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論文

Validation study of finite element thermal-hydraulics analysis code SPIRAL to a large-scale wire-wrapped fuel assembly at low flow rate condition

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.73 - 80, 2020/10

有限要素法による流体解析コードSPIRALについて、乱流モデルとして層流から乱流領域まで伝熱流動特性を良好に再現できるHybrid型k-eモデルを採用した場合の低流量条件下における大型燃料集合体ナトリウム試験(GR91試験)の再現解析を実施し、高速炉燃料集合体への妥当性を確認した。解析の結果、流速に関して発熱上端付近において浮力の影響によって集合体中心領域が高流速となる結果が得られ、温度に関して試験計測温度との比較では解析は試験の傾向を良好に再現することを示した。以上によって、SPIRALコードの低流量条件下における集合体熱流動評価への適用性を確認した。

論文

Methodology development for transient flow distribution analysis in high temperature gas-cooled reactor

青木 健; 佐藤 博之; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

ブロック型高温ガス炉の熱流動設計の一部であり、黒鉛ブロック間の漏れ流れを考慮する炉内流量配分評価は、保守的な条件における定常状態に対して実施されていた。一方で、現実的な条件における過渡評価によりブロック型高温ガス炉の設計改善が期待される。本研究では高温工学試験研究炉(HTTR)の知見を活用し、運転時の異常な過渡変化や事故時のブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価のための手法開発とその適用性を確認することが目的である。炉内の漏れ流れと空気侵入事故時の初期空気侵入挙動で支配的な分子拡散を考慮可能な計算モデルと解析コードを開発し検証したことで、改良した熱流動システム解析コードがブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価に適用できる見通しを得た。

論文

Development of a flow network calculation code (FNCC) for high temperature gas-cooled reactors (HTGRs)

青木 健; 井坂 和義; 佐藤 博之; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

高温ガス炉の設計において実施される流量配分評価では熱や照射による黒鉛構造物の変形と漏れ流れを形成する黒鉛構造物間の隙間の相互作用を考慮する必要がある。本研究では、高温工学試験研究炉の知見を活かし、他の高温ガス炉設計用解析コードとの親和性が高く、手動操作なしで収束計算の中で黒鉛構造物の変形を考慮するユーザーフレンドリーな流路網計算コードを開発するとともに、その解析結果が実験結果とよく一致することを確認した。その結果、ブロック型高温ガス炉における漏れ流れ流路を含めた流路網モデルにおける流量及び圧力分布の解析に対するFNCCが検証された。

論文

計算科学シミュレーションコードSPLICEによる異種材料レーザー溶接プロセスの数値解析

村松 壽晴; 佐藤 雄二; 亀井 直光; 青柳 裕治*; 菖蒲 敬久

日本機械学会第13回生産加工・工作機械部門講演会講演論文集(No.19-307) (インターネット), p.157 - 160, 2019/10

本研究は、レーザーによる異種材料溶接を対象とし、溶接時の温度管理等を適切に行うことにより、発生する残留応力を低減させることを目的とする。報告では、残留応力発生に大きな影響を持つ溶融池・凝固過程での過渡温度挙動を、計算科学シミュレーションコードSPLICEにより評価し、溶接加工時の伝熱流動特性に基づき、溶接施工時に溶融池領域の表面温度分布をサーモグラフィーなどにより把握することにより、これを指標として冷却速度をレーザー加熱などによって制御し、温度勾配解消が期待できる溶融池内対流輸送を維持し、発生する残留応力を低減できる可能性を示した。

論文

コミュニケーションのある熱水力ロードマップによる展望

中村 秀夫

日本原子力学会誌, 61(4), p.270 - 272, 2019/04

日本原子力学会創立60周年に際し、熱流動部会にて熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ(熱水力ロードマップ)の策定に2007年当初より携わった経験等を基にした展望が述べられる。特に、同ロードマップ2017年最新版では、軽水炉の熱流動技術の全体を内外の情報を基に技術マップで俯瞰し、継続的に安全性を改善・発展させる道筋がバックキャスティング的に検討されたこと。そして、今後の課題として、「国産安全評価解析コードの開発」、「検証用実規模データの整備とスケーリング分析」、「3次元二相流動の現実的な解析」、「シビアアクシデント(SA)時の現象評価、実機計装」、「ATFなど新しいチャレンジへの対応」、「炉物理と熱流動とのカップリング」など、安全評価等に用いる精度良い数値解析技術の開発と妥当性確認に必要な試験とその技術について、関係者間の議論に基づいた6つの課題が示されている。福島第一原子力発電所の事故により、我が国の原子力は岐路にあるが、同ロードマップの改定にあたり多数の関係者間に真の双方向コミュニケーションが実現して、次代への道筋が示されるとき、我が国の原子力に真の希望を見出せるのではないか、との期待が述べられる。

論文

ナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去システム運用時の炉内熱流動解析評価手法整備; ナトリウム試験装置PLANDTL-2の模擬炉容器内熱流動予備解析

田中 正暁; 小野 綾子; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹; 三宅 康洋*

日本機械学会関東支部茨城講演会2018講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2018/08

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、浸漬型炉内直接冷却器を有する炉上部プレナム部と炉心部からなるナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を対象に、試験解析に向けた準備として、適切な冷却器モデルの構築に着目して予備解析を実施した結果について報告する。

論文

高速炉自然循環崩壊熱除去時炉心内熱流動現象に対するプラント動特性解析コードの適用性に関する研究

浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00431_1 - 16-00431_11, 2017/04

日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計及び安全評価用の解析手法の1つとしてプラント動特性解析コードSuper-COPDを開発している。本研究では、自然循環時の炉心内ナトリウム温度分布の予測精度を向上させるため、燃料集合体内摩擦損失係数導出方法の見直しを行った。本解析コードの妥当性確認の一環として、ナトリウム試験装置PLANDTLを用いた自然循環崩壊熱除去運転模擬試験の解析を実施したところ、炉心内ナトリウム温度分布の解析結果は試験結果とよく一致した。これにより、本解析コードが自然循環時の主要な炉心内熱流動現象である燃料集合体内/間の流量再配分、集合体間熱移行を適切に再現できることを示した。

論文

Failure evaluation analysis of reactor pressure vessel lower head in BWR due to severe accident

加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 逢坂 正彦

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

BWR下部ヘッドの形状の複雑さによる不均一な温度や応力分布を求めるために、制御棒駆動系配管やシュラウドサポートも考慮した圧力容器下部ヘッドの詳細3次元モデルを構築し、汎用有限要素法コードANSYS Fluent/Mechanicalを用いて溶融プールの3次元熱流動解析及び下部ヘッドのクリープ変形解析を実施した。その結果、BWR下部ヘッドの内面からの溶融と外面からのクリープが重畳する破損が生じる可能性が示唆された。

論文

Progress of thermal hydraulic evaluation methods and experimental studies on a sodium-cooled fast reactor and its safety in Japan

上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 田中 正暁

Nuclear Engineering and Design, 312, p.30 - 41, 2017/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:31.96(Nuclear Science & Technology)

第4世代原子炉システム国際フォーラムにおいて構築されている安全設計基準では、福島第一原子力発電所事故の教訓や革新技術と関連する研究開発成果を取り入れ、第4世代炉としてのナトリウム冷却高速炉の機器、構造、システムの安全設計にかかる基準を具体化している。この活動には多くの熱流動現象の評価が必要とされる。本論文はこの中から4つの現象として集合体熱流動、自然循環崩壊熱除去、炉心崩壊事故、高サイクル熱疲労を取り上げ、熱流動評価手法の進展を解析コードの検証、実験研究と合わせて示す。これらの手法は高速炉で生じ得る様々な熱流動現象の評価に適用できる包括的な評価手法に統合化され、人的資源の発展や熱流動知見の集約にも役立てられることが期待できる。

論文

Development of V2UP (V&V plus uncertainty quantification and prediction) procedure for high cycle thermal fatigue in fast reactor; Framework for V&V and numerical prediction

田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 299, p.174 - 183, 2016/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:57.46(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労の数値解析評価の信頼性を確保するため、既存の安全解析を対象とした解析評価の信頼性確保の手法を参照し、PIRTを起点として実機外挿評価までを念頭においたV&V実施計画を策定した。次の5つのカテゴリー((1)PIRTによる現象分析、(2)V&Vの実施(数値解析コード・手法の整備)、(3)検証用試験の設計および配置、(4)各問題に対する不確かさ評価と不確かさの統合、(5)実機予測)からなるV2UPについて、現時点における整備状況と合わせ、その概念について述べる。

報告書

ポイズン付き冷減速材容器の熱流動解析,1; ポイズン板配置の検討

佐藤 博; 麻生 智一; 粉川 広行; 勅使河原 誠; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2004-018, 23 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-018.pdf:2.42MB

日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で建設を進めているMW級核破砕中性子源において、液体水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス特性などの中性子性能を規定する重要な機器である。減速材容器内の水素温度上昇は、中性子特性を敏感に変化させるため、ホットスポットの原因となる容器内の再循環流域や流れの停滞域の抑制が重要な設計要件となる。設置される3台の冷減速材のうちポイズン付き冷減速材は、容器内にポイズン板を置くため最も停滞域を生じやすい。そこで、基本となる容器内構造を提案し、汎用3次元熱流体解析コードSTAR-CDを用いて熱流動解析を行った。その結果、容器底部において、ポイズン板との間に5mm程度の隙間を設けることで再循環流域や流れの停滞域を抑制して、局所的な温度上昇を設計要求値以下に抑えられることを確認した。

論文

核融合炉熱流動安全性における混相流問題

高瀬 和之

混相流, 17(3), p.267 - 276, 2003/09

本論文は日本混相流学会から依頼された解説記事である。日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)のための熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress of Coolant Event),真空境界破断事象LOVA(Loss of VAcuum event)等に関する実験的,解析的研究を行っている。これらの事象を混相流問題として考えると、ICEの研究は真空下における水の沸騰,蒸発に伴う相変化挙動を解明することであり、LOVAの研究は真空境界破断後の放射化ダストの移動量を定量的に把握することである。本報では、核融合炉熱流動安全性における混相流問題の中でICEやLOVAに関する研究の成果について述べる。また、ITERで検討されている圧力抑制タンク内での蒸気の直接接触凝縮やICEに伴って事象の進展が考えられる真空容器内での高温蒸気と黒鉛等に代表されるプラズマ対向壁構成材との化学反応に関する研究成果についても言及する。

論文

Thermal-hydraulic characteristics of IFMIF liquid lithium target

井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 中村 弘史*; 中村 博雄; 江里 幸一郎; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.333 - 342, 2002/12

 被引用回数:40 パーセンタイル:7.88

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの健全性を評価するために熱流動解析を実施した。重陽子ビーム照射時のLi沸騰を抑制するため、ターゲットに凹面状背面壁を採用し、遠心力によりLi沸点を344$$^{circ}C$$から約1100$$^{circ}C$$に上昇させた。一方、一平方メートルあたり1GWのビーム照射を受けてもLi最高温度は400$$^{circ}C$$であり、十分な温度余裕が有ることを示した。また、この遠心力場での対流が液体Li表面温度上昇に与える効果も調査し、温度上昇は無視できることを明らかにした。さらに、Li循環ループの過渡熱流動解析も実施し、ビーム電流が250mAから0mAへと変化する最も厳しい2本の加速器の停止時でもLi固化までに300秒の時間的余裕があることを明らかにした。この結果を温度制御方法の検討に反映させた。

論文

Numerical visualization of water-vapor flow configurations in fusion reactors during ingress of coolant events

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 秋本 肇

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00

核融合炉真空容器内に冷却材が侵入した場合を想定し、真空容器内で起こる熱流動現象を数値的に調べた。著者らはすでに、軽水炉の安全性評価解析コードTRACを核融合炉条件に対して利用できるように改良している。この改良TRACコードを使って、核融合炉の構成要素を縮小簡略モデルで模擬した体系で冷却材侵入時の水-蒸気系二相流挙動に関する3次元詳細解析を行った。本研究の結果、真空容器,サプレッションタンク,ドレンタンク,リリーフ配管,ドレン配管等から構成される圧力抑制システム内での蒸気と水の分離流挙動が視覚的に明らかになり、現状の圧力抑制システム設計の考え方は十分妥当であることがわかった。また、リリーフ配管の断面積,冷却材温度,真空容器温度,侵入時間等をパラメータとした一連の解析結果はモデル試験結果を高い精度で模擬できることを示した。

論文

核破砕中性子源用冷減速材容器の設計開発; 流動分布の測定および熱流動解析評価

麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎

日本原子力学会誌, 43(11), p.1149 - 1158, 2001/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原研で開発を進めているMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子性能に直接影響する重要な機器である。特に冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、冷減速材容器の設計ではホットスポットの発生要因となる再循環流や停滞流の発生などを抑制して円滑な流動を実現する必要がある。そこで、冷減速材容器の概念設計に反映するため、冷減速材容器を模擬した扁平モデル試験体を用いて、容器内の流動パターンをPIVシステムにより水流動条件下で測定した。その結果、衝突噴流に随伴する再循環流や流れの停滞流などの流動パターンを明らかにし、併行して実施した流動解析は測定した流動パターンをよく再現した。この結果をもとに実機用冷減速材容器内の熱流動解析を行い、2MW運転時において液体水素の温度上昇を3K以内に抑制できることを確認した。

論文

Effect of turbulence models on thermal-hydraulics in targets of accelerator driven systems

高瀬 和之

Proceedings of the 1st International Symposium on Advanced Fluid Information (AFI-2001), p.376 - 381, 2001/10

鉛ビスマス混合物を冷却材とする加速器駆動核変換システム(ADS)のターゲット窓形状の最適化のため数値解析による予備的検討を開始した。ターゲット窓部分は高エネルギー陽子ビームによって高熱負荷を受けるため衝突噴流による除熱性能の向上が考えられている。ターゲット内は乱流であり、したがって、数値解析には適切な乱流モデルが必要である。強い乱れが発生する衝突噴流場では乱流成分の等方性は大きく崩れるため、非等方性乱流モデルが必要であることを筆者は指摘した。本報ではADSターゲット体系下で(1)標準型,(2)乱流消散率改良型及び(3)壁乱流型の3種類の2方程式k-$$varepsilon$$乱流モデルを用いて解析結果に及ぼす乱流モデルの影響を調べた。(1)と(2)は等方性乱流モデル,(3)は非等方性乱流モデルである。(1)と(2)の場合に比べて(3)の場合にはターゲット窓近傍での渦の発生が多く、ホットスポット位置等も異なる結果が得られた。本結果をもとに乱流モデル改良や実験的検証を検討する考えである。

報告書

冷減速材用プレモデレータの熱流動及び構造強度予備解析

麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2001-051, 22 Pages, 2001/08

JAERI-Tech-2001-051.pdf:4.51MB

原研で開発を進めているMW規模の核破砕ターゲットシステムでは、中性子性能の向上を目指して、液体水素冷減速材の周りには薄肉構造のアルミ合金製の軽水冷却型プレモデレータを設置する。このプレモデレータは、核破砕中性子源となるターゲット間近に設置する必要があり、核発熱を効果的に除去するために流れの停滞等のない平滑な軽水循環が不可欠である。また、軽水内圧に対して薄肉構造の健全性を確保する必要がある。予備的な熱流動解析を行った結果、円滑な流動を実現して、内部での軽水温度上昇を1$$^{circ}C$$以下に抑制できる見通しを得た。これにより、所定の中性子性能を確保できるものと考えられる。また、構造健全性については、構造強度解析結果をもとにして、アルミ合金の許容応力条件を満たすための方策を提案した。

論文

Three-dimensional numerical simulations of dust mobilization and air ingress characteristics in a fusion reactor during a LOVA event

高瀬 和之

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.605 - 615, 2001/04

 被引用回数:12 パーセンタイル:32.76

核融合実験炉で真空境界破断事象(LOVA)が起きた場合の空気侵入挙動、放射化ダストの飛散挙動及び均圧後に発生する置換流挙動を高精度で予測するための熱流動解析コードを開発し、コンパクトITERの寸法諸元を模擬した体系下でLOVA解析を実施した。本解析コードは圧縮性流体の連続式、運動量式、エネルギー式と気体の状態方程式、ダスト粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成され、3次元解析が可能である。特にLOVA発生後のITER内での流れの非定常さや層流から乱流への遷移挙動を模擬するための乱流モデルを提案し、乱流自然対流の解析を可能とした。ITERではLOVA発生後に真空容器内に停滞するダストの100%が容器外部に流出すると想定しているが、本解析結果は容器外部への流出ダスト量は十分な時間経過後でも10%未満であることを定量的に示した。

報告書

格納容器(Safety Hull)一体型水銀ターゲット構造の検討

神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 石倉 修一*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-076, 70 Pages, 2001/01

JAERI-Tech-2000-076.pdf:4.01MB

原研とKEKが共同で建設計画を進めている中性子散乱施設では、大強度陽子加速器から1MWのパルス状陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、核破砕反応により発生した中性子を生命・物質科学等の先端分野の研究に利用する計画である。核破砕水銀ターゲットシステム設計では、ビーム窓等の破損により水銀が漏洩する場合を想定して、その場合にも十分な安全性を確保できるように漏洩時の水銀を容易に回収可能な格納容器一体型構造の概念を提案した。水銀容器の内部構造は、熱流動解析結果に基づき定めた。格納容器はヘリウム容器/重水容器の二重容器により構成し、各容器外側に設けた容器補強剤であるリブを介して各容器を接続する構造とした。本容器構造の成立性については、内圧0.8MPaを付加した静的な構造強度解析により検討した。その結果、容器に生ずる静的な応力は、各容器の表面にリブによる補強を加えることによりSUS316Lの許容応力142.5MPa以下にできる見通しを得た。

論文

核融合炉真空容器内に侵入した水の沸騰と凝縮

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 柴田 光彦; 秋本 肇

第38回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.641 - 642, 2001/00

核融合実験炉ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)で真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress of Coolant Event)が起きた場合の安全システムの妥当性を評価するために、ITER構成要素を約1/1600で模擬したICE統合試験装置を製作した。本報はICE統合試験装置で得られた試験結果、TRACコードによる二相流解析結果及び蒸気凝縮可視実験の結果について述べる。一連のICE統合試験結果はTRAC-PF1コードを使って十分予測可能であることを確認した。また、サプレッションタンク内での蒸気凝縮に関しては蒸気はリリーフ配管からジェット流で放出されて低温水と直接接触することによって凝縮し、大きな気泡が多数の微小気泡に分割されながら凝縮が促進されることが明らかになった。

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