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論文

Study on the discharge behavior of molten-core through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。

論文

Particle-based simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test

守田 幸路*; 小川 竜聖*; 時岡 大海*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司

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

EAGLE炉内ID1試験は日本原子力研究開発機構によって実施され、FAIDUSと称される内部ダクト付き燃料集合体からの早期燃料流出を模擬したものである。試験で生じた早期ダクト破損は、燃料とスティールから構成される溶融プールからの高い熱流束によるものと解釈されている。試験後の分析からは、壁面に燃料クラストが形成されない状況において、高い熱伝導度を有するプール中の溶融スティールによって溶融プールからダクトへの伝熱が効果的に促進されたことが示唆されている。本研究では、多成分多相流の粒子法に基づいた完全ラグランジェ法を用いて溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を分析した。プール中の溶融スティールと燃料の混合と分離挙動およびこれらの挙動がプールからダクトへの伝熱に与える影響を調べるため、燃料ピンの崩壊、溶融プールの形成およびダクト壁の破損に至る一連の挙動を模擬した。現在の2次元粒子法シミュレーションでは、10MW/m$$^{2}$$を超える壁面への大きな熱負荷は、核発熱を伴う液体燃料が壁面へ直接接触することによるものであることが示された。

論文

Monte Carlo criticality analysis under material distribution uncertainty

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(3), p.267 - 279, 2017/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

過酷事故の炉心溶融の際に生成される二酸化ウラン・コンクリート混合物の臨界性評価に関連して、ワイエルシュトラス関数に基づく確率論的乱雑化モデルを構築し、モンテカルロ法臨界計算の不確かさを検討した。中性子実効増倍率の評価値には、無視できない揺らぎが生じることがわかった。

論文

An Empirical correlation to predict the distance for fragmentation of simulated Molten-Core materials discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離の評価を目的として、溶融炉心模擬物質を冷却材中へ放出させる試験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を実験相関式として整理した。実験相関式による予測は実験結果とよく一致した。本研究により、冷却材の沸騰・膨張によるデブリ化促進効果を考慮することで、ナトリウム中におけるデブリ化距離を適切に評価可能であることがわかった。

論文

Distance for fragmentation of a simulated molten-core material discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.707 - 712, 2016/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:23.48(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度:約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。

論文

Development of simple method to incorporate out-of-core cooling effect on thorium conversion in multi-pass fueled reactor and investigation on characteristics of the effect

深谷 裕司

Annals of Nuclear Energy, 81, p.301 - 305, 2015/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

多重燃料装荷炉心におけるトリウム転換に対する炉外冷却効果を考慮するための簡易手法と炉外冷却効果の特性の研究を行った。溶融塩増殖炉やぺブルベット高温ガス炉のような多重燃料装荷炉心では、燃料は炉内を移動し炉外へ排出される。炉外滞在時には核種の減衰が起こるため、その特性が顕著な場合は考慮される必要がある。本研究ではトリウム転換を正確に評価するため$$^{233}$$Paの炉外冷却を考慮する。本研究では、この効果を考慮するために、炉外冷却の模擬を行わなくても炉外冷却時と同等の$$^{233}$$Paの平衡濃度を実現できる実効崩壊定数を提案する。この実効崩壊定数により、炉外冷却の効果がセル燃焼計算により生成されるマクロ断面積を用いるコードシステムでも、システムの変更を一切行うことなく考慮することができる。また、トリウム転換に対する炉外冷却効果の特性を溶融塩増殖炉とぺブルベット高温ガス炉について検討した。その結果、炉内の燃料塩流速の早い溶融塩増殖炉の転換性能の向上には適している一方で、炉内滞在期間が100日程度であり、$$^{233}$$Paの半減期の27日よりも長いぺブルベット高温ガス炉ではその効果は顕著ではなく、転換比の劇的な改善につながらないことがわかった。

論文

Experimental discussion on fragmentation mechanism of molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; 飛田 吉春; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質の微粒化距離に関する評価開発の一環として、溶融酸化物(アルミナ)をナトリウム中へ落下させる微粒化試験を実施し、デブリの粒子径分布を分析した。アルミナデブリの平均粒子径は0.4mm程度であり、従来の流体力学的不安性理論を用いて予測される粒子径と同程度であった。しかし、従来の理論では溶融物質のウェーバー数が増加するとデブリ粒子径が減少すると予測されたのに対し、本微粒化試験ではそのような減少傾向は見られず、ウェーバー数によらずほぼ同じ大きさの粒子径となった。この分析結果から、溶融物質表面における流体力学的不安波が溶融アルミナの微粒化に至る程度まで成長する前に、熱的な現象、すなわち冷却材の局所的な沸騰・膨張が原因となって溶融アルミナを微粒化させたと解釈される。

論文

Distance for fragmentation of a simulated molten-core material discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/12

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度: 約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。

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:19 パーセンタイル:16.56(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

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 溶融炉心プールと冷却水との液滴界面における熱伝達, 原子力基礎研究 H10-027-6 (委託研究)

三島 嘉一郎*; 斎藤 泰司*

JAERI-Tech 2002-014, 83 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-014.pdf:6.83MB

シビアアクシデント時の溶融燃料プールと冷却水との液液界面における熱伝達の把握を目的として、溶融ウッズメタルと蒸留水とを用いた定常及び非定常熱伝達実験を行った。定常実験では、自然対流領域から膜沸騰領域に至る沸騰曲線を取得するとともに、沸騰挙動を高速度ビデオにより観察した。非定常実験では、高温の溶融金属上に蒸留水を注入し、冷却過程における沸騰曲線を得た。得られた沸騰曲線を、固液系及び液液系に対する既存の相関式や実験データと比較し、以下の結論を得た。(1)界面の揺動が無視でき、かつ、界面に酸化膜に形成される場合には、液液系の沸騰曲線は、固液系の核沸騰及び膜沸騰領域の熱伝達相関式並びに限界熱流束相関式により概ね予測できる。(2)液液界面に酸化物が存在しない場合には、Novakovicらの水銀を用いた実験結果と同様、液液系の沸騰熱伝達は固液系の沸騰曲線により高過熱度側に移行する。(3)非定常状態における膜沸騰において、熱伝達率は、固液系の膜沸騰に対する推算値より約100%程度大きい値を示した。これは、界面全体の激しい揺動のために、みかけの熱伝達率が増大したものと考えられる。

報告書

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 粒子法を用いた蒸気爆発素過程の数値シミュレーション, 原子力基礎研究 H10-027-5 (委託研究)

越塚 誠一*; 池田 博和*; Liu, J.*; 岡 芳明*

JAERI-Tech 2002-013, 60 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-013.pdf:3.16MB

原子炉のシビアアクシデントにおいて、高温の溶融炉心が低温の冷却水と接触すると蒸気爆発を生じる可能性がある。そこで、蒸気爆発素過程の解明のため、溶融液滴を包む蒸気膜の崩壊時を模擬し、溶融すずの単一液滴に周囲から水ジェットが衝突する体系で粒子法による3次元シミュレーションを行った。シミュレーション結果では、溶融物がフィラメント状に液滴から飛び出してくる様子が捉えられた。これはCiccarelli-FrostのX線高速写真と非常によく一致している。ただし、X線写真に見られるような急激な細粒化が生じるためには、液滴接触時に自発核生成による高速沸騰が必要である。溶融炉心液滴の場合には、水ジェットが溶融液滴に接触する際に界面温度は溶融物の凝固点以下になるので、急激な細粒化は生じにくく、従って大規模な蒸気爆発も発生しにくいと考えられる。次に、蒸気爆発の圧力波伝播過程の1次元解析コードを開発した。熱的細粒化には液液接触時の自発核生成のモデルを採用した。本コードを用いて蒸気爆発における圧力波伝播の1次元テスト計算を行い、従来のコードによる計算結果とよく一致した。

論文

Analysis of WITCH/LINER experiments on heat transfer between gas-agitated steel melt and vertical wall

丸山 結; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.914 - 922, 1999/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.53(Nuclear Science & Technology)

気体流入による攪拌を伴う溶融鋼と垂直壁との熱伝達特性を明らかにするため、WITCH/LINER実験の解析を実施した。溶融鋼の固化を考慮した一次元熱伝導数値解析により、気体攪拌を伴う流体を対象とした熱伝達相関式の評価を試みた。Konsetovの熱伝達相関式を改良し、解析に適用した。解析結果と実験との比較から、改良したKonsetovの熱伝達相関式を用いることにより、WITCH/LINER実験において観測された熱伝達特性を妥当な範囲で再現できること、及びこの熱伝達相関式が気体攪拌を伴う低プラントル数流体と垂直壁との熱伝達に適用され得ることが示唆された。

報告書

Proceedings of the Workshop on Severe Accident Research held in Japan (SARJ-98); November 4-6, 1998, Tokyo, Japan

杉本 純

JAERI-Conf 99-005, 523 Pages, 1999/07

JAERI-Conf-99-005.pdf:36.05MB

1998年11月4日から6日にかけて、ホテル・ラングウッドにおいて、シビアアクシデント研究ワークショップ(SARJ-98)が開催された。このワークショップには、13か国より181名の参加者があった。ワークショップでは、各国における研究の現状、OECDにおけるシビアアクシデントの検討状況、圧力容器内溶融炉心保持、水蒸気爆発、圧力容器外冷却性、FP挙動、構造健全性、燃料挙動、水素挙動、事故解析とモデル化など、シビアアクシデントに関する実験及び解析を含む幅広い領域を対象として、合計65件の発表があった。パネルディスカッションでは、「シビアアクシデントの事故シナリオ、アクシデントマネジメント戦略及び将来炉の設計に対する解析手法の現状; どれ程実際に近いのか?」をテーマに、パネリスト及び会場の専門家により活発な討論が行われ、さまざまな意見や見解が交換された。

報告書

Proceedings of the Workshop on Severe Accident Research held in Japan (SARJ-97); October 6-8, 1997, Yokohama, Japan

杉本 純

JAERI-Conf 98-009, 501 Pages, 1998/05

JAERI-Conf-98-009.pdf:32.32MB

1997年10月6日~8日にかけて、横浜パシフィコにおいて、シビアアクシデント研究ワークショップ(SARJ-97)が開催された。このワークショップには、15ヶ国、1国際機関より180人の参加者があった。ワークショップでは、各国の研究概要、圧力容器内溶融炉心保持、水蒸気爆発、FP挙動、構造健全性、格納容器挙動、シミュレーション、アクシデントマネジメントなど、シビアアクシデントに関する実験及び解析を含む幅広い領域を対象として、合計58件の発表があった。パネルディスカッションでは、「将来型炉のシビアアクシデント研究」をテーマに、パネリスト及び会場の専門家により活発な討論が行われ、様々な意見や見解が交換された。

報告書

CORCON-Mod3 analysis of SURC experiments on molten core concrete interaction

J.Yan*; 丸山 結; 杉本 純

JAERI-Tech 95-052, 27 Pages, 1995/12

JAERI-Tech-95-052.pdf:1.32MB

CORCON-Mod3コードを用いて、サンディア国立研究所で行われた溶融炉心コンクリート相互作用に関するSURC実験の解析を実施した。本解析ではCORCON-Mod3で新たに採用されたモデルを適宜使用した。熱的履歴、気体の発生及びエアロゾルの生成について、実験結果と解析結果の詳細な比較を行った。CORCONはコンクリートの溶融侵食、溶融物の温度等の熱的履歴を比較的良く再現した。気体の発生及び発生気体の組成については、解析と実験とに大きな差が生じることがあることが判明した。発生エアロゾルの濃度の比較では解析が実測値と一桁程度まで過大に評価した。FP模擬物であるBa、La及びCeの放出に関する解析と実験結果との差は一桁以内であったが、Moの放出量はCORCONによりかなり過小に評価された。

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。

口頭

Phases and morphology in the simulated MCCI products prepared by arc melting method

高野 公秀; 小野澤 淳; 須藤 彩子

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で生成した、炉心溶融物とコンクリートの反応生成物(MCCI生成物)の取出しに向けた性状把握のため、アーク溶解の手法により実験室規模で種々の模擬MCCI生成物を調製し、断面の生成相と凝固組織を観察・分析するとともに、各生成相の微小硬さデータを取得した。出発物質として、ステンレス鋼, 炭化ホウ素, 金属ジルコニウム, (U,Zr)O$$_{2}$$, 希土類酸化物, 白金族合金等の炉心成分とコンクリートの粉末を用いた。アーク溶解により、模擬MCCI生成物は酸化物部分と金属質部分に大きく分離する傾向を示し、生成する各相の傾向は、初期混合物中のコンクリート/Zr比で整理できることが分かった。これは、主要な酸化要因がコンクリートの熱分解で放出される水分である一方、金属ジルコニウムが強力な還元剤として作用するためである。各生成相の硬さは、コンクリート由来のケイ酸ガラスが7GPa程度、(U,Zr,Gd,Ca)O$$_{2}$$コリウムが13-15GPa程度であるのに対し、最も硬いのは、ホウ素が酸化されずに残存した際に金属質部分に析出するホウ化物で、最高で25GPa程度であった。

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