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論文

State-of-the-art report on nuclear aerosols

Allelein, H.-J.*; Auvinen, A.*; Ball, J.*; G$"u$ntay, S.*; Herranz, L. E.*; 日高 昭秀; Jones, A. V.*; Kissane, M.*; Powers, D.*; Weber, G.*

NEA/CSNI/R(2009)5, 388 Pages, 2009/12

The TMI accident in 1979 motivated an interest in LWR source terms and resulted in the production of a supplement to the first state of the art report (SOAR) which concentrated on LWR aerosol issues. The second SOAR dealt with primary system FP release and transport that covers vapor the condensation on aerosols and aerosol agglomeration. The present third SOAR was prepared focusing on aerosol behavior in both the primary circuit and in containment such as mechanical resuspension, impact of chemistry, re-vaporization of deposits, charge effect, removal by spray, hydrogen-burn effects on suspended aerosols, penetration of aerosols through leak paths and so on. A large number of probabilistic safety analysis (PSA level 2) plant studies have been performed around the world, frequently involving aspects of aerosol behavior. This report provides some examples, including sensitivity studies that demonstrate the impact of aerosol-related processes.

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。

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

Three-dimensional thermo-fluiddynamic analysis of gas flow in hot leg with fission product deposition

丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 橋本 和一郎; 杉本 純

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1247 - 1251, 1995/00

原子炉配管内における熱流動挙動は、FPの挙動及び構造健全性に多大な影響を及ぼす。原研では、配管信頼性実証試験(WIND)計画の中でPWRホットレグ内における熱流動解析を実施している。本解析では、ホットレグ内壁に沈着したFPから放出される崩壊熱及びホットレグ入口における流体速という2つのパラメータの影響を調べた。両パラメータの流体温度の軸方向分布には大きな影響を与えたが、ホットレグ断面の流動パターンにはあまり影響しなかった。ホットレグ内流体の対流(中心部で上昇流、内壁に沿った下降流)の形成が予測された。熱流動挙動が及ぼすFPエアロゾル沈着及び配管の構造健全性への影響を考察した。

論文

Experimental study of aerosol reentrainment from flashing pool in ALPHA program

工藤 保; 山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; 杉本 純

3rd Int. Conf. on Containment Design and Operation,Conf. Proc., Vol. 1, 0, 10 Pages, 1994/00

ALPHA計画では、格納容器が加圧破損した場合に水プールの減圧沸騰により再浮遊するエアロゾルの挙動を把握し、定量化するためにエアロゾル再浮遊実験を実施している。最初の実験ARE001では模擬格納容器内に硫酸ナトリウム50kgを水750kgに溶かした水プールを設置し、圧力1.5MPaから大気圧までの減圧に45分要した。ARE002では、硫酸ナトリウム25kgを375kgの水に溶かし、1.3MPaから40分で大気圧まで減圧された。格納容器内熱水力挙動を測定するとともに水プールから再浮遊した液滴の空間分布、粒径分布を評価した。減圧の間に水プールは約20%減少したが、フラッシングによって飛散した硫酸ナトリウムは0.03%以下であった。Kataoka-Ishiiのモデルを用いて予測した飛散量は実験値のおよそ1/10であった。

論文

Analyses of ACE MCCI test L6 with the CORCON/VANESA code

日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純; 山野 憲洋; 丸山 結

KfK-5108; NEA/CSNI/R(92)10, p.211 - 225, 1992/00

溶融炉心・コンクリート反応(MCCI)中のFPの放出とコンクリートの侵食挙動を評価するため、ACE計画MCCI・L6実験の解析を実施した。熱水力解析にはCORCON/MOD2.04を用い、FPエアロゾルの放出解析にはVANESA1.01コードを用いた。CORCONコードでは水平面熱伝達モデルをGreeneからKutate-ladzeのものに変更し、コンクリートの侵食速度をよりよく予測することを可能にした。また、VANESAコードでは各々の核種の分圧に上限を設定して計算上分圧が過大になることを防いだ。本解析から、水平面熱伝達、化学平衡、炭化反応、及び酸素ポテンシャルがMCCI挙動全般に影響を与えることが明らかとなった。

論文

Aerosols released in accidents in reprocessing plants

M.Y.Ballinger*; P.C.Owczarski*; 橋本 和一郎; 西尾 軍治; S.Jordan*; W.Lindner*

Nuclear Technology, 81, p.278 - 292, 1988/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:65.79(Nuclear Science & Technology)

原子力施設における種々の事故条件下でのエアロゾル挙動に関する実験及びコード開発についてNuclear Technology誌で特集号を組むことになった。原研からは、再処理施設の火災試験結果及び解析に関して発表する。本論文は、「再処理施設における事故時のエアロゾル放出」の一部をなすものであり、西独及び米国の研究者が同章の共著となる。本論文では、原研における実験結果に基づき、再処理施設におけるセル内溶媒火災条件下でのHEPAフィルタの目詰まり現象、エアロゾル捕集効率、及び模擬放射性物質の放出移行挙動について解明すると共に、原研で開発した燃焼モデルを用いた解析を行った。その結果、想定火災事故時の安全評価は十分な裕度をもつことを示した。

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