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論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

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

Multi-dimensional numerical investigation of sodium spray combustion; Benchmark analysis of SNL T3 experiment

曽根原 正晃; 青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之; Clark, A. J.*; Denman, M. R.*

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11

日米国際協力CNWGの枠組みの一環として、Sandia National Laboratoriesと原子力機構の共同でSNL T3/T4試験をベンチマーク解析に用いて多次元解析コードAQUA-SFと質点系コードSPHINCSを利用し、ナトリウム燃焼の研究を進めている。本著ではT3試験を使用し乱流効果や液滴輻射といった多次元効果の影響を明らかにするためにAQUA-SFの感度解析を行った。その結果、乱流効果や液滴輻射がスプレイ燃焼率に大きく影響することが確認された。

論文

ETSON-MITHYGENE benchmark on simulations of upward flame propagation experiment in the ENACCEF2 experimental facility

Bentaib, A.*; Chaumeix, N.*; Grosseuvres, R.*; Bleyer, A.*; Gastaldo, L.*; Maas, L.*; Jallais, S.*; Vyazmina, E.*; Kudriakov, S.*; Studer, E.*; et al.

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

In the framework of the French MITHYGENE project, the new highly instrumented ENACCEF2 facility was built at the Institut de Combustion Aerothermique Reactivite et Environnement (ICARE) of the Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS) in Orleans (France) to address the flame propagation in hydrogen combustion during a severe accident. The ENACCEF2 facility is a vertical tube of 7.65 m height and 0.23 m inner diameter. In the lower part of the tube, annular obstacles are installed to promote turbulent flame propagation. At the initiative of the MITHYGENE project consortium and the European Technical Safety Organisation Network (ETSON), a benchmark on hydrogen combustion was organised with the goal to identify the current level of the computational tools in the area of hydrogen combustion simulation under conditions typical for safety considerations for NPP. In the proposed paper, the simulation results obtained by participating organizations, using both Computational Fluid Dynamics (CFD) and lumped-parameter computer codes, are compared to experimental results and analysed.

論文

Fluid dynamic analysis on hydrogen deflagration in vertical flow channel with annular obstacles

松本 俊慶; 佐藤 允俊; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

Hydrogen combustion including deflagration and detonation could become a significant threat to the integrity of containment vessel or reactor building in a severe accident of nuclear power stations. In the present study, numerical analyses were carried out for the ENACCEF No.153 test to develop computational techniques to evaluate the flame acceleration phenomenon during the hydrogen deflagration. This experiment investigated flame propagation in the hydrogen-air premixed gas in a vertical channel with flow obstacles. The reactingFoam solver of the open source CFD code, OpenFOAM, was used for the present analysis. Nineteen elementary chemical reactions were considered for the overall process of the hydrogen combustion. For a turbulent flow, renormalization group (RNG) k-e two-equation model was used in combination with wall functions. Three manners of nodalization were applied and its influences on the flame propagation acceleration were discussed.

論文

JT-60U第一壁におけるトリチウム分布

正木 圭; 杉山 一慶*; 田辺 哲朗*; 後藤 純孝*; 飛田 健次; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 児玉 幸三; 新井 貴; 宮 直之

日本原子力学会和文論文誌, 2(2), p.130 - 139, 2003/06

JT-60UのW型ダイバータ及び第一壁タイル内に残留したトリチウムをイメージングプレート法及び燃焼法により測定した。両者の測定結果は良い一致を示し、ドーム頂部で最もトリチウム濃度が高く、運転時の表面温度が高いダイバ-タ部では低い値を示した。タイル表面の堆積層の厚さを、走査型電子顕微鏡による断面観察により測定した結果、トリチウム分布と堆積層との相関は認められなかった。DD反応で生成される高エネルギートリトンの軌道損失を、軌道追跡モンテカルロコードで計算した結果、計算結果とイメージングプレート法及び燃焼法によるトリチウム分布の測定結果はよく一致した。また、計算結果と燃焼法測定結果との比較から、ダイバータターゲットタイルに取込まれたトリチウムは、タイル表面の温度上昇により放出されたことがわかった。これらのことから、JT-60Uのダイバ-タ及び第一壁タイルのトリチウム分布は、DD反応で生成される高エネルギートリトンのトロイダル磁場リップルによる損失を反映し、生成時のエネルギーが損失されずに壁に深く入射されていることがわかった。さらに、ダイバ-タタ-ゲットにおいては、タイル表面温度上昇の影響を受け、トリチウムが放出されていることがわかった。

論文

Tritium distribution in JT-60U W-shaped divertor

正木 圭; 杉山 一慶*; 田辺 哲朗*; 後藤 純孝*; 宮坂 和孝*; 飛田 健次; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 児玉 幸三; 新井 貴; et al.

Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.514 - 518, 2003/03

 被引用回数:48 パーセンタイル:4.59

トリチウム残留量の評価及び吸蔵過程の解明のために、JT-60U W型ダイバータタイルにおけるトリチウム分布を、イメ-ジングプレ-ト技術(TIPT)及び燃焼法により測定した。その結果、発生したトリチウムの約10%がダイバータ領域に残留し、そのトリチウム濃度は、ドーム頂部及び外側バッフル板タイルで高く($$sim$$60 kBq/cm$$^{2}$$)、ダイバータターゲットタイルでは低かった($$sim$$2 kBq/cm$$^{2}$$)。DD反応で生成されるトリトンの粒子軌道計算の結果、第一壁及びダイバータタイルに打ち込まれるトリトンの粒子束分布は、TIPT及び燃焼法で得られたポロイダル分布結果と一致した。また、このトリチウム分布は、測定された再堆積層の分布状態との相関は認められなかった。これらの結果から、JT-60Uでのトリチウム分布は、プラズマ中におけるトリトンの粒子損失を反映していることがわかった。

報告書

高温ガス炉水素製造システムにおける火災・爆発解析コードシステムP2Aの開発(受託研究)

稲葉 良知; 西原 哲夫; 森山 耕一*; 中村 正志*

JAERI-Data/Code 2002-014, 255 Pages, 2002/07

JAERI-Data-Code-2002-014.pdf:21.69MB

高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模HTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,着火,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本報告書では、P2Aコードシステムが解析対象とする施設,事象やコードシステムの概要,使用方法及び予備計算結果について述べる。

論文

Analytical study on fire and explosion phenomena in HTTR hydrogen production system

稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之

Proceedings of 14th Hydrogen Energy Conference (WHEC 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/06

現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。HTTR水素製造システムにおいて、火災・爆発対策は安全上、最も重要な課題の1つである。そこで、HTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本研究では、P2Aの概要及び予備計算結果について述べる。

報告書

Determination of chlorine in graphite by combustion-ion chromatography

L.Chan*; 渡部 和男; 伊藤 光雄

JAERI-Research 95-061, 13 Pages, 1995/09

JAERI-Research-95-061.pdf:0.52MB

黒鉛中の塩素を高感度に定量するため、燃焼/イオンクロマトグラフ法の適用を検討した。黒鉛試料を石英ボートに秤り取り、電気管状炉中で900$$^{circ}$$Cに加熱して燃焼した。発生する塩素を炭酸ナトリウム溶液に吸収させた後、蒸発乾固した。残さを少量の水で溶かし定容とした後、イオンクロマトグラフ法により塩素を測定した。確立した方法を黒鉛分析用標準試料及び実用材に適用した。定量下限は、試料はかり取り量2.0gで、塩素含有率0.8$$mu$$g/gであった。繰り返し分析精度は、塩素含有率70$$mu$$g/gの試料に対して相対標準偏差で約2.5%であった。本法は、石炭中の塩素の定量にも適用できる。

論文

Development of spent solvent treatment process by submerged combustion technique

内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 天川 正幸*; 内田 勝秀*; 千田 充久*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.228 - 239, 1994/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:37.24(Nuclear Science & Technology)

再処理工場から発生する蒸留残渣などの廃溶媒はTRUを含有する有機廃液である。その処理技術として液中燃焼法を中心に試験研究を実施した。本報告では、廃溶媒の燃焼挙動及び燃焼生成物(リン酸、ルテニウム、ヨウ素、ジルコニウム及びランタノイド化合物)の装置内移動挙動などについて述べる。試験の結果以下のことが知られた。(1)廃溶媒は液中燃焼法により処理することができる。(2)液中燃焼法を共沈法、固液分離法及びガラス固化法と組合せることにより、廃溶媒をそのまま有機ポリマーを用いて固化体化した場合に比べてTRU固体廃棄物の発生量を大巾に減少できる。

論文

Application of an advanced incineration technique to spent solvent treatment for improving the waste management

内山 軍蔵; 前田 充; 千田 充久*; 藤根 幸雄; 桐島 健二*; 平林 輝彦*

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management; RECOD '94, Vol.3, 0, p.1 - 15, 1994/00

液中燃焼法、リン酸ビスマス共沈法及び膜分離法などから構成される新しい廃溶媒処理プロセスを提案した。同プロセスはTRU廃棄物の固定化及び減容化を考慮したプロセスであり、その有効性を実験的に検討した。さらに同プロセスの大型再処理施設(800トン/年)への実用化性を評価するため、取得実験データを用いて廃溶媒処理施設の概念設計検討を行った。さらにそれらの結果をもとに、TRU廃棄物等の発生量評価及び経済性予備評価を行った。

報告書

廃溶媒液中燃焼処理プロセスの概念設計・技術評価

内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 千田 充久*; 桐島 健二*

JAERI-M 93-213, 204 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-213.pdf:6.12MB

超ウラン核種を含有する蒸留残渣等の廃溶媒の処理プロセスとして提案した液中燃焼法を中心とするプロセスについて、処理施設の概念設計及び予備コスト評価を行った。また、これらの結果に基づいて安全性等の技術の特質、TRU廃棄物の低減効果、経済性等の評価を行い、併せて実用化上の重要課題を整理した。その結果、2次プロセス廃液を全く排出しない単純な処理・固化システムを達成し得ること、TRU廃棄物の発生量を競合技術(乾留固化法)に比べ数10分の1以下に低減できること、建設費は再処理施設全コストの1%以下の小さな値に止め得ることなどを明らかにした。また、TRU核種を分離したリン酸カルシウム系低レベル廃棄物については、一時貯蔵、輸送時の安全性、遮蔽負担を考慮するとTRU核種とともに$$beta$$$$gamma$$核種の除染をより積極的に考慮する必要があることなどを確認した。

報告書

廃溶媒の液中燃焼挙動

内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 天川 正幸*; 内田 勝秀*

JAERI-M 93-191, 58 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-191.pdf:2.23MB

再処理工場から発生し、TRU元素を含有する廃溶媒を分解して無機化する技術として液中燃焼法を取り上げ、同法について廃溶媒処理技術としての適用性を評価するために必要な放射性核種の燃焼挙動などのプロセスデータを取得した。実験にはベンチスケール規模(処理量:1.39l/hr)の液中燃焼実験装置を用いた。本報告書では、(1)リン酸トリブチルとノルマルドデカンとの混合物からなる模擬廃溶媒の燃焼挙動,(2)模擬廃溶媒に添加したルテニウム及びヨウ素等の燃焼・移行挙動などについて述べる。

論文

Ruthenium behavior in a submerged combustion process for treatment of spent solvent

内田 勝秀*; 内山 軍蔵; 藤根 幸雄; 前田 充

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 2, p.775 - 780, 1991/00

複雑な化学的挙動を示し揮発性核種でもあるRuを含有する模擬廃溶媒を、液中燃焼装置により処理する際の燃焼挙動を実験により確認した。Ruを含む模擬廃溶媒(100%TBP)を補助燃料なし(空気比$$gamma$$=1.1~1.2)に1300~1500$$^{circ}$$Cの温度で燃焼した。その結果、大部分のルテニウムは回収缶液(廃液)内に安定に溶解し、液の色を特徴的なスペクトルを持つ茶色とした。しかし、他の模擬TRU物質(Ce,Sm,Eu,Zr)を含む溶媒の燃焼では、これらの物質のリン酸塩が生成し、缶液は白濁した。そのために、Ruと他の元素の燃焼挙動を基礎的な実験により確認したところ、高温酸化性雰囲気のためにNOxとTBPの熱分解により発生した五酸化リンが存在する燃焼炉内では、Ruはニトロシル化後にリン酸錯体をつくるが、難ニトロシル化性である他の元素は五酸化リンとの反応により、リン酸塩をつくることが明らかとなった。この結果Ruは、他の模擬TRU物質とは異なり、回収缶液に捕捉されずにオフガス系へ移行しやすいことが判明した。

論文

Technology development for environmental preservation by electron irradiation

佐藤 章一; 徳永 興公; 新井 英彦; 橋本 昭司

Transactions of the American Nuclear Society, SUPPL.61, p.425 - 430, 1990/00

電子線照射を利用する環境保全に役立つプロセスの開発を進めた。(1)排煙からの脱硫・脱硝同時処理プロセス、(2)下水処理場からの放流水の殺菌処理プロセス、及び(3)下水汚泥の殺菌・高速コンポスト化プロセスについて、開発の現状を述べる。

論文

Radiation treatment of combustion gases

町 末男; 徳永 興公; 西村 浩一; 橋本 昭司; 川上 和市郎; 鷲野 正光; 川上 恵太*; 青木 伸二*; 安達 恭次郎*

Radiation Physics and Chemistry, 9(1-3), p.371 - 388, 1977/03

重油を燃焼した排ガスには窒素酸化物、亜硫酸ガスなどが含有され、大気汚染の原因になっている。このような排ガスに電子線を照射することによって、窒素酸化物と亜硫酸ガスが同時に除去されることを見出したので、本報告では、このプロセスに関する基礎的な研究からパイロットプラントによる研究の結果を総括して論じた。

口頭

焼却炉内の放射性セシウムを含む廃棄物焼却過程の数値解析

柳瀬 眞一郎*; 杉杖 典岳; 石森 有; 横山 薫; 小原 義之; 高橋 信雄; Rong, D.*; 竹田 宏*; 河内 俊憲*; 高見 敏弘*; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故により拡散した放射性物質(主にCs)で汚染された一般廃棄物の一部は、既存の焼却施設で焼却処理されている。ごみ焼却炉内では、燃焼に伴う高温加熱によって大部分のCsは揮発・気化され、ついで省エネ目的の熱回収等による放熱・減温過程でCsは凝集クラスター化され、排気ガス中の微粒子(焼却灰・ばいじん等)あるいはダクト・炉壁に付着すると考えられている。また、これらの微粒子は集塵装置(バグフィルタ等)で濾過・捕集され、焼却施設外へ拡散しないと考えられている。本研究では、ごみ焼却炉内のCs挙動を把握するため、(1)熱流体シミュレーションによるごみ焼却炉の計算モデルの開発、(2)焼却灰等へのCsの凝集・付着モデルの構築、(3)実機焼却炉のCs挙動の実証的研究を行ってきた。本報告では、これまでの成果を踏まえ、さらに数値流体力学的ないくつかの問題点を明らかにし、今後の本研究の目指すべき方向を検討する。

口頭

Numerical investigation of sodium spray combustion test with SPHINCS code

高田 孝; 大島 宏之; Denman, M. R.*; Clark, A. J.*

no journal, , 

日米民生用原子力研究開発協力(CNWG)の一環として、サンディア国立研究所(SNL)とナトリウム燃焼モデルに関する国際協力を行っている。本報では、SPHINCS(JAEA)、CONTAIN-LMR(SNL)コードによる共同ベンチマークとして行った、SNLでのスプレイ燃焼実験の結果について報告するとともに、SPHINCSコードを用いた感度解析結果について考察する。

口頭

Simplification of oxygen combustion process in OBT analysis

藤原 健壮; 桑田 遥*; 御園生 敏治; 飯島 和毅

no journal, , 

環境中のトリチウムの影響評価に際しては、被ばく上より重要な有機結合型トリチウム(OBT)の濃度評価が必要である。しかし、従来のOBT分析法では前処理に時間がかかることから、原子力機構福島環境安全センターでは、時間短縮のため、凍結乾燥と加温乾燥を組み合わせた手法を確立した。本発表では、更なる迅速化・精度向上等を目的として、魚種, サンプル処理量等の影響と、それに基づく簡素化の有効性の確認結果を報告する。

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