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報告書

大型過渡事象シミュレーションコード用のポストプロセッサの製作法

吉川 信治

JAEA-Technology 2019-024, 22 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-024.pdf:1.76MB
JAEA-Technology-2019-024-appendix(CD-ROM).zip:73.55MB

複雑な現象のシミュレーションソフトウェアの結果は膨大なテキストファイルとして出力されることが多い。この場合、計算機内で再現されている現象の全体像をユーザーが把握することは困難である。本報告書は、軽水炉の過酷事故解析コードであるRELAP/SCDAPSIM、及びMELCORのテキスト出力ファイルを読み込んで、解析結果をユーザーが容易に把握できる情報を表示するポストプロセッサを製作する上で獲得したノウハウを、他分野のシミュレーションコードにも適用できるようまとめたものである。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 5; Validation of a multi-phase model for eutectic reaction between molten stainless steel and B$$_{4}$$C

Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.47 - 51, 2019/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において、原子炉臨界は共晶反応後の反応度変化による影響を受けるため、共晶溶融反応の研究が重要となる。本研究は、高速炉安全評価コードSIMMER-III及びB$$_{4}$$Cを溶融ステンレス鋼(SS)プールに浸漬させる新しい実験を元に開発されたモデルを使った、検証解析の第一段階である。実験による模擬結果から、共晶材料再配置の全体挙動が明らかとなった。共晶反応では固体B$$_{4}$$C及び液体SSを消費し、その後、溶融SSが高温であることから反応の早い段階で液体共晶組成が生成された。溶融プール内で共晶材が動くことで、ホウ素が再分布した。プール内のホウ素濃度は、溶融SSが固体になった後に計測した。模擬結果は、ホウ素が溶融プール上部で堆積する傾向にあることを示しているが、これはプール内でより軽いホウ素に働く浮力によるものである。本研究では、共晶反応挙動の温度感度を調べるためB$$_{4}$$Cペレット及びSSの初期温度を変えて、パラメータ研究も行っている。

論文

$$gamma$$線ビルドアップ係数のレビュー

松田 規宏; 大西 世紀*; 坂本 幸夫*; 延原 文祥*

平成29年度簡易遮蔽解析コードレビューワーキンググループ活動報告書 (インターネット), p.20 - 28, 2018/08

本報告書は、日本原子力学会放射線工学部会簡易遮蔽解析コードレビューワーキンググループの平成28年1月から平成29年12月までの約2年間における活動をまとめたものである。われわれは、同報告書において、第4章「$$gamma$$線ビルドアップ係数のレビュー」の解説を担当し、モンテカルロ法計算コードによる$$gamma$$線ビルドアップ係数の計算方法等について解説し、モンテカルロ法計算コードで計算した$$gamma$$線ビルドアップ係数と$$gamma$$線ビルドアップ係数標準との差異の原因について調査した結果などを報告している。

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

Study of global wall saturation mechanisms in long-pulse ELMy H-mode discharges on JT-60U

竹永 秀信; 仲野 友英; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 木島 滋; 清水 勝宏; 都筑 和泰; 正木 圭; 田辺 哲朗*; 井手 俊介; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S39 - S48, 2006/03

 被引用回数:17 パーセンタイル:44.18(Physics, Fluids & Plasmas)

長時間放電におけるグローバルな壁飽和機構を解明するために、第一壁での局所的な壁飽和時間を評価した。局所的な壁飽和時間は、第一壁への粒子束とそこでの吸収率及び最大粒子吸収量により評価可能である。第一壁への粒子束は、中性粒子輸送解析コードDEGAS2を用いて評価した。その際、プラズマパラメータは2次元流体ダイバータコードUEDGEで評価した。D$$alpha$$発光強度分布が実験と合うようにDEGAS2で評価した壁へのイオン束と中性粒子束を用いて、壁での吸収率を10%、壁での最大粒子吸収量を1$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-2}$$(実験室データをもとに評価)とし、局所的な壁飽和時間を評価した。その結果、ダイバータ領域では1秒以内に壁飽和に達していることが明らかになった。また、バッフル板は10秒程度、主プラズマまわりの壁は100秒程度で壁飽和に達すると評価された。バッフル板での粒子吸収は、10秒程度の時間スケールでグローバルな壁飽和が観測された実験結果と関連していると考えられる。一方、主プラズマまわりの壁での粒子吸収は、放電を繰り返すことによりグローバルな壁飽和状態に近づいていくことと関連していると考えられる。これらの結果をもとに、動的な粒子吸収特性を示す領域と静的な特性を示す領域によりグローバルな壁飽和が起こるというモデルを提唱した。

論文

Case study on unexpected tritium release happened in a ventilated room of fusion reactor

岩井 保則; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.460 - 463, 2005/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.15(Nuclear Science & Technology)

換気中の室内にトリチウム漏洩が発生した場合のトリチウム挙動とその初期閉じ込め性能を把握するための三次元コードを開発し、その整備を続けている。今回、本コードを用い、室内トリチウム漏洩事象が発生した際に単位時間あたりの室内換気回数がトリチウム閉じ込め性能に与える影響,トリチウム漏洩検知までにかかる時間に換気回数が与える影響,ダクトとトリチウムモニターの最適位置について検討した。本検討の結果、(1)換気回数のトリチウム閉じ込め率への影響は小さく、37GBqのトリチウム漏洩を想定した場合では99%を大きく上回る閉じ込め率が得られること,(2)漏洩を検知するまでにかかる時間は換気回数が小さい程長くなる傾向にあるものの数分以内であり、室内に排気ダクトを均等に配してトリガーモニターを各排気ダクト内に設置することで漏洩の迅速な検知が可能であること,(3)緊急遮断弁閉止後、トリチウム濃度が均一になるまでにかかる時間は数時間のオーダーであること、などが得られた。トリチウムは漏洩直後にはプルームを形成して室内の換気流れに従い広がる。よって初期の閉じ込めではプルームを直接排気しないことが重要であり、排気口を壁面から離して配することが有効な対処法である。

論文

Effects of long time scale variation of plasma wall interactions on particle control in JT-60U

竹永 秀信; 仲野 友英; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 木島 滋; 清水 勝宏; 都筑 和泰; 井手 俊介; 藤田 隆明

Proceedings of 4th IAEA Technical Meeting on Steady-State Operation of Magnetic Fusion Devices and MHD of Advanced Scenarios (Internet), 8 Pages, 2005/02

長時間放電における壁飽和時間を評価するために、中性粒子輸送解析コードDEGAS2を用いて壁への粒子束を評価した。その際、プラズマパラメータは2次元流体ダイバータコードUEDGEで評価した。ダイバータ部のD$$alpha$$発光強度はUEDGEで求めたダイバータ板への粒子束で説明可能であるが、外側バッフル板近傍と主プラズマまわりのD$$alpha$$発光強度を説明するためには、外側バッフル板と主プラズマまわりの壁での粒子ソース(全体の6%程度)を考慮する必要がある。D$$alpha$$発光強度分布が合うようにDEGAS2で評価した壁へのイオン束と中性粒子束から壁飽和時間を評価した。ここでは、イオンと中性粒子の壁での吸収率は10%とし、壁での単位面積あたりの吸収量は実験室データをもとに1$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-2}$$と仮定した。ダイバータ領域では1秒以内に壁飽和に達している。バッフル板では、10秒程度、主プラズマまわりの壁で100秒程度と評価される。この結果は、10秒程度の時間スケールで4$$times$$10$$^{22}$$個の粒子吸収で壁飽和が観測された実験結果と矛盾しない。また、主プラズマまわりの壁での粒子吸収は、放電を繰り返すことにより壁飽和状態に近づいていくことと関連していると考えられる。

報告書

熱-水-応力-化学連成挙動研究の現状と今後の計画

伊藤 彰; 川上 進; 油井 三和

JNC-TN8400 2001-028, 38 Pages, 2002/01

JNC-TN8400-2001-028.pdf:2.35MB

高レベル放射性廃棄物地層処分における処分場閉鎖後のニアフィールドの挙動は、廃棄体からの放熱、地下処分施設の再冠水、緩衝材の膨潤および変質など、熱的、水理学的、力学的、化学的なプロセスの複合現象として取り扱う必要がある。本研究は、地層処分システムにおいて想定される熱-水-応力-化学(THMC)連成挙動の予測を行うための現象理解に基づく数値解析システムを構築し、様々な地質環境条件に対するニアフィールドの熱、水、応力、化学場の長期的変遷を数値実験により予測することを目的とするものである。THMC連成解析コードの開発にあたっては、1.開発期間が複数年となること、2.既存ツールを用いた連成解析コードを構築し、数値解析の実現可能性を確かめる必要があることから、開発ステップを3段階に設定し、平成13年度に開発をスタートしている。本報告は、このTHMC連成解析コード開発計画のうち、1)開発ステップ1のTHMC連成解析コード開発、2)ベントナイト中の物質移行経路、3)THMC連成解析コードの並列化に関する検討結果を取りまとめたものである。

報告書

多孔質岩盤中の水理/核種移行解析評価プログラムの理論的背景と使用方法の整備

白川 敏彦*; 畑中 耕一郎

JNC-TN8400 2001-027, 131 Pages, 2001/11

JNC-TN8400-2001-027.pdf:0.8MB

不均質多孔質岩盤中の水理/核種移行解析における入出力データ、実行手順を基本マニュアルとして取りまとめることを目的として、既存の不均質透水係数場作成コードの理論的背景と3次元水理解析コード、核種移行経路抽出コード、1次元核種移行計算コードからなる水理/核種移行解析プログラムの使用方法について調査した。本報告書では、調査結果に基づいて不均質透水係数場の作成に関する地質統計学的背景を説明した。さらに、不均質透水係数場作成プログラムおよび水理/核種移行解析プログラムのファイル構成、入出力データ、実行方法、実際の計算例を記載した。以上のように既存の不均質透水係数場作成コードおよび水理/核種移行解析プログラムの理論的背景と使用方法についてまとめることにより、上記の計算プログラムによる解析方法を手順化することができた。また、本報告書でまとめられた情報を活用することにより、自由に不均質多孔質岩盤をモデル化して水理/核種移行解析をすることが可能になった。

論文

燃料挙動解析

鈴木 元衛

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.131 - 140, 2001/06

通常運転時及び異常過渡時における燃料ふるまいを計算コードによって解析することは、燃料の安全性研究や設計において欠くべからざる手段であることは言うまでもなく、従来、国内外で多くのコードが開発され、検証されてきた。近年、燃焼度の伸長とともに、高燃焼度領域に特有の現象にまで解析の範囲を拡大することが要求されている。これに対し、従来のコードを高度化し、新しいモデルと機能を開発することが必要である。これについて、近年の状況と課題を述べる。

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:31.31

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

界面面積輸送モデルに関する基礎研究,1(委託研究)

三島 嘉一郎*; 中村 秀夫

JAERI-Review 2001-012, 51 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-012.pdf:2.26MB

原子炉事故時挙動最適評価解析コードの予想精度向上を目的として、二流体モデルに界面面積輸送モデルを組み込み、気液二相流モデルに予測する試みがなされている。しかし本モデルは開発途上のため、依然として多くの理論的考察と実験データの蓄積が必要である。本研究は、界面面積輸送モデルの開発に寄与するため、大口径円管内の多次元的な気液二相流で界面面積分布を測定し、流動特性の把握とデータベースの構築を目指すものである。11年度は、本モデルの開発及び大口径管内気液二相流の特性解明にかかわる研究をレビューした。その結果、1次元的に気泡形状が球形に近い気泡流では、ダブルセンサプローブが良い計測結果を出しているが、スラグ流やプラグ流等の多次元的流動では、界面面積計測法、理論的考察ともに未完成で、開発要素が大きいことを明らかにした。これらの結果を今後の研究計画に反映させる。

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

ニアフィールド水理/核種移行評価モデルの信頼性評価に関する研究; 概要版

野邊 潤*; 松本 昌昭*; 長坂 和佳*; 丸山 健太郎*

JNC-TJ8400 2000-005, 71 Pages, 2000/05

JNC-TJ8400-2000-005.pdf:4.0MB

本研究では、昨年度までに構築した連続体モデルによるニアフィールド多孔質岩盤中の水理/核種移行評価手法を用いて、地下水流動を特徴付けるパラメータを変化させた場合の解析を行うと共に、手法の拡張性を考慮した信頼性評価を行った。具体的には下記の項目を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手法を用いて、第二次取りまとめに即したパラメータ設定による解析、および入力フラックスの変化に伴う影響評価を行った。・一次元核種移行解析コード「MATRICS」における、逆ラプラス変換手法の違いによる適用性把握を行った。・多要素版MATRICS(以下、m-MATRICSとする)を用いて核種移行解析を行い、従来のMATRICSによる解析結果と比較し、不均質場における核種移行計算へのm-MATRICSの適用性の検討を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手順を統合化した環境の整備を行った。

報告書

乾式リサイクルシステム解析コードの開発

戸澤 克弘; 松本 俊一; 掛樋 勲

JNC-TN9400 2000-052, 110 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-052.pdf:4.39MB

本研究は、従来のPurex再処理法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理)について、主要機器であるカソードプロセッサ(蒸留器)の蒸留挙動を模擬し、処理時間及び物質収支などを把握するための蒸留解析コード及び、プロセスセルの冷却挙動解析をパーソナルコンピュータ上で実施できるように解析モデルを作成したものである。これらは、乾式リサイクルシステム構築、評価のためのシステム解析ツール(設計ツール)開発の一環として行ったものである。カソードプロセッサ蒸留解析コードの作成にあたっては、検証計算としてベンチマークデータが公開されている2次元キャビティ内の自然対流問題のベンチマーク解と本解析コードでのパーソナルコンピュータ上での計算結果を比較した結果、よく一致することを確認した。次に、本解析コードの精度向上、作業効率向上を目的とした改良を行った上で、本解析コードを用いてカソードプロセッサを模擬した円筒状の密閉容器の体系にてCdの蒸留について蒸留解析を実施し、蒸留挙動がシミュレーションできることを確認した。乾式プロセスセルの冷却挙動解析モデルの作成に当たっては、ワークステーション上の詳細解析モデルとのベンチマーク解析からパーソナルコンピュータ上でも十分な精度でモデル化できることを確認した。定常解析によりセル内の流況と温度分布を確認した上で、非常時冷却過渡解析を行った結果、定常的にはヒートバランスがとれた条件であっても、初期の段階で過渡的な温度ピークが発生することがわかった。さらに過渡解析の最終的な定常値は非定常変動の部分的な循環流のでき方に左右され、現象自体の不安定さに影響される可能性があるため、セル空調系の設計にあたっては、冷却ガスのよどみ部に発熱に伴う循環流を起こさない設計とする必要があることがわかった。

報告書

核種移行解析コードMATRICSによる解析の信頼性の検証

白川 敏彦*; 井尻 裕二*; 長坂 和佳*; 松本 昌昭*

JNC-TN8400 2000-021, 66 Pages, 2000/04

JNC-TN8400-2000-021.pdf:1.74MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分研究における、第2次取りまとめの核種移行解析において使用した核種移行解析コードMATRICSの信頼性を検討した。検討方法としてMATRICSおよび解析解により核種移行パラメータについての感度解析を行い、各々の計算結果を比較した。また、MATRICSで使用している逆ラプラス変換法であるTalbot法とCrump法、細野法に関して核種移行パラメータについての感度解析を行い、各々の逆ラプラス変換法による結果を比較した。検討の結果、以下の事項が判明した。・マトリクス拡散距離無限の場合におけるMATRICSによる解析結果と解析解との比較の結果、Pe数が1.0$$sim$$100のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約0.4%であり、透水量係数が1.0$$times$$10-10$$sim$$1.0$$times$$10-5(m2/s)のとき、MATRICSによる解析結果との誤差は、最大で約5.5%であった。・マトリクス拡散距離有限(0.03$$sim$$1.0(m))の場合におけるMATRICSによる解析結果と解析解との比較の結果、Pe数が1.0$$sim$$100のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約0.7%であり、透水量係数が1.0$$times$$10-10$$sim$$1.0$$times$$10-5(m2/s)のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約2.4%であった。・逆ラプラス変換法であるTalbot法を他の逆ラプラス変換法による結果と比較した結果、Talbot法は、Pe数が5.0$$times$$10-1$$sim$$2.0$$times$$103、透水量係数が1.0$$times$$10-7(m2/s)以下の場合は、計算結果は、Crump法、細野法と同様の結果となった。以上のことから、第2次とりまとめにおけるPe数及び透水量係数の範囲においては、MATRICSによる解析結果は信頼できるものであると結論づけられる。

報告書

Pu再分布挙動評価手法の高度化

石井 徹哉; 根本 潤一*; 浅賀 健男

JNC-TN9400 2000-045, 64 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-045.pdf:2.47MB

高速炉用ペレット型MOX燃料では、照射により、製造時とは異なるPu濃度分布が形成されるとのPu再分布挙動が生じうる。燃料内にPu濃度分布が形成されることは、燃料の熱的状態を考える上で大きな影響をもたらすものであることから、Pu再分布挙動を適切に評価可能な手法を開発する必要がある。そこで本検討では、1992年時に開発したPu再分布挙動評価用の簡易モデルを高度化することで、照射中の変化履歴も含めて、適切にPu再分布挙動を評価できる手法を構築することを試みた。以下には、その概要を記す。1)92時間に開発したPu再分布挙動評価用簡易モデルの高度化を行い、これをJNCにて開発し、改良を進めている燃料挙動解析コードCEDARに組み込むことで、Pu再分布挙動評価手法を構築した。2)構築したPu再分布挙動評価手法について、照射試験結果を用いた評価結果の較正を行った結果、概ね、$$pm$$3wt.%程度の幅で、照射が終了した時点の燃料中心部のPu濃度を再現できることを確認した。3)構築したPu再分布挙動評価手法により、燃料に生じうるPu再分布挙動の傾向について検討し、照射の初期段階は、ポア移動に伴う気相輸送によりPu濃度が変化し、以降は、燃焼に伴うU,Pu量の変化と固相輸送との競合が状態が継続されながら、Pu濃度が変化するとの考察が得られた。また、製造時の燃料組成のうちのO/M比は、Pu再分布挙動に対する影響が大きく、照射の初期段階のPu再分布挙動は、U-Pu相互拡散係数が有するO/M比依存性に強く支配されるかたちで生じるとの考察も得られた。

報告書

粒子法の化学反応を伴う流動様式への適用性評価解析

白川 典幸*; 堀江 英樹*; 山本 雄一*; 松宮 壽人*

JNC-TJ9440 2000-008, 47 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-008.pdf:1.96MB

伝熱流動数値実験によって、化学反応を伴う伝熱流動が高速炉を構成する機器に及ぼす影響を評価するには、反応の発生箇所近傍だけでなく機器全体を解析対象とする必要がある。そのため、計算負荷の観点から微視的な解析手法を直接用いることができない。このため、使用する熱流動解析コードには、化学反応によって生じる多相・多成分の反応性流体の挙動をモデル化し、相関式として組み込まなければならない。反応性流体の化学反応の量は反応する相間の境界面積に依存し、この面積は界面の形状によって大きく変化する。しかし、ナトリウム-水反応のように化学反応を伴う系については、これに関する実験的知見もないのが現状である。そこで本件では、微視的解析手法である粒子法を用いて、多相・多成分・反応性流体の挙動を機構論的に解析し、流動様式や境界面積に関する知見を得ることを最終的な目的とする。本年度は、粒子法を用いて水・ナトリウム反応を扱うための第一段階として、液体ジェットが他の液体プールに噴出する際の流体力学的挙動への粒子法の適用性を検討することを目的とした。このため、文献調査によりジェット流動様式のメカニズムを検討するとともに、ここでの目的に合致する、「ガソリンプールに水を噴出させる実験」を選び、解析した。また、蒸気発生器内部の伝熱管水リーク事故では管群内のジェット流を解析する。このような複雑体系への本手法の適用性を検討するため、蒸気発生器安全性総合試験(SWAT/Run19試験)を例として化学反応を含まない流体力学のみの予備解析を実施した。その結果、伝熱管群を含む複雑体系においても、高速ジェット流とプール流体との相互作用を考慮した流動挙動への適用性が確認できた。さらに、今後扱うべき現象のモデリングについて検討し、相変化と化学反応経路を選定し定式化を行った。水の相変化は伝熱律速モデルに基づき、化学反応は水・水素転換率をパラメタとした一括反応モデルに基づいている。また、コード構成についても概念設計を行った。

報告書

サーマルストライピングに関する研究の現状と今後の研究計画

村松 壽晴; 笠原 直人; 菊池 政之; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC-TN9400 2000-010, 168 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-010.pdf:8.78MB

サーマルストライピングは高温と低温の流体が構造材に交互に接することにより、構造材の温度分布が時間的に変動し、結果として構造材に熱応力による高サイクル疲労を生じさせる現象である。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムの高い熱伝導率により流体側の温度変動が構造に伝わりやすいため特に留意が必要である。本現象は流体と構造の境界分野にある複雑な現象であることから、十分な解明がなされておらず、設計では構造表面での温度変動幅を考えられる最大温度差である流体の混合前温度差とするか、モックアップ試験により温度変動幅等を測定した上で保守的に設計条件を定めることが多い。また、その方法はルール化/基準化されていない。これに対し、著者らは流体と構造の両面からの分析により、流体側の温度変動の発生から構造内への伝達までの過程を現象論的に明らかにしつつあり、熱疲労に対する支配因子として温度ゆらぎ振幅の減衰に着目している。これまでに、流体内、熱伝達、構造材内での変動の減衰を考慮し、疲労損傷、き裂進展まで評価できる解析コードシステムを構築してきており、実機解析を通してその適用性を確認した。今後は、実験検証を継続して一般化していく予定である。さらに、高速炉の経済性向上に寄与するためには、温度変動の減衰を含め熱荷重を合理的に評価し設計に適用できる「サーマルストライピングの評価ルール」を確立する必要がある。その原案を構築し、大きく2つの道筋を立てた。すなわち、現象解明を進めることによって、温度ゆらぎ振幅の減衰機構等の支配メカニズムを忠実にモデル化した詳細解析手法を提示するとともに、安全率を明確にした見通しの良い簡易評価手法を提案し、解析に基づく詳細評価手法と並行して選択できる評価体系を整備する。本報ではこの目標に必要な実験計画を策定し、さらにより一般的な熱荷重の取り扱いについて検討した。

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