挙動自体についての種々のシナリオ、モデルを取り込んだものとした。また、これに加えて、ニアフィールド環境条件の変化が、核種移行の主要なパラメータである放射性元素の溶解度に及ぼす影響を解析することを可能とした。具体的には、環境変化を、1)時間的な変化のみ(位置依存性は無視)2)位置依存性(時間的な変化は無視)3)時間的な変化と位置依存性の両方を考慮という3つのレベルに区分して段階的にモデル化し、これらによって引き起こされる核種移行への影響を定量的に検討可能なものとした。ここで、各レベルでの環境条件の取扱は個別の事象を詳細にモデル化するのではなく、環境変化の時間・空間的なパターンを代表的な関数形で表現するShadow関数を用いた。以上の新たな手法・モデル開発に加え、その適用性を確認するために昨年度本研究で開発した汎用DAEソーバーSPADE上でプログラム化し、これを用いて核種移行挙動の各シナリオ、モデル及ぶパラメータ、さらに、・放射線分解による地下水peの変化・海水準変動によるニアフィールド水理の変化・隆起、侵食による地下水peの変化。seismic pumpingによる酸化性地下水の浸入といった環境変化に関してShadow関数に含まれるコントロールパラメータ(変化の範囲、程度等)を種々に変化させて感度解析を実施し

論文

多成分気体の分子拡散と自然対流に関する研究

武田 哲明; 菱田 誠

第32回日本伝熱シンポジウム講演論文集,Vol. III, 0, p.691 - 692, 1995/00

高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時の空気浸入特性を調べるため、逆U字型流路内の化学反応を伴う多成分気体の分子拡散と自然対流に関する実験と数値解析を行った。解析は混合気体及び各成分気体の質量保存、混合気体の運動量保存とエネルギー保存の式、状態方程式を解いて、各成分気体の濃度、混合気体の密度、化学反応による気体の発生量等を求めた。その結果、実験と解析は定量的にも一致することを確認し、本解析により実験結果を再現することができることを示した。

論文

高温ガス炉の一次冷却系主配管破断事故時の空気浸入挙動,1; 炉心の黒鉛流路管温度が均一の場合

武田 哲明; 武仲 五月*; 菱田 誠; 江森 恒一

日本原子力学会誌, 37(10), p.948 - 958, 1995/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

一次冷却系主配管破断事故時は、高温ガス炉の設計基準事故の一つである。本事故時には破断口から炉内に空気が流入し、黒鉛の炉内構造物を酸化させる恐れがある。また複雑な多成分気体の流れが炉容器内に発生することが考えられる。本論文は配管破断事故における空気流入過程の実験的研究に関するものである。実験はHTGRの流路形状を模擬し黒鉛流路を内蔵する配管破断模擬試験装置を用いて行い、破断から炉内を一巡する自然循環流が発生するまで(第1段階)の空気流入特性を炉心温度を400~1050$$^{circ}$$Cの間で変化させて調べた。その結果、第1段階が5~11日持続すること、黒鉛温度が600~850$$^{circ}$$Cのとき二酸化炭素が発生し、850~1000$$^{circ}$$Cのとき一酸化炭素と二酸化炭素とが発生すること等がわかった。

報告書

冷却材温度ゆらぎ現象の解析的評価手法の開発(VI) DINUS-3コードによるナトリウム温度ゆらぎ特性の検討

村松 壽晴

PNC-TN9410 94-182, 29 Pages, 1994/06

PNC-TN9410-94-182.pdf:0.93MB

炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体・制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が原子炉の炉心出口近傍に発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が、炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、集合体出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過する際に、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播すると、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速増殖炉では、高い熱伝導率を持つ液体金属ナトリウムの性質から大きな熱疲労の発生が懸念されている。本報では、分子拡散効果が乱流拡散効果に対して相対的に卓越する液体金属流の温度ゆらぎ評価に対するDINUS-3コードの適用性を検討するため、非等温平行噴流ナトリウム実験の解析を行い、水を作動流体とした同実験結果との比較検討を行った。この結果、実験により既に確認されている以下の特性を、模擬できることが確かめられた。(1)ナトリウムを作動流体とした場合の境界層よる温度ゆらぎ振幅の減衰量は、境界層厚さが水の場合の約1/4と薄いため、水を作動流体とした場合の約1/3倍に留まる。ナトリウムを作動流体とした場合、境界層厚さが薄くなる主な原因は、分子拡散効果が卓越することにより境界層内での状態量が急速に平坦化されるためである。(2)ナトリウムを作動流体とした場合の確率密度関数の標準偏差は、水を作動流体とした場合の約半分となる。これは、ナトリウムが持つ高い熱伝導率と小さな分子粘性に起因するものであり、現象自体が小渦塊スケールに支配されるためである。(3)作動流体の違いによる温度ゆらぎ頻度分布特性の変化は、実験において未だ現象論的解釈が行われていないものの、実験で確認されているその特性の変化、すなわち、水を作動流体とした場合の温度ゆらぎ頻度分布がレイリー分布に従い、またナトリウムを作動流体とした場合のそれが指数分布となる実験的事実はDINUS-3コードによって模擬可能である。以上より、DINUS-3コードは、分子拡散効果が相対的に卓越する液体金属温度ゆらぎ現象の評価に対しても十分な適用性を持つことが確認された。

論文

2成分気体の分子拡散と自然循環に関する研究,2; 数値解析

武田 哲明; 菱田 誠

日本機械学会論文集,B, 60(569), p.208 - 214, 1994/01

高温ガス炉の配管破断事故時には分子拡散と自然対流が重畳した流れが炉内に生じる。本研究では、この流れを数値解析によって調べ、配管破断後の濃度変化及び流速の早い空気流入流の発生時刻等を明らかにした。

報告書

配管破断模擬試験; 空気浸入実験結果

武田 哲明; 武仲 五月*; 菱田 誠; 江森 恒一; 安掛 岳*

JAERI-M 93-005, 51 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-005.pdf:1.91MB

高温ガス炉の1次冷却系配管破断事故時の空気浸入挙動、炉内に生じる多成分気体の自然対流特性及び黒鉛構造物の酸化量等について調べるために配管破断模擬試験装置を製作し、空気浸入実験を行った。その結果から以下の知見を得た。(1)配管破断後の初期段階においては、空気が分子拡散と非常に微弱な自然対流により運ばれ、混合気体の密度が大きくなると突然空気の自然循環流が発生した。(2)模擬炉心部が900$$^{circ}$$Cを越える場合は、黒鉛/酸素反応による一酸化炭素の発生量が多くなり、また発生した一酸化炭素と酸素が反応して二酸化炭素が発生する。(3)本試験装置では、初期段階と呼んでいる模擬配管破断から空気の自然循環流が発生するまでの状態は数日間以上続いた。

論文

Studies on molecular diffusion and natural convection of multi-component gases

武田 哲明; 菱田 誠

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2; NURETH 6, p.1489 - 1497, 1993/00

高温工学試験研究炉(HTTR)の設計基準事故の1つに配管破断事故がある。一次冷却系の主配管が破断した場合には分子拡散と炉内の温度及び濃度分布により発生する自然対流によって空気が破断口から浸入すると予想される。そして炉内の黒鉛構造物が酸化し、複雑な多成分気体の自然対流が発生するものと思われる。この配管破断時の初期段階における空気の浸入過程を調べるために逆U字管における化学反応を伴う多成分気体の分子拡散と自然対流に関する実験と解析を行った。一次元の連続の式、混合気体の運動量保存とエネルギー保存の式及び各成分気体の質量保存の式を解いて、濃度変化と空気の自然循環流発生時刻等を求めた。その結果、実験と解析は良く一致し、混合気体の密度変化、各成分気体のモル分率変化及び空気の自然循環発生時刻等を数値解析において再現することができた。

報告書

環境安全総合評価に関する調査研究(II)

not registered

PNC-TJ1533 92-001, 165 Pages, 1992/03

PNC-TJ1533-92-001.pdf:6.43MB

本調査研究の目的は,環境面から見た核燃料サイクルに係る安全研究の体系化を図り,現在の研究の動向を整理評価することによって,将来にわたって必要な研究を明確にすることである。このため,本年度は上記目的達成のため以下の調査を実施した。(1) 環境安全研究の体系化および国内外における研究の動向調査放射性物質の発生源,地下水中における放射性物質の移行,特定核種の広域移行評価モデルおよび環境放出に関する規制基準の調査検討。(2) 他分野の環境研究に関する調査最近の大気拡散モデルおよび海の中での物質の拡がりの検討。

論文

Studies on diffusion and natural convection of two-component gases

武田 哲明; 菱田 誠

Nucl. Eng. Des., 135, p.341 - 354, 1992/00

 被引用回数:26 パーセンタイル:9.62

高温ガス炉の設計ベース事故の1つに1次冷却系配管破断事故がある。もし仮に、1次冷却系の配管が破断した場合、空気が分子拡散と自然対流により破断口から浸入するものと予想される。そこで配管破断事故時の比較的初期段階における空気の浸入過程を調べるため、逆U字管と高温ガス炉の炉心部を簡単に模擬した実験装置を用いて、実験と数値解析を行った。解析では、計算時間を短縮するために解析方法を変更し、逆U字管内のガス濃度変化を求めた。また1次元流路網モデルを用いて空気侵入過程を解析した結果、各成分気体の濃度変化や空気の自然循環流発生時間について実験結果と良く一致した。

報告書

黒鉛模擬炉心内空気浸入実験

武田 哲明; 菱田 誠; 馬場 信一

JAERI-M 91-179, 17 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-179.pdf:0.84MB

高温ガス炉の炉心部と高温プレナムを7本の黒鉛流路と黒鉛製容器で模擬した実験装置を用いて、配管破断時の空気浸入実験を行い、装置内各部における各成分気体のモル分率、密度の時間変化、空気の自然循環流発生時間等を調べ以下の知見を得た。(1)空気の浸入課程について、定性的には酸化反応がない場合とほぼ同じ挙動を示す。(2)比較的低温の領域(450$$^{circ}$$C以下)においては、空気を用いた場合も窒素を用いた場合も自然循環流発生時間はほぼ同じであるが、模擬炉心部の温度が500$$^{circ}$$C以上になると、空気を用いた実験の方が自然循環発生までの時間は短く、特に500$$^{circ}$$C~700$$^{circ}$$Cの温度範囲でその差が顕著である。(3)模擬炉心部が600$$^{circ}$$C以上になると、浸入する空気中の酸素はほとんど全量が消費され、700$$^{circ}$$Cまでは一酸化炭素の発生量は少なく、主に二酸化炭素が発生する。

報告書

配管破断時空気浸入実験; 実験及び数値解析結果

武田 哲明; 菱田 誠

JAERI-M 91-053, 45 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-053.pdf:1.13MB

高温ガス炉の1次冷却系主配管が破断した場合には、冷却系統および炉内が減圧して格納容器内の圧力と均圧した後、空気が破断口から炉内に浸入すると考えられる。本法では、配管破断事故時の比較的初期段階における空気の浸入過程を調べるため、高温ガス炉の炉心部を簡単に模擬した配管破断予備実験装置を用いて行った実験と数値解析の結果について述べる。本研究の結果、配管破断後の比較的初期段階においては、空気が分子拡散と非常に微弱な自然循環流によって装置内に浸入し、実験装置内の空気濃度が上昇し、ついには空気の自然循環流発生に至ることが分かった。数値解析においては、1次元モデルを用いた解析でも、空気の浸入過程を模擬することが可能であることを示した。また、実験装置内で局所的に2次元、3次元的な自然対流が発生している箇所については、実効的な拡散係数を導入することによって、近似できることを示した。

論文

Studies on diffusion and natural convection of the two component gases

武田 哲明; 菱田 誠

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.296 - 303, 1990/10

高温ガス炉の設計ベース事故の1つに1次冷却系配管破断事故がある。もし仮に、1次冷却系の配管が破断した場合には、空気が分子拡散と自然対流により破断口から浸入することが予想される。そこで、配管破断事故時の比較的初期段階における空気の浸入過程を調べるため、逆U字管と高温ガス炉の炉心部を簡単に模擬した実験装置を用いて実験を行なった。また1次元の連続の式、運動量保存の式を解いて、逆U字管内のガス濃度変化を数値的に求めた。さらに1次元管路網モデルを用いて配管破断実験における空気の浸入過程を解析した。その結果、各成分気体の濃度変化や空気のみの自然循環流の発生時間についての解析結果は、実験結果と良く一致し、1次元モデルを用いた計算でも十分解析できることを示した。

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