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論文

Numerical simulation of liquid jet behavior in shallow pool by interface tracking method

鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 山村 聡太*; 阿部 豊*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

In the severe accident (SA) of nuclear reactors, fuel and components melt, and melted materials fall to a lower part of a reactor vessel. In the lower part of a reactor vessel, in some sections of the SAs, it is considered that there is a water pool. Then, the melted core materials fall into a water pool in the lower plenum as a jet. The molten material jet is broken up, and heat transfer between molten material and coolant may occur. This process is called a fuel-coolant interaction (FCI). FCI is one of the important phenomena to consider the coolability and distribution of core materials. In this study, the numerical simulation of jet breakup phenomena with a shallow pool was performed by using the developed method (TPFIT). We try to understand the hydrodynamic interaction under various, such as penetration, reach to the bottom, spread, accumulation of the molten material jet. Also, we evaluated a detailed jet spread behavior and examined the influence of lattice resolution and the contact angle. Furthermore, the diameters of atomized droplets were evaluated by using numerical simulation data.

論文

JASMINE Version 3による溶融燃料-冷却材相互作用SERENA2実験解析

堀田 亮年*; 森田 彰伸*; 梶本 光廣*; 丸山 結

日本原子力学会和文論文誌, 16(3), p.139 - 152, 2017/09

Among twelve FCI cases conducted in the OECD/NEA/CSNI/SERENA2 test series using two facilities, six steam explosion cases, five from TROI and one from KROTOS, were analyzed by JASMINE V.3. Major model parameters were categorized into "focused zone", a core part of interest, and "peripheral zone", the initial and boundary conditions given intentionally for each test case. For the former, base values established through past validation studies of JASMINE V.3 were applied. The code was modified to implement the measured distribution of entrained droplet size acquired in TROI-VISU. For the latter, melt release histories were given as a combination of time tables of jet diameter and release velocity that were estimated based on image data and transit timing data of the melt leading edge. The base values were shown to predict impulse responses of SERENA2 systematically with a reasonable error band. A statistical analysis based on the LHS method was performed. Uncertainty ranges were given based on measurement errors and past validation studies in the JASMINE development. Underlying mechanisms causing apparent differences in the mechanical energy conversion ratio between two facilities were studied from the view point of breakup length and trigger timing.

論文

A Numerical study on local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool using the SIMMER-III code

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Annals of Nuclear Energy, 85, p.740 - 752, 2015/11

 被引用回数:21 パーセンタイル:92.15(Nuclear Science & Technology)

Studies on local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool are crucial to the analyses of severe accidents that could occur for sodium-cooled fast reactors (SFRs). To clarify the characteristics of this interaction, in recent years a series of simulated experiments, which covers a variety of conditions including much difference in water volume, melt temperature, water subcooling and water release site (pool surface or bottom), was conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, motivated by acquiring further evidence for understanding its mechanisms, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency, are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is confirmed that, similar to experiments, the water volume, melt temperature and water release site are observable to have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to the limited pressurization and resultant mechanical energy release for a given melt and water temperature within the non-film boiling range, even under a condition of much larger volume of water entrapped within the pool, should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

論文

First analysis of local fuel-coolant interactions in a molten pool by SIMMER-III using reactor materials

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in this study, several latest calculations with reactor materials were performed using SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. The performed SIMMER-III analyses suggest that despite of a comparatively larger temperature range of molten-fuel and sodium possibly varied during reactor accidents, the isolation effect of vapor bubbles generated at the melt-sodium interface seems to be the unique dominant mechanism that leads to the limited pressurization. Knowledge and fundamental data from this work might be utilized for future empirical-approach studies (e.g. those investigating the characteristics of critical coolant volume required for achieving the saturated pressurization at varied melt and coolant temperatures).

論文

SIMMER-III analyses of local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool; Effect of coolant quantity

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Science and Technology of Nuclear Installations, 2015, p.964327_1 - 964327_14, 2015/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.25(Nuclear Science & Technology)

To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in recent years several experimental tests, with comparatively larger difference in coolant volumes, were conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, to further understand this interaction, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is found that the SIMMER-III code not only reasonably simulates the transient pressure and temperature variations during local FCIs, but also supports the limited tendency of pressurization and resultant mechanical energy release as observed from experiments when the volume of water delivered into the pool increases. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to such limited tendency should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

論文

Analytical tool development for coarse break-up of a molten jet in a deep water pool

森山 清史; 中村 秀夫; 丸山 結*

Nuclear Engineering and Design, 236(19-21), p.2010 - 2025, 2006/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:82.37(Nuclear Science & Technology)

軽水炉シビアアクシデント時における溶融炉心/冷却材相互作用(FCI)の粗混合過程及びデブリベッド形成過程を解析的に評価するため、FCI粗混合解析コードJASMINE-preを開発した。JASMINE-preは融体ジェット,融体粒子,融体プールの3成分からなる融体モデルを、二相流解析モデルと連成したものである。二相流モデルは原研で開発されたACE-3Dコードに基づくものである。融体ジェット及び融体プールモデルは各々水中を流下する溶融炉心と底部で塊状になった融体を一次元で表したものであり、融体粒子モデルではラグランジュ的なグループ粒子の概念を用いている。また、簡易的なモデルとして、静止水中における粒子の生成と沈降・冷却のみを考慮したコード「pmjet」を開発した。これらのモデルを用いて、コリウム融体の冷却実験であるFARO実験のうち、水プールが飽和温度の場合と高サブクール条件の場合のシミュレーションを行った。JASMINE-preによる計算結果は、圧力上昇及び融体分裂について実験とおおむね一致した。また、計算結果より、粗混合領域内の溶融状態のコリウム質量は、定常的な融体ジェット分裂のもとでほとんど一定に保たれることがわかった。さらに、この粗混合融体量の計算結果について、JASMINE-preとpmjetの間でよい一致が見られた。

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

NSRR燃料破損実験における機械的エネルギ転換率

更田 豊志

蒸気爆発のシナリオ (蒸気爆発の動力学研究グループ研究会報告書), 0, p.27 - 38, 1996/00

燃料の溶融に至るような高発熱量条件でのNSRR実験では、溶融した燃料と冷却材との接触により燃料/冷却材相互作用を生じ、破壊力として衝撃的な圧力波及び冷却材の急激な吹き上げによる機械的エネルギが発生する。本報告では、軽水炉燃料実験及び板状シリサイド燃料実験における燃料破損メカニズムを概説するとともに、機械的エネルギについて、測定及び評価方法、発熱量・燃料/冷却材比・冷却材サブクールなどの各種パラメータに対する依存性、燃料微粒子化との相関などについて述べる。また、米国、SNLのFITS実験を例にとり、ビデオ撮影による飛散物速度測定など、炉外実験における機械的エネルギ測定方法について論ずるとともに、最近のNSRR実験で観察された高燃焼度PWR燃料の微粒子化について、燃料結晶粒界に蓄積されたFPガスの急激な熱膨張に基づく微粒子化モデルを紹介する。

論文

Aluminum clad uranium silicide fuel experiment in the NSRR, Mechanical energy conversion and chemical augmentation

更田 豊志

Proc. of Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety, 0, p.121 - 133, 1996/00

高温溶融物と冷却材とが接触し、蒸気爆発を生じた際の、熱エネルギから機械的エネルギへの変換、変換効率を左右する因子、化学反応の影響などについて論ずるための材料として、(1)機械的エネルギ変換率の測定・評価方法、(2)冷却材サブクール、溶融物/冷却材比、外部トリガー強度などの機械的エネルギ変換効率に及ぼす影響、(3)蒸気爆発に起因する化学爆発について触れるとともに、トピックスとして、NSRRにおけるシリサイド燃料実験の結果を紹介する。同実験では、次世代型高出力研究炉のシビアアクシデント時に想定される極めて厳しい条件下において、激しい燃料の微粒子化並びに機械的エネルギの発生に至っており、水素発生や化学反応の寄与に関するデータを得ている。

報告書

出力暴走条件下におけるアルミニウム被覆ウランシリサイド板状燃料の溶融及び機械的エネルギの発生

更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

JAERI-Research 95-077, 28 Pages, 1995/10

JAERI-Research-95-077.pdf:2.49MB

燃料全体に及ぶ溶融、更には微粒子化に伴って機械的エネルギの発生に至る苛酷な出力暴走条件下で、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料のパルス照射実験を実施した。即発発熱量1.68kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$で、発熱部に貫通口を生じ、下部に溶融物の塊を生ずるなど著しい変形が見られたが、この条件ではU$$_{3}$$Si$$_{2}$$燃料粒子は外周部にアルミニウム母材との反応相を形成するものの完全な溶融には至っておらず、即発発熱量が1.99kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$以上に達すると完全に溶融し、凝固後広い範囲に亘って樹状晶を形成する。燃料の微粒子化及び機械的エネルギ発生しきい値は約3.4kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$で、即発発熱量の上昇に伴って機械的エネルギ転換率は増大し、最大4.3%に達した。

論文

Analytical and experimental investigation of the dispersion process during rapid transients for the aluminum-based nuclear fuel plates

V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; S.H.Kim*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見

ORNL/TM-12956, 0, 117 Pages, 1995/06

アルミニウムを被覆材及び燃料ミート部の母材として使用しているシリサイド燃料をはじめとするウラン・アルミニウム板状燃料の、出力暴走条件下における微粒子化について、燃料板の歪み速度並びにウラン/アルミニウム反応及びアルミニウム/水反応のモデル化を行い、機械的エネルギーの発生を伴う微粒子化に至る発熱量しきい値に関する解析を行うとともに、NSRR実験及びTREAT実験の結果との比較を通じて、解析モデルの検証を行った。解析結果は、歪み速度の急昇に伴って微粒子化の発生に至ること、並びに微粒子化の開始がアルミニウムの蒸発開始に一致することを示している。更に、ウラン/アルミニウム反応及びアルミニウム/水反応による発熱の寄与が微粒子化の発生に至る発熱量しきい値に著しい影響を与えることが明らかとなった。

報告書

NSRRウラン水素化ジルコニウム燃料実験における発熱量の解析及び実験用カプセル最大負荷の評価

更田 豊志; 石島 清見; 丹澤 貞光; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 加島 洋一; 豊川 俊次; 小林 晋昇

JAERI-Research 95-005, 53 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-005.pdf:1.96MB

現在NSRRでは、TRIGA炉用燃料として世界的に使用されている、ウラン水素化ジルコニウム燃料のパルス照射実験を計画している。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の特性についてまとめるとともに、NSRRにおけるパルス照射時の発熱量及び燃料温度の解析結果、実験用カプセル設計に必要となる燃料破損時の衝撃圧力及び水撃力の予測最大値の評価結果を示したものである。NSRRにおいて燃料溶融に至る範囲までの実験が可能であることを示すとともに、被覆管の低温破裂、放出水素の膨張仕事及び燃料/冷却材相互作用などを考慮した検討を行い、衝撃圧力及び水撃力の予測最大値を定めた。NSRR実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発・安全評価に大きく資するものと期待される。

論文

Generation of destructive forces during fuel/coolant interactions under severe reactivity initiated accident conditions

更田 豊志; 藤城 俊夫

Nucl. Eng. Des., 146, p.181 - 194, 1994/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:61.28(Nuclear Science & Technology)

苛酷な反応度事故条件下では、溶融した燃料が被覆管の破損口から冷却材中に噴出して、水蒸気爆発などの燃料/冷却材相互作用を生じ、圧力波並びに冷却材の吹き上げによる水塊の衝突などの破壊力が発生する。このとき、燃料棒の初期内圧は、溶融燃料の噴出速度、即ち溶融燃料と冷却材の粗混合条件に影響を及ぼし、発生破壊力を左右する。そこで、燃料棒初期内圧を変化させてNSRR実験を実施し、発生圧力及び機械的エネルギに及ぼす影響を明らかにした。高加圧燃料棒の場合には、極めて高い圧力の発生が燃料棒破損直後に記録された。また、燃料棒破損直後の破壊力発生に加えて、二次的な激しい燃料/冷却材相互作用が遅れて生じる可能性のあることが示された。また、微粒子化した燃料の粒子径分布について検討を加え、Rosin-Rammler分布関数を用いて粒子の比表面積を求め、微粒子化の程度と発生破壊力との関係を定量的に明らかにした。

論文

Studies on fuel-coolant interactions during a reactivity initiated accident of nuclear power plant

更田 豊志; 山野 憲洋; 井上 晃*

Proc. of the CSNI Specialists Meeting on Fuel-Coolant Interactions: NUREG/CP-0127,NEA/CSNI/R (93)8, p.282 - 295, 1993/00

苛酷な原子炉反応度事故条件下では、溶融した燃料が被覆管の破損口から冷却材中に噴出して、水蒸気爆発などの燃料/冷却材相互作用を生じ、圧力波の発生並びに冷却材の吹き上げによる水塊の衝突などの破壊力が発生する。本論文は、反応度事故時の燃料/冷却材相互作用によって生ずる破壊力の程度に及ぼす発熱量、冷却材サブクール、燃料/水比、燃料棒初期内圧の影響について、これまでに得られたNSRR実験の結果を紹介するとともに、溶融物周りの膜沸騰蒸気膜厚さの低下と伝熱面積の増加に関するSurface Stretchモデルに基づく解析の結果及びステンレス鋼管の通電加熱を利用した炉外実験結果を示した。更に、実験結果と解析結果との比較を通じて、発生圧力波並びに機械的エネルギに及ぼす冷却材サブクール、微粒子化特性時間などの効果について検討を加えた。

論文

Generation of destructive forces during fuel/coolant interactions under severe reactivity initiated accident conditions

更田 豊志; 藤城 俊夫

Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 3, p.753 - 761, 1992/00

苛酷な反応度事故条件下では、溶融した燃料が被覆管の破損口から冷却材中に噴出して、水蒸気爆発などの燃料/冷却材相互作用を生じ、圧力波の発生並びに冷却材の吹き上げによる水塊の衝突などの破壊力が発生する。このとき、燃料棒の初期内圧は、溶融燃料の噴出速度、即ち溶融燃料と冷却材の粗混合条件に影響を及ぼし、発生破壊力を左右する。そこで、燃料棒初期内圧を変化させたNSRR実験を実施し、発生圧力及び機械的エネルギに及ぼす影響を明らかにした。高加圧燃料棒の場合には、極めて高い圧力の発生が燃料棒破損直後に記録された。一方、燃料棒破損直後の破壊力発生に加えて、二次的な激しい燃料/冷却材相互作用が遅れて生じる可能性のあることが示された。また、微粒子化した燃料の粒子径分布について検討を加え、Rosin-Rammler分布関数を用いて粒子の比表面積を求め、微粒子化の程度と発生破壊力の関係を定量的に明らかにした。

報告書

反応度事故条件下における高発熱量負荷時の機械的エネルギーと燃料の微粒子化

鶴田 隆治; 斎藤 伸三; 落合 政昭

JAERI-M 84-235, 44 Pages, 1985/01

JAERI-M-84-235.pdf:1.67MB

燃料微粒子化は溶解燃料-冷却材相互作用の素過程を構成する重要な課題であり、その解明は未だ十分ではない。そのため、反応度事故を模擬したNSRR実験によってUO$$_{2}$$燃料を微粒子化し、粒度分布を求め、かつ、燃料微粒子化の機構を検討した。すなわち、粒度分布は対数表示のRosin-Rammler分布側によって良く記述できること、また、機械的エネルギーへの転換率は粒子の全体積と全表面積の比として定義した体面積平均径に反比例し、微粒子化の程度を示す代表寸法として適当であることを示した。さらに、燃料微粒子化機構に対するWeber型流体力学的不安定モデルによって実験結果を説明できることを明らかにした。このモデルによれば燃料は球形粒子になる筈である。実験では多くの球形粒子が観察されたが、その大部分は中空で破裂口を有しており、固化過程において球形粒子の内圧破裂が生じているものと思われる。

論文

Fuel fragmentation and mechanical energy conversion ratio at rapid deposition of high energy in LWR fuels

鶴田 隆治*; 落合 政昭*; 斎藤 伸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(9), p.742 - 754, 1985/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:85.77(Nuclear Science & Technology)

燃料微粒子化は溶融燃料-冷却材相互作用(MFCI)の素過程を構成する重要な課題であり、その解明は未だ十分ではない。そのため、反応度事故を模擬したNSRR実験によってUO$$_{2}$$燃料を微粒子化し、その粒度分布を求め、かつ、燃料微粒子化の機構を検討した。さらに熱エネルギから機械的エネルギへの転換率を求め、これと燃料微粒子化との関係についても考察した。その結果、粒度分布は対数表示のRosin-Rammler分布則によって良く記述できること、及び、燃料微粒子化機構はWeber型流力不安定モデルならびに内圧破裂モデルにより説明できることを明らかにした。また、機械的エネルギ転換率は粒子の全体積と全表面積の比である体面積平均径に反比例すること、冷却材サブクール度や燃料-水比の影響を受けることを示した。

報告書

直接通電法による溶融燃料冷却材反応実験; ZrO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O系

武田 常夫; 平野 見明

JAERI-M 8035, 94 Pages, 1979/01

JAERI-M-8035.pdf:12.75MB

PCM関連実験の中で、FCI(溶融燃料-冷却材反応)試験は炉内PCM実験の際に生ずる諸現象の一部を予測するために必要とされ、また興味をもたれている。FCI実験に用いられる加熱法は直接通電加熱法であるが、この方法はペレット温度約1000$$^{circ}$$C以上で有効である。したがって、1000$$^{circ}$$Cまで予熱が必要である。また、ペレットを含む燃料体は典型的な軽水炉燃料体であり、周囲を冷却水で囲まれている。予熱に際して、冷却水を加熱することは望ましくない。本実験では、ペレットとしてUO2と物性の良く似たZrO$$_{2}$$ペレットを用いることにし、独自の方法で予熱し、直接通電加熱を達成した。溶融した燃料は、冷却材と反応し、一部は微細化した。そのときに発生した圧力波は最大35気圧程度であった。本報には、計測された冷却水の温度ぷよび圧力の変化、解体後の試験体内部の様子・微細化した溶融燃料粒子などの様子を示した。

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