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4 simulated fuel bundle for validation of thermal-hydraulics simulation codes小野 綾子; 永武 拓; 上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of Specialist Workshop on Advanced Instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics and Severe Accidents (SWINTH-2024) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2024/06
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、軽水炉における核熱連成解析コードの開発を行っている。核熱連成コードに適用される熱流動解析コードには、中性子輸送計算に必要なボイド率分布を運転条件下で計算することが期待されているため、計算結果については高温高圧条件下でのボイド率分布データを用いて妥当性確認をする必要がある。そこで、原子力機構の高圧二相流実験ループに設置した44模擬燃料集合体内のボイド率分布について開発したワイヤメッシュセンサを用いて計測し、コード検証のためのデータを取得した。
涌井 隆; 高岸 洋一*; 二川 正敏
材料, 73(6), p.520 - 526, 2024/06
キャビテーション損傷は、高強度パルス中性子源の水銀ターゲット容器の構造耐久性を予測する上で重要な因子の1つである。水銀ターゲット容器の運転条件を模擬した入力強度でのピット形状の数値解析と基礎実験の比較に基づいて、キャビテーション気泡の崩壊は、衝撃速度160
200m/sのマクロジェットが発生し、衝撃圧力34GPaが負荷していることが推定された。また、キャビテーション気泡の攻撃性、成長した気泡の最大径の分布及び水銀中の気泡の空間的分布を考慮すると、入力強度のおよそ4乗に比例することが統計的に理解することができた。
涌井 隆; 高岸 洋一*; 二川 正敏; 田邉 誠*
実験力学, 23(2), p.168 - 174, 2023/06
核破砕中性子源の水銀ターゲット容器において、陽子ビームが水銀に入射することにより、容器内面にキャビテーション損傷が生じる。気泡核の位置や衝撃圧力分布のばらつきを考慮して、モンテカルロ・シミュレーションを用いたキャビテーション損傷の予測方法を提案した。実験より得られたキャビテーション損傷の分布とシミュレーションより得られた積算ひずみの分布を比較し、ベイズ最適化を用いた逆解析により、衝撃圧力の分布を評価した。ガウス分布を仮定した最大衝撃圧力の平均値及び広がりはそれぞれ3.1GPa及び1.2
mであった。シミュレーション結果は実験結果を再現しており、本評価手法が有効であると言える。
柴本 泰照
JAERI-Research 2005-016, 127 Pages, 2005/08
JAERI-Research-2005-016.pdf:4.54MB
高温の融体の表面に注がれる水の沸騰は、融体中に水が侵入することで伝熱面積が拡大することとあいまって、高効率の熱伝達を提供する。本研究は、融体中に水が強制注入される場合(冷却材注入モード)について、融体と水との間の力学的・熱的相互作用を支配する現象を解明し、将来の工業上の応用に資することを目的としている。同現象は冷却材注入モード以外の他の燃料-冷却材相互作用(FCI)の結果として生じることも指摘されており、FCI素過程の解明に資することも期待できる。本研究では、実験的なアプローチとして、高速度撮影中性子ラジオグラフィ並びに新たに開発したプローブを採用し、融体-水-蒸気混相流の可視化と計測を行った。このような手段によっても、実験的に得られる情報には依然として限界があるが、関連現象から得られる知見との比較を含め、実験データの詳細な分析を行った。その結果、本現象の特徴である高効率な熱伝達を安定に達成させる条件について、安定性を支配する因子を明らかにし、その成立条件を示すことに成功した。さらに、本現象のような流体自由表面の移動を伴う現象の解明に有用な、界面付近の速度場・圧力場を界面形状の時間変化から算出する方法を開発した。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*; 鈴木 雅秀
Proceedings of 2005 ASME/JSME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2005), 12 Pages, 2005/07
原子炉圧力容器に対する加圧熱衝撃事象においては、内面肉盛溶接材と母材との境界で、熱膨張係数の違いにより応力の不連続が生じる。健全性評価のための破壊力学解析においては、この境界付近に存在するき裂に対しては、応力不連続を考慮して応力拡大係数を算出する必要がある。確率論的破壊力学解析においては、膨大な数の破壊力学解析を実施するため、この算出に時間をかけずに、かつ精度の高い手法が必要である。このため、半楕円表面き裂に対する応力不連続に対応できる無次元化応力拡大係数を作成した。この無次元化応力拡大係数は、3次元モデルによるFEM解析から求めた。表面点では、表面付近内部の応力拡大係数から外挿して求める。この無次元化応力拡大係数を用いて、表面及び最深点における応力拡大係数を精度よく、短時間で算出できる。
中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/09
低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m
s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(ms)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。
山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎
JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB
JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m
/minから8m/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。
扇柳 仁; 目黒 義弘; 吉田 善行; 大橋 弘三郎*
Analytical Sciences (CD-ROM), 17(Suppl.), p.717 - 720, 2002/03
1.0M(H,Na)Cl及び0.01M 2-メチル-8-キノリノール(HMQ)を含む水溶液と超臨界二酸化炭素(SC-CO
)間のPd(II)の分配比(
)を45
,8.5~23MPaの圧力範囲で測定した。モノクロロ酢酸pH緩衝剤を用いたSC-CO抽出では、は圧力によらず一定値を示した; log =0.11
0.04(n=3,pH2.77),0.660.11(n=16,pH2.89),0.880.03(n=5,pH2.96)。一方pH緩衝剤を用いないSC-CO抽出では、高圧になるほど水相へのCOの溶解度が増大することからpHが酸性側にシフトし(SC-COのself-buffering効果)、その結果は減少した。本研究で抽出剤として用いたHMQは、pH2~5の水溶液中でたやすくプロトン付加して水に可溶なHMQ
となり、高い抽出効率を得るのに十分な高濃度の抽出剤を用いるSC-CO抽出プロセスを可能にする。その結果、塩酸溶液中のPd(II)を高効率でSC-CO抽出できることがわかった。
Kritmaitree, P.; 秋山 光庸*; 日野 竜太郎; 神永 雅紀; 寺田 敦彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.101 - 107, 2002/01
被引用回数：6 パーセンタイル：38.50(Nuclear Science & Technology)大強度陽子加速器計画では、物質・生命科学実験施設の中性子源に用いる冷減速材システムの設計を進めており、システムの合理化のために液体水素を循環させる体積型スクロールポンプの開発が急務となっている。スクロールポンプは、原理的に高効率,低騒音低振動,高信頼性が期待できるため、冷媒圧縮機などとして実用化され、運動性能の向上を目的に広く研究開発が進められている。本報では、液体水素への適用性を調べるため、ポンプ内の流れ場について低レイノルズ数型k-
乱流モデルを用い数値解析を実施し、歯形の並進回転運動に伴う圧力変動を移動境界アプローチにて検証した。その結果、円滑な吐き出し流動を実現できる見通しを得た。
神永 雅紀; 村山 洋二; 和田 茂; 木名瀬 政美
JAERI-Tech 97-043, 63 Pages, 1997/09
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
-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
Si-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。JRR-3シリサイド燃料炉心では、シリサイド燃料化に伴って標準型燃料要素及びフォロワ型燃料要素の燃料板枚数、燃料板厚さ、冷却材流路ギャップを変更する。このため、これまでのアルミナイド燃料炉心と比べ炉心流量配分特性が異なり、燃料要素以外の炉心構造物の設計計算に用いている設計流速を見直す必要がある。本報告書は、JRR-3シリサイド炉心の炉心流量配分特性、炉心流量配分特性の変更に伴い新たに設定した炉心構造物の設計差圧及び設計流速について述べたものである。付録には、それらの結果に基づき実施した炉心構造物の耐熱計算結果を示した。
近藤 昌也; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊
JAERI-M 93-200, 56 Pages, 1993/10
原子炉事故時の炉心冷却性能を予測するには、ボイルオフ条件下における炉心ボイド率の予測が重要である。本研究では小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いて高温高圧条件下でボイルオフ実験を実施し、その実験結果を用いて既存のボイド率相関式及びモデルの適用性を評価した。実験はPWR1717型燃料集合体及びさらに稠密な炉心形状を模擬した試験部を使用した。その結果、1)Chexal-Lelloucheのモデルが最も良い予測を与えるが、高圧下では過小評価する傾向を示した,2)稠密型燃料集合体に対する予測性能はPWR型の燃料集合体に対する予測性能に比べて大きな相違は見られなかった。,3)ガンマ線型密度計と差圧計によるボイド率を比較したところ、ガンマ線型密度計によるボイド率が差圧計によるボイド率に比べて大きいという実験結果が得られたが、これは径方向ボイド率分布が平坦でないことに起因することが明らかになった。
佐藤 忠
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 152(1), p.219 - 225, 1991/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Analytical)陽イオン交換分配係数の圧力依存性を核分裂生成物-硝酸の系について、カラム法を用い調べた。調べた範囲、900kg/cmの圧力まで、各イオンの分配係数は圧力の増加と共に減少し、電荷の大きなイオン程大きな圧力依存性を示した。同じ3+の電荷を持つ陽イオンの内、Y
とRuNOは他の軽希土イオンより大きな圧力依存性を示し、80kg/cmの圧力でEuと同時に溶出するRuNOは、900kg/cmの圧力ではEuの前に独立のピークとして溶出した。
and cosmic ray exposure rates in a 12-storied concrete building長岡 鋭
Radiat.Prot.Dosim., 18(4), p.221 - 228, 1987/04
被引用回数：6 パーセンタイル：55.01(Environmental Sciences)純Ge検出器、NaI(Tl)シンチレーション検出器、高圧電離箱による同時測定を行い、12階建コンクリートビル内における線及び宇宙線線量率の一般的分布パターンを明らかにした。一般に窓からの距離が長くなるほど線線量率は上昇し宇宙線線量率は下降する。窓から十分離れると両者とも飽和値を示した。一方ビル内での高度分布は、線線量率は階や部屋毎に全く無系統的な値を示した。これは室内線線源の主なものである壁材や床材の違い、構造の違いによるものである。また宇宙線線量率は屋上近くで比較的大きく変化し、階下になるほど徐々に下がる傾向を示した。これは上階部及び屋上の床材により宇宙線中の低エネルギー成分が急激に吸収されたからである。これらの分布パターンは、今後行う屋内線量率測定評価に有用な情報を与えるものである。
田中 茂; 秋場 真人; 堀池 寛; 奥村 義和; 小原 祥裕
Review of Scientific Instruments, 54(9), p.1104 - 1112, 1983/00
被引用回数：15 パーセンタイル：82.88(Instruments & Instrumentation)ホローカソード付イオン源の性能に与える磁場の効果について実験的に調べた。磁場の強度と分布を少しずつ変化させて、各段階毎のイオン源諸量を記録した。ホローカソードの軸に沿っての磁場分布とガス圧分布を検討した結果、次のことがわかった。即ち、イオン源の主プラズマ領域からホローカソードのオリフィス部にあるシースに向かって、イオンが逆流してくることが、安定なシースの生成に必要不可欠であり、このことは安定なイオン源の動作につながる。シースに向かって流れ込んでくるイオンの量は磁場強度と分布を変えることで制御できる。ホローカソード付の小型短型多極ラインカスプ磁場イオン源からビームを引き出し、磁場のアーク効率と動作ガス圧に与える影響について調べた。更に、同一イオン源から、50keV,3A,10secの水素イオンビームを繰返し引出した。
大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 9624, 56 Pages, 1981/08
軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するための基礎データを得るために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験No.7806を行なった。この実験は、初期圧力20kg/cm・蒸気流量0.4g/cmmin・昇温速度9 
C/秒の条件で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。(1)最高圧力は約28kg/cmで、破裂圧力は約26kg/cmであった。また、その時の破裂温度は885962 Cと考えられる。(2)34%以上膨れた領域の軸方向長さは、大部分の燃料棒で040mmの範囲であり他の条件に比べて短かい。(3)集合体全体(77)の流路閉塞量の最大値は36.2%である。しかし、温度分布が比較的均一であると考えられる内部燃料棒(55)に限れば43.4%であった。また、これらの値も他の条件で試験した結果に比べて小さい。
山崎 彌三郎; 清水 正之*
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(12), p.886 - 898, 1978/00
被引用回数：3気液二相流についての流体力学と水力学の方法による二種の基礎方程式を提案した。流体力学的基礎方程式は解析的困難を避けるために、二相流それ自体を取り扱うかわりに、気液間の境界面で同じ圧力と速度とを持つ仮想的な気相と液相の単相流を扱ったものである。また水力学的基礎方程式は、摩擦(相互作用)の項の取り扱いにおいて通常の形式と異なっているが、物理的な見通しが良い。つぎにこの方程式を数学的に解析し、ボイド率を中心とした物理量の間の関係を論じた。流体力学的方程式は、ボイド率の分布が圧力損失や速度分布と関係することを、示しているが、二相流の軸対称な層流の場合に、その具体的な関係式を求めた。水力学的方程式によっては、ボイド率と気液間の相互作用力との関係を論じたが、垂直上昇二相流に対しては実験値との関係も明らかにした。
