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報告書

Preliminary combustion analyses using OpenFOAM

Thwe, T. A.; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎

JAEA-Technology 2018-012, 45 Pages, 2019/01

JAEA-Technology-2018-012.pdf:4.34MB

原子力発電所に関連するシビアインシデントや製造工程のリスク以外に、原子力廃棄物のリスクも社会を脅かす可能性がある。低レベル及び高レベルの放射性廃棄物を含む核廃棄物の長期保管下では、金属廃棄物の腐食や容器壁自体の腐食及び廃棄物中の水の放射線分解により水素が自発的に発生する。そこで、水素安全及び環境汚染のリスク低減のために、放射性廃棄物容器における水素燃焼爆発の挙動と特性を調べることとした。本報告書では、OpenFOAMを適用し、簡易コンテナー内におけるメタン燃焼の温度, 速度と二酸化炭素分布を調べる数値解析シミュレーションを行った。燃焼シ解析では、LESフレームを備えているFireFoamソルバーを使用した。結果として、容器の高さ及び流入口のサイズが大きくなるとともに平均温度が上昇することが分かった。一方、FireFoamソルバーで行ったメタン、水素及びヘリウムの拡散挙動シミュレーションから、メタンや水素よりもヘリウムのほうが速く拡散することが明らかにした。XiFoamソルバーを利用することにより、化学量論的条件下で立方体燃焼容器における水素空気予混合火炎の火炎伝播半径が得られた。

論文

Socio-economic effects of the material science in JAERI

柳澤 和章; 高橋 祥次*

Scientometrics, 78(3), p.505 - 524, 2008/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:71.31(Computer Science, Interdisciplinary Applications)

原研物質科学につき社会経済的評価を実施した。目的は、物質科学の注力研究分野の同定と社会経済的ネットワーキングの観察にある。物質科学に関する数多くの論文を用い、前者に対して高ランクキーワードを使い、後者に対しては共著論文の数を評価に使った。得られた結果は以下の通り。(1)原研物質科学の注力研究分野は、イオン照射,アクチノイドといった原子力研究に強い関係を持つキーワードで代表された。アクチノイドを例に取ると、我が国では過去25年間に7,237論文が書かれ、原研がその25%、公的研究機関(官と学、PSと略記)が52%、民(POと略記)が17%という割合であった。JAERI-PS間のネットワーキングは、25年間の平均で3$$sim$$4%、最近の5年間では8%で成長していた。これは両機関の間で研究協力が大きく促進されたことを示唆している。(2)原研と選択5研究機関(SRB、例えば東京大学)間の注力研究分野を互いの持つトップ100キーワードで比較してみたところ、中性子や加速器といった7つのキーワードのみで研究分野が重畳していた。この重畳領域において両機関は互いに国家レベルで全体の活性化を図っていたと思われる。我が国における中性子論文は最近の5年間で2,988論文あって、原研の大きな貢献もあってJAERI-PS間のネットワーキングは16%に到達していた。

報告書

中性子散乱施設用液体金属ターゲットの構造評価,4; ターゲット容器ウィンドウ部の破壊力学的考察

石倉 修一*; 粉川 広行; 二川 正敏; 菊地 賢司; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2003-093, 55 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-093.pdf:5.41MB

中性子散乱施設用液体金属(水銀)ターゲットの開発における工学的課題を明らかにするために、3GeV/1MWのパルス状陽子ビームがクロスフロー型液体金属ターゲットに入射するときの定常熱応力と動的熱衝撃解析を行った。解析モデルは、実機構造を模擬した半円筒ウィンドウ型と平板ウィンドウ型の2種類の構造を対象とし、NMTC/JAMによる核破砕発熱計算結果をもとに、衝撃解析コードLS-DYNAを用いて解析した。その結果、動的熱衝撃により発生する応力は、最も厳しい環境にあるウィンドウ中心部で半円筒型よりも平板型の方が構造設計上有利であり、応力分類として2次応力的な性質を持つことがわかった。また、ターゲット主要部に発生する応力は曲げ応力,疲労強度ともにJISの基準を満足していることがわかった。ウィンドウ内面で水銀が負圧になりキャビテーションが発生し、ターゲット容器に損傷を与えることが実験により確認されたため、生成するピットとピット先端のき裂を対象に破壊力学的観点から評価した結果、ウィンドウ先端部では定常熱応力により圧縮応力場にあり、き裂は進展しないことがわかった。また、水銀ターゲットを設計するにあたり、今後必要となるキャビテーションの評価手法について整理した。

論文

Modified quasi-steady-state method to evaluate the mean power profiles of nuclear excursions in fissile solution

中島 健; 山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1162 - 1168, 2002/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.33(Nuclear Science & Technology)

核分裂性溶液の核暴走時の平均出力変化を評価するための改良準定常法を開発した。改良前の手法では、反応度の計算に1群理論に基づく臨界方程式を使用している。しかし、1群近似では計算精度が悪く、また、臨界方程式で使用される形状バックリングは複雑な体系に適用できない。そこで、筆者らは、この手法を改良し反応度フィードバック係数を使用する手法とした。改良した手法は、フィードバック係数を算出するために別の計算を行う必要があるが、この手法は複雑な体系に適用可能であり、また、1群近似よりも精度の良い結果が得られる。さらに、沸騰出力を計算する新たな手法を、超臨界実験装置SILENEの実験データを用いて開発した。新たな手法を検証するために、CRAC及びTRACYを用いた超臨界実験の解析を実施した。結果は実験と良い一致を示した。

報告書

確率論的安全評価手法GSRW-PSAによる地層処分システムの不確かさ解析; パラメータ不確かさ及び天然バリアの概念モデル不確かさの検討

武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Research 2002-014, 20 Pages, 2002/07

JAERI-Research-2002-014.pdf:1.37MB

地層処分の安全評価に伴う不確かさのうち、パラメータ不確かさとモデル不確かさに起因した影響評価を目的として、確率論的評価手法(GSRW-PSA)の開発を行った。不確かさの影響評価に先立ち、人工バリア及び天然バリア中の核種移行評価モデルに関して決定論的なベンチマーク計算を行い、評価コードの特性・適用性を明らかにした。次に、GSRW-PSAを用いて、HLW処分の重要核種であるCs-135及びSe-79を対象とした人工バリア及び天然バリアに関するパラメータ不確かさ解析を行った。さらに、天然バリアにおける地質媒体の概念化の違いとして、多孔質媒体と亀裂性媒体による近似モデルを想定し、概念化の違いによる影響の評価を実施した。

報告書

Multi-dimensional numerical analyses for the IFMIF target jet flows

井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 中村 秀夫

JAERI-Research 98-022, 46 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-022.pdf:1.92MB

1995年2月に開始された国際核融合材料照射施設(IFMIF)設計活動の一環として、凹面壁に沿った液体リチウム(Li)ジェットの特性を、多次元熱流体解析コードFLOW-3Dで調べた。IFMIFは、低放射化、耐照射性核融合材料の試験、開発のため、Liターゲット内での重陽子-Li反応で、高エネルギ(約14MeV)の高中性子束照射場を供する。Liジェットは真空中を高速(≦20m/s)で流れ、重陽子ビームによる発熱(≦10MW)を除去する。絞りノズル出口付近の流れに関する流体解析により、流速分布の変遷を明確にした。凹面壁上ジェット内の静圧の影響を受けたノズル内圧力分布により、流れは表面付近では加速され、壁付近では減速された。その結果は水による模擬実験での測定値と一致した。さらに、ビーム照射領域端付近での3次元的対流による影響を、2次元計算で明確にした。自由表面での温度上昇は熱的不安定を起こさない程度に小であった。

論文

Experimental and analytical studies on high-speed plane jet along concave wall simulating IFMIF Li target flow

中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋; 勝田 博司

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.440 - 445, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.48

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)の一環として行った、高速の液体リチウム板状ジェットターゲット流の熱流動特性に関する、水での模擬実験と数値解析の結果をまとめた。実寸大に模擬したジェット流では、試験条件内(流速≦17m/s,長さ約130mm)で安定した流れが得られ、数値解析により、熱的安定性を確認した。最近の実験で行った詳細な流速分布の計測から、遠心力による静圧分布のため、ジェット流の厚さ方向に自由渦流れと同様の流速分布が形成させると共に、この流速分布の影響が上流の吹き出しノズル内にまで及んでいることがわかった。2次元の正方メッシュを用いた解析を行い、このようなノズル出口付近の流速分布変化を良く予測できることを確認した。

論文

Intercomparisons of benchmark calculations for the transmission of quasi-monoenergetic neutrons generated by 43- and 68-MeV protons through iron and concrete shield

中根 佳弘; 中島 宏; 中尾 徳晶*; 植木 絋太郎*

Proc. of 3rd Workshop on Simulating Accelerator Radiation Environments (SARE3), p.334 - 342, 1997/00

20MeVから100MeVまでの中性子に対する計算コード及び断面積ライブラリの検証を目的として、43及び68MeV陽子により発生した準単色中性子の鉄及びコンクリート遮蔽体透過ベンチマーク問題について、3種類の計算手法による解析結果を比較した。MORSE-CGにHILO86及びHILO86R群定数を、またMCNP4AにHILO86群定数を用いて計算したビーム軸上でのスペクトルは同程度に実験値を良く再現した。断面積を改良したHETC-KFA2コードによる計算値は薄い遮蔽体透過に対しては実験値を再現するが、厚い遮蔽体透過では実験値を過大評価した。またビーム軸を外れた位置でのスペクトルについては、MORSE-CGによる計算値は実験値を概ね再現するが、改良したHETC-KFA2による計算値は実験値を著しく過小評価し、コード内の中性子散乱の取り扱いを改良する必要があることがわかった。

論文

Confirmatory thermal-hydraulic analyses of safety design concept of a passive safety light water reactor JPSR

新谷 文将; 寺前 哲也*; 落合 政昭

Proc. of Post-SMiRT14 Int. Seminar 18, p.E1.26 - E1.32, 1997/00

原研では、安全性の大幅に向上した原子炉概念を創出することを主な目的として、受動的安全炉JPSR概念の設計研究を実施している。この概念の主な特徴のひとつが受動的安全系の採用である。本報では本概念の安全性を確認するために過渡熱水力解析コードRETRAN-02とREFLA/TRACコードを用いて実施した事故解析の結果について報告する。受動的安全系は、事故をLOCAと非LOCAに分類して、それぞれに対応できるように設計されている。それぞれの代表事例として破断面積がコールドレグ流路面積の200%から5%までのLOCA事象と、完全除熱喪失事象及び主蒸気管破断事故の解析を実施した。解析の結果、受動的安全系のみで、これらの事象に対して安全性を保てることが示された。

論文

Fabrication of HIPped first wall panel for fusion experimental reactor and preliminary analyses for its thermo-mechanical test

佐藤 聡; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; 秦野 歳久; 高津 英幸; 大崎 敏雄*

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.202 - 205, 1996/00

1m及び400mmスケールの、冷却配管内蔵第一壁構造体を、HIP接合により製作した。製作した第一壁構造体は、アルミナ分散強化銅とオーステナイト・ステンレス鋼から構成されている。その構造体は、今後熱負荷試験に用いられる。本論文では、試作及び熱負荷試験のための予備解析の結果を報告する。

論文

側壁が加熱・冷却される水平正方形流路内の複合対流熱伝達に関する三次元数値解析

坂元 美定*; 功刀 資彰; 一宮 浩市*

日本機械学会論文集,B, 61(586), p.2228 - 2234, 1995/06

比較的低いレイノルズ数域における層流複合対流では、熱的境界条件の不均一性や浮力の影響が大きい場合に、流れが3次元的な挙動を示すことが予想される。特に、温度助走域での複合対流特有の複雑な伝熱流動状態を解明することが本研究の命題であり、前報までに等温水平管に関する熱流動機構の解明に成功した。本研究では、側壁温度が異なる水平正方形流路の複合対流伝達について大規模3次元数値解析を実施し、主流と浮力駆動2次流れの干渉により生ずるスパイラル流れの発生と、加熱開始点近傍に出現した複数のはくり泡の発生について報告するとともに、管内圧力勾配の変化や熱伝達特性について、Gr/Re$$^{2}$$パラメータの依存性を検討した。前報と今回の結果から、層流複合対流における温度助走域に発現する複雑な3次元的逆流現象は、高Gr/Re$$^{2}$$パラメータ域における基本的な熱流動機構と考えられる。

論文

高温ガス炉用突起付き燃料棒の熱流動解析,II; 2次元矩形突起を有する場合

高瀬 和之; 秋野 詔夫

機械学会茨城講演会講演論文集, 0, p.127 - 128, 1995/00

高温ガス炉の炉心高性能化のための研究として、燃料棒表面に多数の2次元微小突起を設置して乱流熱伝達率の向上を図った矩形突起付き燃料棒の伝熱性能を、突起ピッチ、レイノルズ数等をパラメータとして数値的に評価した。レイノルズ数の減少とともに乱流から層流に遷移する熱伝達率の挙動を予測するために、低レイノルズ数型k-$$varepsilon$$乱流モデルを組み込んだ2次元軸対称計算コードを開発した。k-$$varepsilon$$乱流定数は、鳥居らによって提案された値を矩形突起付き燃料棒による実験データを基に環状流路用に改良した。計算はレイノルズ数が1000~20000の範囲に対して行った。その結果、本解析結果は標準型k-$$varepsilon$$モデルによる結果よりも実験式に対して良い一致を示すとともに、本研究対象である熱伝達率の遷移挙動を実験値と10%以内の精度で良く模擬できることが分かった。本研究により、矩形突起付き環状流路の熱伝達率の数値予測精度が一段と向上した。

論文

二重円管内乱流熱伝達のLESによる解析

河村 洋*; 中村 誓一*; 佐竹 信一*; 功刀 資彰

Therm. Sci. Eng., 2(2), p.16 - 25, 1994/00

二重円管内乱流の流れ場と温度場について、LESによる解析を行い、内管上のヌセルト数を求め、これについて内外径比の影響を考察して整理式を得た。内管が細い場合、内管近傍の無次元化した温度ピークは減少するが、これは一種の層流化傾向として理解できることを示した。内管加熱を行った場合、内管近傍で速度場と同様の温度ストリークが確認された。内管近傍では温度場と速度場は非常に良い対応を示しているが、内管から離れるにつれて温度場は一様になることが示された。内管近傍の乱流構造には、平行平板と同様なストリーク構造及び細長い縦渦構造が見られた。さらに、細い内管上で高速のストリークが衝突し、極めて大きい低圧域を生ずることを見出した。

論文

Numerical and experimental study on heat transfer of an impinging turbulent plane jet with confined wall

功刀 資彰; 横峯 健彦*; 一宮 浩市*

Heat Transfer in Turbulent Flows, 1993; HTD-Vol. 246, p.25 - 31, 1993/00

乱流衝突噴流の実験的及び解析的研究は、古くから数多くなされているが、そのほとんどは、衝突壁への自由噴流衝突に関するものであり、本研究で対象としている狭隘流路内における衝突噴流熱伝達に関する報告は極めて少ない。本報では、狭隘流路内における平面乱流噴流の衝突熱伝達を実験的に調べ、その伝熱流動特性を非等方k-$$varepsilon$$乱流モデルを用いて数値解析により明らかにした。

論文

Simulation code SAFE for analyzing transient solvent extraction behavior

前田 充; 藤根 幸雄; 矢野 肇*; 山上 純夫*

Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.78 - 80, 1992/11

運転時の異常な過渡変化事象の解析に利用するため、新しい抽出工程過渡事象解析コードSAFEの整備を行った。本コードの主な特徴は、現実的評価を可能とする精密なモデルを採用すると共に、パルスカラムとミキサセトラなど型式の異なる抽出器を複数組み合わせた抽出システムにおける工程状態の動的変化を解析する機能にある。解析可能な状態量は、抽出器内における濃度分布、流動状態分布及び温度分布である。パルスカラムのモデルについては、工学規模の環状バッフルプレートカラムによる流動特性試験の結果を利用した。また、同装置で得られた異常及び過渡時における流動及び抽出特徴の試験結果と計算結果とを比較することによりコード機能の検証を行った。計算結果と試験結果は良い一致を示し、改良が必要だが、SAFEコードが複雑な過渡時抽出挙動を正確に予測できる高い可能性を有することを確認した。

論文

Accident analyses for a double-flat-core type HCLWR

大久保 努; 岩村 公道; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*; 村尾 良夫

6th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, p.79 - 86, 1990/11

原研で提案している扁平二重炉心型高転換軽水炉の熱水力設計の一環として事故解析を実施した。そのなかから、大破断LOCAとATWSの結果をまとめた。大破断LOCA解析は、37本模擬燃料棒テスト部を用いた実験及びJ-TRACコードを用いた計算により行なった。再冠水実験により、広い条件範囲に渡って炉心冷却が達成される事を確認した。また、上の炉心のクエンチが下の炉心のそれと同時に進行して炉心冷却を促進する事が明らかになった。一方、J-TRACによる解析では、燃料棒表面の最高温度が1,172Kとなり、安全基準値にくらべ300K低い事が示された。また、外部電源喪失ATWSに対するJ-TRACによる解析では、一次系内の最高圧力が18.7MPaとなり、現行のPWRに対する許容最高圧力値である20.6MPaを越えないことが示された。これらの結果から、対象としている炉は、上述の事故事象に対して、現行の安全基準の下で十分成立可能であると考えられる。

論文

Accident analyses for a double-flat-core type HCLWR

大久保 努; 岩村 公道; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*; 村尾 良夫

Transactions of the American Nuclear Society, 62, p.662 - 663, 1990/11

原研で提案している扁平二重炉心型高転換軽水炉の熱水力設計の一環として事故解析を実施した。そのなかから、大破断LOCAとATWSの結果をまとめた。大破断LOCA解析は、37本模擬燃料棒テスト部を用いた実験及びJ-TRACコードを用いた計算により行なった。再冠水実験により、広い条件範囲に渡って炉心冷却が達成される事を確認した。また、上の炉心のクエンチが下の炉心のそれと同時に進行して炉心冷却を促進する事が明らかになった。一方、J-TRACによる解析では、燃料棒表面の最高温度が1,172Kとなり、安全基準値にくらべ300K低い事が示された。また、外部電源喪失ATWSに対するJ-TRACによる解析では、一次系内の最高圧力が18.7MPaとなり、現行のPWRに対する許容最高圧力値である20.6MPaを越えないことが示された。これらの結果から、対象としている炉は、上述の事故事象に対して、現行の安全基準の下で十分成立可能であると考えられる。

報告書

The Study on the role of very high temperature reactor and nuclear process heat utilization in future energy systems

安川 茂; 萬金 修一; 田所 啓弘; 佐藤 治; 山口 和夫; 上野 精一

JAERI-M 86-165, 48 Pages, 1986/11

JAERI-M-86-165.pdf:1.66MB

本報告書は環境無排出を目指す将来のエネルギ-システムにおいて高温ガスス炉と高温核熱の役割の研究で成された解析結果を詳述している。報告書の前半では、基準エネルギ-システムのモデル化、エネルギ-技術の特性、シナリオ記述指標、及びシステム最適化の為の行動目的が説明されている。後半では、エネルギ-利用効率の時間変化、長期間にわたるエネルギ-の需要・供給構造、新エネルギ-技術によるエネルギ-寄与及び経済性競合、種々のエネルギ-活動から生じる環境排出量、国民経済へ、及びからの影響、若干の感度解析、の分析結果がVレビュ-されている。

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