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論文

Numerical analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

本研究では、イベントツリー解析を踏まえて、1次元燃料集合体体系および隣接集合体を含む制御棒案内管を対象にした2次元体系を用いて、燃料流出能力を数値解析により調べた。単一集合体解析により、下部遮蔽体領域で燃料閉塞が生じることが示された。これはFPガスがない場合にナトリウムとの接触により燃料が固化されるからである。FPガス放出を仮定すると、溶融燃料は炉心下部へ再配置することが可能であることも示された。次に、CGRT対象解析により、CRGT流路を通じて燃料流出が有意であることが分かった。これはCRGT壁破損直後は燃料温度がまだ高温であること、少量の溶融燃料が侵入するとCRGT内のナトリウムがすぐにボイド化するからである。

論文

Validation of three-dimensional finite-volume-particle method for simulation of liquid-liquid mixing flow behavior

加藤 正嗣*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

Computational fluid dynamics based on particle-based simulations with a fully Lagrangian approach is a powerful tool to understand thermal-hydraulic behaviors of multi-component, multi-phase flows involved in disrupted nuclear core during severe accidents. In this study, a validation study of 3D particle-based simulation using the finite volume particle method was performed for mixing flow behavior of two liquid phases with different densities in a pool. Fundamental experiments using water and silicon oil were also carried out for the present validation. An enhanced multi-phase scheme was introduced to provide accurate and stable calculations of multi-phase flows characterized by high density ratios. The simulation results of the experiments were given to demonstrate validity of the present simulation method and enhanced performance for simulations of mixing and separation behaviors of liquid-liquid two-phase flows in the pool.

論文

Thermophysical properties of molten stainless steel containing 5mass%-B$$_{4}$$C

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1014 - 1019, 2018/04

本研究では、静磁場での電磁浮遊法を用いてSUS316Lと5mass%-B$$_{4}$$C含有SUS316Lの密度, 表面張力, 輻射率, 比熱及び熱伝導率を測定した。

論文

Sedimentation behavior of mixed solid particles

Sheikh, Md. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.623 - 633, 2018/01

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

高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの堆積高さは、燃料デブリの冷却性及び臨界特性に影響する重要な要因の一つである。本研究では、燃料デブリの堆積挙動に関する実験データベースを構築するため、燃料デブリを模擬した特性(粒子径,密度,球形度等)の異なる固体粒子(アルミナ,スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる実験を行い、粒子ベッドの堆積高さを測定するとともに、均質粒子及び混合粒子から成るデブリベッドの堆積高さを予測する実験相関式を構築した。構築した実験相関式は粒子ベッドの堆積高さの測定結果と良く一致することを確認した。

論文

Event sequence analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 久保 重信; 植田 伸幸*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

本研究では、金属燃料ナトリウム冷却高速炉における反応度推移と溶融燃料再配置を調べるため、大型炉を対象として炉心損傷事故の事象推移解析を実施した。流量減少時スクラム失敗事故で開始される起因過程解析はCANISコードで実施され、それは出力ピークが小さいことを示した。その解析結果を初期条件として、SIMMER-IIIコードを全炉心規模解析に適用し、反応度推移と溶融燃料再配置を含む事象推移を明らかにすることとした。その結果、全炉心解析での再臨界は非常にマイルドなエネルギー放出となる結果を得た。金属燃料炉心でマイルドなエネルギー放出となるのは金属燃料の比熱が小さいことと即発的な負のフィードバック反応度メカニズムが大きく作用するためである。

論文

Improvements to the simmer code model for steel wall failure based on EAGLE-1 test results

豊岡 淳一; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

In this paper, for the purpose establishing more generalized models for the SIMMER code to reproduce the effect of steel component on mixture-to-wall heat transfer in the EAGLE-1 program, the authors performed a model improvement for the SIMMER code to treat the direct contact of the molten steel in a more mechanistic manner. By this model improvement, evaluations with unifying agreement on a result of the EAGLE-1 program using the SIMMER code could be possible.

論文

Experimental database for bed formation behaviors of solid particles

Sheikh, M. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における再配置過程では、微粒化デブリによる堆積ベッド形成挙動がデブリベッド冷却による炉容器内事故終息の観点で重要である。本研究では、粒子堆積ベッド形成挙動に関する実験データベースを構築するため、微粒化デブリを模擬した固体粒子を円筒型の水プール中へ重力落下によって放出させ、粒子堆積ベッドの形状及び高さを測定する実験を行った。本実験では、材質及びサイズの異なる3種類(アルミナ,ジルコニア,スティール)の球形・非球形粒子を用い、これらのパラメータが粒子ベッドの堆積形状に及ぼす影響を調べるとともに、その結果に基づき粒子ベッドの堆積高さを予測する整理式を実験データベースとして開発した。開発した整理式は、本実験で把握された重要パラメータに対する堆積ベッド高さの変化傾向をよく再現しており、広範な適用性を有していることが示された。

論文

A Recent experimental program to evidence in-vessel retention by controlled material relocation during core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Ganovichev, D. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、炉心領域の溶融燃料が炉心外へ流出することで損傷炉心がより深い未臨界状態に至るとともに、分散燃料が冷却の容易なデブリになると考えられる。このため、制御棒案内管を通じた燃料流出は炉心損傷事故の終息に影響を及ぼす重要な過程である。日本原子力研究開発機構とカザフスタン共和国国立原子力センターとの共同研究EAGLE計画では、制御棒案内管を通じた燃料流出挙動の解明を目的とした炉外試験をはじめとする新たな試験研究を開始した。本報告では、新たに開始した試験研究の進捗について、これまでに得られた試験結果を含めて述べる。

論文

Development of the evaluation methodology for the material relocation behavior in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

飛田 吉春; 神山 健司; 田上 浩孝; 松場 賢一; 鈴木 徹; 磯崎 三喜男; 山野 秀将; 守田 幸路*; Guo, L.*; Zhang, B.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.698 - 706, 2016/05

AA2015-0794.pdf:2.46MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

炉心損傷事故(CDA)の炉内格納(IVR)はナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全特性向上において極めて重要である。SFRのCDAにおいては、溶融炉心物質が炉容器の下部プレナムへ再配置し、構造物へ重大な熱的影響を及ぼし、炉容器の溶融貫通に至る可能性がある。この再配置過程の評価を可能とし、SFRのCDAではIVRで終息することが最も確からしいことを示すため、SFRのCDAにおける物質再配置挙動の評価手法を開発する研究計画が実施された。この計画では、炉心領域からの溶融物質流出挙動の解析手法、溶融炉心物質のナトリウムプール中への侵入挙動、デブリベッド挙動のシミュレーション手法を開発した。

報告書

Phase Change Predictions for Liquid Fuel in Contact with Steel Structure using the Heat Conduction Equation

Brear, D. J.

PNC-TN9410 98-005, 53 Pages, 1998/01

PNC-TN9410-98-005.pdf:2.09MB

仮想的な炉心損傷事故時において、溶融燃料は燃料集合体ラッパ管等のスティール構造材と接触した場合には、燃料は固化して構造材表面にクラストを形成するとともに、構造材の表面は溶融する可能性がある。このような溶融・固化過程は、燃料の固化挙動、すなわち燃料の炉心からの流出挙動に影響を及ぼす。この場合、燃料およびスティールの中に形成される温度勾配によって、燃料からのスティールへの熱移行速度が計算されることになる。本研究では、初期に液体状態にあるUO2が固体スティールに接触する場合に1次元非定常熱伝導方程式を適用し、最新の物性値を用いることで、燃料クラストの形成およびスティール溶融が生じる条件を予測した。また、その一方もしくは両方の物質が相変化する時の界面温度を計算するための簡易解析手法を作成した。本研究で予測されたスティール溶融条件を既存の実験結果と比較して、モデルの妥当性を確認した。

報告書

Trending analysis of precursor events

渡邉 憲夫

JAERI-Tech 97-067, 55 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-067.pdf:2.57MB

米国原子力規制委員会(NRC)の前兆事象評価(ASP)プログラムは、原子力発電所における運転時の事象を、炉心損傷に至る可能性の観点から評価し分類するためのものである。本報では、1969年から1994年の事象に対するNRCのASP解析により同定された459件の前兆事象について、炉心損傷の起因事象及びドミナントシーケンスの傾向を分析すると共に、過去の確率論的安全評価(PSA)の結果との比較を行った。傾向分析は、ASP解析に用いられたモデルの相違から、3つの期間(1969-1981年、1984-1987年及び1988-1994年)に分けて行ったが、各期間共に類似の傾向を示すことが判明した。例えば、PWRでは主給水・補助給水喪失を伴うシーケンスが、BWRでは高圧・低圧注入失敗を伴うシーケンスが多くの事象でドミナントとなっている。また、これらのシーケンスは過去のPSAでもドミナントと識別されており、ASPとPSAの結果に類似性のあることが分かった。

論文

炉心損傷事故解析コードTHALES-2 EWS版の開発

村松 健; 梶本 光廣*; 坂本 享*; 大田原 保夫*; 戸倉 和美*

第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.171 - 175, 1993/01

原研で開発された炉心損傷事故解析コードTHALES-2(BWR版)のエンジニアリングワークステーション(EWS)版を開発した。THALES-2は、炉心損傷事故の事故進展と放射性物質の移行挙動を解析し、環境への放射性物質の放出量(ソースターム)を計算する機能を持っている。このEWS版は、EWSの優れたグラフィック機能を活かして、入力データの作成、編集、解析結果の表示等を会話型で実行できるユーザーインターフェースを持ち、解析作業の効率化が図られている。また、解析結果の表示については、プラントの圧力や水位等の状態の変化をアニメーション的に表示することができ、計算結果の解釈を容易にしている。

論文

炉心損傷事故のソースタームに関する不確実さ要因の検討

梶本 光廣*; 村松 健

第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.25 - 33, 1993/01

原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)では、類似した事故シーケンスを数個のグループにまとめ、各グループを代表する事故シーケンスについて、放射性物質の環境放出量(ソースターム)を評価する。ソースタームには大きな不確実さがあり、これを低減することが課題の1つになっている。本報では、不確実さの要因を、1)事故シーケンスをグループ化することによって生じる不確実さ、2)物理現象のモデル化に伴う不確実さに分けて検討した。前者については原研で実施したBWRの51の事故シーケンスの解析結果から、事故シーケンスの不確実さが1桁程度より大きくなるであろうことを示した。後者については、現在なお残っている不確実さ要因をまとめると共に、原研で実施した感度解析、実験解析、ソースターム解析コードの比較解析等から得られた知見を整理した。

論文

PWR小破断LOCA起因事故シーケンスのソースターム評価

村松 健; 梶本 光廣*

第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.3 - 8, 1993/01

原研で実施している「国内軽水炉モデルプラントPSA」の一環として、原研で新たに開発されたTHALES-2コードを用いてPWRの小破断LOCA起因の炉心損傷事故シーケンスに関するソースターム評価を行い、炉心冷却に係わるシステムの作動/不作動が事故の進展やソースタームにどのような影響を及ぼすかを検討した。その結果、炉心損傷の開始時刻は、ECCSの作動/不作動とともに2次系冷却の有無に依存し、格納容器破損時刻は、これらの条件及び原子炉キャビティー内の冷却水の有無に依存すること、ヨウ素の環境への放出量は、1)炉心溶融、2)一次系でのヨウ化セシウムの再蒸発、3)溶融炉心コンクリート反応の3つの放出段階と格納容器破損時刻との関係に依存すること等が定量的に確認された。本報では、これらの解析結果を示すと共に、2つの事故シーケンスについて、他の解析コードによる計算結果との比較を示す。

論文

確率論的安全評価の現状

村松 健; 本間 俊充

保健物理, 28, p.355 - 362, 1993/00

確率論的安全評価(PSA)は、対象施設で想定しうる事故の発生頻度と影響をもとにその施設の「リスク」を定量化する総合的な安全評価の手法であり、近年では、アクシデントマネージメントの検討等の分野で、その利用が拡大しつつある。一方、放射線防護の分野では、事故等による潜在被曝のリスクを定量化するために必要な技術としてPSAに関心がもたれている。本解説では、原子力発電プラントのPSAの手法とその適用の現状について、公衆へのリスクを評価するレベル3のPSAに重点をおいて紹介する。手法の現状については、PSAの手順を1)炉心損傷事故シーケンスの同定と発生頻度の評価,2)格納容器破損の発生頻度とソースタームの評価,3)環境影響の評価,4)リスクの定量化と不確実さの検討、の4段階に分けて説明する。また、PSAの適用の現状については、米国での実施例等を紹介する。

論文

The Validation of the ART code through comparison with NSPP experiments in the steam-air atmosphere

梶本 光廣*; 村松 健

CSNI-R-176, 13 Pages, 1991/00

ARTコードは軽水炉の炉心損傷事故時のエアロゾルとガス状の放射性物質の移行挙動を解析するコードであり、多成分エアロゾルの凝集、沈着、プールスクラビング、スプレイによる除去等に関する計算モデルが組み込まれている。軽水炉の炉心損傷事故時には格納容器内に水蒸気が充満しエアロゾルの沈着挙動に影響を与える。このため水蒸気雰囲気中でのエアロゾル挙動を精度良く計算することが必要である。本報では、軽水炉事故時の雰囲気条件を想定したNSPPエアロゾル実験(オークリッヂ研究所)の解析を通じてARTコードを検証した結果を報告する。解析の結果、NSPP-502、503、504実験で測定されたFe$$_{2}$$O$$_{3}$$エアロゾル濃度の時間変化とARTコードの計算結果は良好な一致を示しており、ARTコードの計算モデルの妥当性が示された。

論文

Development of THALES-2, a computer code for coupled thermal-hydraulics and fission product transport analyes for severe accident at LWRs and its application to analysis of fission product revaporization phenomena

梶本 光廣*; 村松 健; 渡邉 憲夫; 船迫 政勝*; 野口 俊英*

Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, 9 Pages, 1991/00

原研では、確率論的安全評価に関する研究の一環として、炉心損傷事故解析コードTHALES-2を開発した。同コードは、炉心損傷事故時に原子炉冷却系内及び格納容器系内で起きる現象を総合的に解析できるコードであり、熱水力挙動と放射性物質(FP)挙動を同時に解析できること等の特徴がある。本報では、まずTHALES-2コードの解析モデルを記述する。次に、BWRの小破断LOCAを対象にした解例について述べる。本解析は、ソースタームの不確実さの要因であるFP再蒸発の影響を調べたものである。解析の結果、(1)原子炉冷却系内でのCsIの再蒸発はFPの崩壊熱による構造物の温度上昇によって著しく促進される、(2)CsOHやTe$$_{2}$$の再蒸発は、化合物が構造物に化学吸着するためにほとんど起きない。等の結果を得た。

報告書

過酷炉心損傷時における核分裂生成物の燃料からの放出速度およびその化学形

中村 武彦; 柳原 敏

JAERI-M 89-077, 63 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-077.pdf:1.69MB

本報告書は、過酷炉心損傷時における核分裂生成物の環境への放出挙動を検討しているソースターム研究において、燃料棒の破損により一次冷却系へ放出される核分裂生成物の化学形や放出率を炉外実験によって評価している、SASCHA実験とH1-IV実験の結果を整理し検討したものである。両実験は、TMI-2事故を契機として始められた過酷炉心損傷時のソースターム評価に基礎的なデータを提供している。また、実験解析手法も優れており、今後この様な燃料加熱実験を実施する上でも有用な情報を得る事が出来る。本報告書では、これら実験をレビューし、注目すべき項目実験上の技術的問題点等を明らかにした。また、上記実験から得られた核分裂生成物の化学形に関する知見をまとめると伴に、輝発性核分裂生成物の放出速度に関し拡散モデルによる評価を行った。

論文

Dryout heat flux in a debris beds with different size particles

丸山 結; 早田 邦久

Severe Accidents in Nuclear Power Plants,Vol. 2, p.431 - 438, 1988/00

軽水炉の炉心損傷事故時には、溶融炉心と冷却水との相互作用などにより、デブリベッドが形成される。事故の拡大を防ぐためには、このデブリベットの長期的冷却が必要である。本研究では実際の事故時に形成されるデブリベットをより現実的に模擬した混合粒子デブリベットのドライアウト熱流束を測定、解析した。

論文

Calamity at Chernobyl

Malinauskas, A. P.*; Buchanan, J. R.*; Lorenz, R. A.*; 山下 利之

Mech.Eng., 109(2), p.50 - 53, 1987/02

1986年4月26日に発生したソ連チェルノブイリ原子力発電所第4号機の爆発事故に関して、その原因、経過、結末を、主として、1986年8月25日からウィーンのIAEAで行われたソ連の報告討論会で得られた情報資料をもとに解説した。本事故は、不充分な実験計画を無認可で行ったことにより生じた、いくつかのありそうもない事象の組み合わせによって発生したと報告された。また、欧州諸国から得られたフォールアウトの放射能測定データの解析がORNLで独自に進められた。これより、事故直後の放出物は破砕燃料微粒子を多く含み、主として、スカンジナビア半島方面に運ばれた。一方、欧州西部方面に運ばれた放出物中には、ルテニウム、モリブデン、テルルが多く含まれており、酸化性雰囲気下での放出が考えられる。

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