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論文

Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 3; Heat transfer and flow visualization experiment of free convection adjacent to upward facing horizontal surface

上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 山下 晋; 吉田 啓之

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

A dry method for fuel debris retrieval is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on a numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Moreover, a heat transfer and flow visualization experiment in air is also conducted in order to validate the numerical analysis. In this paper, to decide measurement targets of the experiment, we roughly estimated the heat transfer of the fuel debris exposed to the air. The rough estimation indicated that the evaluation of the free convection and the radiation heat transfer were important to understand the heat transfer of the debris. Considering the estimations, a preliminary experiment for the free convection in air adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to discuss applicability of the temperature measurement systems and the flow visualization systems to the experiment for the validation of the JUPITER. By the preliminary experiment, we confirmed that heat transfer temperature, air temperature and emissivity can be measured with thermocouples and the infrared camera. The applicability of a PIV to measure velocity fields of the free convection in air was also confirmed.

論文

Modeling for evaluation of debris coolability in lower plenum of reactor pressure vessel

丸山 結*; 森山 清史; 中村 秀夫; 平野 雅司; 中島 研吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.12 - 21, 2003/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:66.78(Nuclear Science & Technology)

デブリと下部ヘッドとの境界におけるギャップを満たす水のデブリ冷却効果を、実炉規模の定常計算に基づいて概略的に評価した。本計算では、狭隘流路における限界熱流束及び内部発熱流体の自然対流熱伝達に関する相関式を用い、ギャップ幅に依存する下部プレナム内冷却可能最大デブリ堆積深さを算出した。計算結果は、TMI-2事故の条件下では1mmから2mmの幅を有するギャップによりデブリを冷却可能なこと、より多量のデブリを冷却するためにはギャップ幅の大幅な増大が必要であることを示唆した。定常計算と併せて、過渡挙動の重要性を明確にするため、ギャップの成長及びギャップ内浸水に関するモデルを構築し、低レイノルズ数型二方程式モデルに分類されるYinらの乱流自然対流モデルとともにCAMPコードに組み込んだ。乱流モデルはUCLAで実施された内部発熱流体自然対流実験の解析により検証し、容器壁面における局所熱伝達係数の分布を精度良く予測することを確認した。ギャップ冷却に関するモデルの検証は、原研で実施した、水で満たした半球容器に溶融アルミナを注いだ圧力容器内デブリ冷却性実験の解析を通して行った。構築したギャップ冷却モデルを用いることにより、CAMPコードが容器壁の温度履歴を再現可能であることを明らかにした。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計研究; 平成13年度研究

國富 一彦; 片西 昌司; 高田 昌二; 滝塚 貴和; Yan, X.; 中田 哲夫; 武井 正信; 小杉山 真一; 塩沢 周策

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.181 - 184, 2002/00

原研が開発を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の目的,特徴等について報告するとともに、平成13年度に実施した設計研究のうち、炉心設計,熱流動設計,燃料設計,炉内構造物設計,原子炉圧力容器設計を中心に報告する。炉心設計では、新しい燃料交換方法により、2年間の連続運転,平均燃焼度約120GWd/tonを実現した。また、原子炉圧力容器設計では、冷却材流路バスの工夫により、その材料に軽水炉と同材料が使用可能であることを示した。これらの設計結果を基にして、簡易的な経済性評価を実施し、経済性が目的の20万円/kWe以下であることを示した。

論文

Validation of CAMP code for thermo-fluiddynamics of molten debris in lower Plenum

丸山 結; 森山 清史; 中村 秀夫; 橋本 和一郎; 平野 雅司; 中島 研吾*

Proceedings of RASPLAV Seminar 2000 (CD-ROM), 8 Pages, 2000/11

シビアアクシデント時圧力容器下部プレナム内溶融炉心熱流動解析コードCAMPの検証を行った。本コードは、内部発熱流体の自然対流と下部ヘッドへの熱負荷、下部ヘッドと溶融炉心固化物間の隙間形成と隙間への冷却水の浸入をモデル化している。半球容器内でフレオンを電磁加熱したUCLA実験の解析では、流体の温度、容器壁面熱伝達係数等を良く予測した。半球スライス容器内で溶融塩を容器側壁から加熱したRASPLAV-salt実験では、熱伝達特性を定性的に再現した。原研で実施した半球体系の圧力容器内溶融炉心冷却性実験の解析を行い、隙間への冷却水浸入モデルを用いることにより実験で測定された容器壁の温度履歴を再現できることを示した。また、狭隘流路内限界熱流束及び内部発熱流体自然対流熱伝達に関する相関式を用い、隙間への冷却水浸入のみでは、大量の溶融炉心の冷却が困難であることを明らかにした。

論文

Experimental study on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純

Nucl. Eng. Des., 187(2), p.241 - 254, 1999/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:23.94

事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施した。シビアアクシデント時に形成される溶融炉心を模擬したアルミナ溶融物を、冷却水を張った下部ヘッド実験容器に投下した。実験後観察及び超音波を用いた計測から、固化したアルミナの表面近傍に薄い多孔質層が形成されたこと、固化アルミナと下部ヘッド実験容器壁との境界にギャップが存在することがわかった。実験中に観測された下部ヘッド実験容器壁の温度履歴から、初期には多孔質層及びギャップが熱抵抗層として作用し、下部ヘッド実験容器壁の温度上昇を抑制するとともに、後に冷却水がギャップ内に浸入し実験容器を効果的に冷却したと推定した。

報告書

事故時格納容器挙動試験(ALPHA); 装置設計報告書

山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 森山 清史; 伊藤 秀雄; 小森 慶一; 園部 久夫; 杉本 純

JAERI-Tech 98-019, 105 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-019.pdf:4.03MB

本報は軽水炉のシビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷、格納容器からのリーク及び格納容器内でのFPエアロゾル挙動を定量的に評価することを目的とした事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の実験装置の設計について述べたものである。本試験計画では、シビアアクシデント時の格納容器内における主な事象のうち、溶融物冷却材相互作用、溶融物コンクリート相互作用、FPエアロゾル挙動及び格納容器貫通部からのリーク挙動を対象としている。試験装置の設計にあたってこれら諸現象を忠実に模擬できること、高温・高圧をはじめ、従来の研究で不十分だった範囲をカバーできること、アクシデントマネージメントの観点からも独自な試験が行えること等に配慮した。本報では、試験目的、方法等に基づいて決定された装置の仕様、テスト部の諸元等について詳述する。

報告書

Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-coolant Interactions, May 19$$sim$$21, 1997, Tokai-mura, Japan

秋山 守*; 山野 憲洋; 杉本 純

JAERI-Conf 97-011, 829 Pages, 1998/01

JAERI-Conf-97-011.pdf:38.05MB

1997年5月19日から21日にかけて、原研東海研において、OECD/CSNI主催の水蒸気爆発専門家会合が開催された。この専門家会合には13ヵ国1国際機関からの31名を含む80名の参加があった。会合では、原子炉への適用、粗混合、伝播/トリガー、実験、解析コード/モデルの6セッションにおいて36件の論文が発表され、活発な討論が行われた。最後に、(1)格納容器の$$alpha$$モード破損はリスクの観点からは無視可能、(2)前回のサンタバーバラ会合(1993年)以後顕著な進展、(3)今後明らかにすべき研究課題を同定、(4)問題解決促進のため研究グループ間の公開の情報交換を推奨、(5)次回専門家会合を今後3~5年の間に開催することを推奨、を骨子とする会合概要と推薦をとりまとめた。

論文

Experiment and analysis on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; Y.Yang*; 杉本 純

JAERI-Conf 98-009, p.100 - 106, 1998/00

テルミット反応により生成したアルミナを溶融炉心として用いた圧力容器内溶融炉心冷却性実験を事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において実施した。実験では、アルミナ30kgまたは50kgを下部ヘッド試験体に投下した。試験体温度履歴は、固化したアルミナと試験体壁との間にギャップが形成され、冷却水が浸入したことを示唆した。実験後の超音波を利用した測定においても、ギャップの存在を確認した。原研で開発しているCAMPコードを実験後解析に適用し、試験体壁、アルミナの温度履歴等に及ぼすギャップの影響を検討した。今後、溶融炉心の崩壊熱及び下部ヘッドのクリープ変形を考慮した実験を実施する計画である。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのTHYDE-Wコードによる冷却異常事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜

JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-016.pdf:3.76MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl$$_{x}$$-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

論文

Research plan on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

JAERI-memo 08-127, p.269 - 275, 1996/06

TMI-2事故では、大量の溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに移行したが、そこで溶融炉心が冷却され、事故が圧力容器内で終息した。残念ながら下部ヘッドにおける、溶融炉心の冷却メカニズムは未だ解明されていない。原研で進めている事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画では、平成8年度より圧力容器内溶融炉心冷却性実験を開始すべく準備を進めている。この実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する計画である。熱損失、溶融炉心上部に形成されるフラストの成長速度に関する検討を行い、酸化アルミニウムの適用性、試験体の規模等を定めた。本検討から酸化アルミニウムの適用性を確認するとともに、溶融物の重量を50kg、試験体の直径を0.5mとすることとした。

論文

Studies on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純

NUREG/CP-0157, 2, p.161 - 172, 1996/00

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。これまでに、テルミット反応により生成される酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として用いたスコーピング実験を2回実施した。実験後観察において、固化した酸化アルミニウムの表面が粗く、クラックが形成されたことを確認した。また、超音波技術を用いた測定から、実験容器と酸化アルミニウム固化物との間に1mm程度のギャップが存在することが明らかとなった。実験容器外壁で急峻な温度低下が観測された。このことは、実験容器と固化物との間に形成されたギャップ内に冷却水が浸入したことを示唆しているものと思われる。実験容器外壁の温度履歴から容器内面における熱流束を評価し、ギャップ内限界熱流束に関する既存の相関式と比較した。

論文

In-vessel debris coolability experiments in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純

Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA96), 3, p.1367 - 1374, 1996/00

原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。この実験ではテルミット反応により生成した高温の溶融酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する。これまでに実施した2回の実験においては、30kgあるいは50kgの溶融酸化アルミニウムを、圧力容器下部ヘッドを模擬している実験容器に流し込んだ。実験容器内の初期水位は30cmである。実験後に冷却固化した酸化アルミニウムを観察し、表面が非常に粗いこと、クラックが形成されていること、等を確認した。また、溶融物及び実験容器壁の温度履歴測定結果は、実験容器内で固化した酸化アルミニウムと容器壁との間に水が浸入した可能性を示唆した。実験容器壁の温度減少速度から、容器内壁における熱流速は概ね300~400kW/m$$^{2}$$と評価された。

論文

Accident management measures on steam explosion and debris coolability for light water reactors

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

NEA/CSNI/R(95)3, 0, p.223 - 240, 1995/07

軽水炉の溶融炉心冷却材相互作用を明らかにするために、ALPHA計画では溶融物落下水蒸気爆発実験、溶融物冷却性実験を実施している。これらの実験の主目的の1つは、格納容器内における水蒸気爆発及びデブリ冷却性に関するアクシデントマネジメント手法の有効性を検討することである。両実験から、溶融物が冷却水プール中に落下する体系では、溶融物の分散により水蒸気爆発発生の確率が減少すること、溶融物分散がより大規模な水蒸気爆発を引き起こし得ることをあきらかにするとともに、水蒸気爆発の抑制に対する雰囲気圧力及び冷却水温度の効果を確認した。また、冷却水を溶融物に供給する体系における溶融物と冷却水との熱伝達特性を評価した。この体系で発生する水蒸気爆発は、溶融物落下体系のものより規模が小さかったことから、溶融物上への冷却水の供給は有効なアクシデントマネジメント手法であると考えられる。

論文

軽水炉シビアアクシデント時の伝熱流動

杉本 純

伝熱研究, 34(133), p.52 - 59, 1995/04

軽水炉のシビアアクシデント時の伝熱流動は、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材(気液二相)の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気ないし水素雰囲気中でのFPエアロゾルの挙動や水素の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、アクシデントマネジメントも含めた軽水炉のシビアアクシデント時の主な伝熱流動現象について、原研の成果を中心に研究の現状と今後の課題をまとめた。

論文

Phenomenological studies on melt-coolant interactions in the ALPHA program

山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純

Nuclear Engineering and Design, 155(1-2), p.369 - 389, 1995/04

 被引用回数:40 パーセンタイル:4.48(Nuclear Science & Technology)

ALPHA計画では、溶融物冷却材相互作用を明らかにするために2シリーズの実験を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心を模擬した溶融物を冷却水プール中に落とし、粗混合領域中の溶融物、水、水蒸気の体積割合、溶融物沈降速度、伝播速度、膨張速度、エネルギー変換効率及びデブリ特性を評価した。また、水中侵入前の溶融物分散の影響を調べ、溶融物分散により水蒸気発生が増大すること、水蒸気爆発発生確率が減少すること、より規模の大きい水蒸気爆発を引き起こし得ることを明らかにした。溶融物冷却性実験では、溶融物上に冷却水を供給し、層状における水蒸気爆発を調べた。この実験で溶融物噴出直後の水蒸気爆発が発生したが、その規模は溶融物落下体系で観測されたものよりも小さかった。溶融物噴出現象は、冷却水とスプレイノズルを介して供給すること、冷却水と飽和温度程度まで加熱することにより抑制された。

論文

Present status of research related to in-vessel debris coolability and experimental plan in ALPHA program at JAERI

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.54 - 69, 1995/00

1979年米国ペンシルベニア州で発生したTMI-2事故では、炉心の約45%が溶融し、その内の約19トンが下部プレナム領域に移行したと推定されている。本講演では、TMI-2下部ヘッドの損傷状態、下部ヘッド鋼材の安全裕度、溶融炉心の移行シナリオ等と評価することを目的に実施されたTMI-VIP計画から得られた知見と併せて、原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画で予定されている実験の概要を報告する。ALPHA計画の炉内デブリ冷却性実験(スコーピング実験)ではAl$$_{2}$$O$$_{3}$$を溶融炉心模擬物として用いる。スケーリング解析から下部ヘッド試験体の直径を50~70cm、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$の重量を~100kgと定めた。この実験では溶融物の温度等を計測するとともに、固化した溶融炉心模擬物の性状を計測する。

論文

Coolability of molten core in containment

丸山 結; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 工藤 保; 早田 邦久

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.23.5-1 - 23.5-6, 1992/00

格納容器内における溶融炉心の冷却性を評価するために、原研では事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の中で溶融炉心冷却性実験を実施している。本実験では、模擬溶融炉心として、アルミニウムと酸化鉄のテルミット反応を利用した高温溶融物を用い、その上に冷却水を供給した。主な実験パラメータは溶融物質量、溶融物と冷却水の接触面積、冷却水温度、冷却水供給形態であった。この実験から、高温溶融物とその上に供給した冷却水との熱伝達に関する定性的な知見を得た。また、溶融物と冷却水との厳しい相互作用が観測された。

論文

Effect of gravity-fed water from a downcomer on coolability of a debris bed

山野 憲洋; 丸山 結; 阿部 豊; 早田 邦久

AIChE Symp.Ser., 83(257), p.341 - 346, 1987/00

原子炉のシビアアクシデントを圧力容器内で収束させるためには形成されたデブリベッドを冷却する必要がある。PWRでは圧力容器内に注入された水はダウンカマ内に蓄積されその水頭によりベッドへと注入される。そこでこの状態を模擬した体系で実験を行うとともに、計算機モデルを作成して実験結果と比較した。実験により、ダウンカマとデブリベッドに僅かな水頭差があればドライアウト熱流束が大きく増加することが判明した。また、モデルによる予測結果は実験結果とよく一致した。モデルの開発過程において、通常充填層中の気液二相流に適用される運動量保存の式は液の量が少い場合には圧力損失を大きく評価するため、ドライアウト状態近くのベッドの圧力損失を過大評価する可能性があることが判明した。このため、同様な体系に対する従来の研究ではドライアウト熱流束を過小評価している恐れがある。

論文

軽水炉における事故時の燃料破損形態と炉心冷却性

石川 迪夫; 吉村 富雄*; 星 蔦雄; 稲辺 輝雄

日本原子力学会誌, 23(12), p.930 - 938, 1981/00

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

本研究は、軽水炉の安全評価上重要な事故後の炉心の冷却性問題を、これまでの燃料破損実験等で得られた実際的な燃料破損挙動を基にして考察したものである。LOCA,RIAおよびPCM時の燃料破損挙動は、NSRR,PBF,PNS等における実験結果から、次の7種の基本的な破損形態に分類できる。それらは、1)被覆管の溶融、脆化破損、2)UO$$_{2}$$溶融破損、3)被覆管の高温バースト破損、4)被覆管の低温バースト破損、5)照射済燃料のUO$$_{2}$$膨胱破損、6)被覆管の照射脆化破損、7)TMI-2号炉の燃料破損である。このうち冷却性の一時的喪失が生じたのは2)、5)および7)の場合である。この3種の燃料破損は、安全評価基準の事故時の制限値を超える条件で、かつ燃料破損時にUO$$_{2}$$ペレットは溶融しているか、または融点に近い高温状態にある場合にのみ起っている。

口頭

安全向上策に関わる技術課題,4; 格納容器の健全性

及川 弘秀*; 新井 健司*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 西 義久*; 中村 秀夫

no journal, , 

2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデント時に溶融炉心が原子炉容器を貫通して格納容器へ流出した後の格納容器の健全性確保に係る方策について説明する。特に、注水や床面でのコアキャッチャなど溶融炉心冷却や格納容器の保護について、さらに、高温になる雰囲気や構造を冷却して過圧, 過温による破損を防止する方策の2点について、技術の到達点や課題、望まれるデータ拡充のポイントをまとめる。

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