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論文

Numerical simulation on self-leveling behavior of mixed particle beds using multi-fluid model coupled with DEM

Phan, L. H. S.*; 大原 陽平*; 河田 凌*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 田上 浩孝

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

燃料デブリベッドの自己平坦化挙動は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故(CDA)の安全評価における主要現象の1つである。SIMMERコードはSFRのCDA解析のために開発され、安全評価のみならずCDA時の主要な伝熱流動現象の数値解析に適切に適用されてきた。しかしながら、SIMMERの流体モデルは、個々の粒子特性のみならず、粒子間の強い相互作用を表現することは困難である。この問題を解決するため、SIMMERの多流体モデルと粒子に対する個別要素法(DEM)とを結合させた新しい手法を開発し、多相流における流体と粒子との相互作用および粒子挙動を適切に評価することを試みてきた。本研究では、DEMと結合したSIMMERコードの多流体モデルを検証するため、円筒状の粒子ベッドにガスを吹き込んだ自己平坦化試験シリーズの数値シミュレーションを行った。さらに検証を進める必要があるが、シミュレーション結果と試験結果とは適切に一致し、デブリベッドの自己平坦化を評価する手法としての潜在的な可能性を示した。DEMと結合したSIMMERコードは、SFRで粒子ベッドに関する安全評価のための次世代の計算手法として期待される。

論文

Modeling of eutectic reaction between molten stainless steel and B$$_{4}$$C for severe accident simulations

Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将

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

実験結果に基づき、共晶物質成長速度を放物線型法則によりモデル化した。熱及び物質移行過程についても共晶物質の平衡及び非平衡相変化を考慮してモデル化された。共晶物の熱物性値もまた実験で計測されたデータを用いて、熱物性及び状態方程式の解析モデルに組み込んだ。

論文

Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00597_1 - 16-00597_14, 2017/06

For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident (ULOF) were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.

論文

Improvements to the simmer code model for steel wall failure based on EAGLE-1 test results

豊岡 淳一; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹

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

In this paper, for the purpose establishing more generalized models for the SIMMER code to reproduce the effect of steel component on mixture-to-wall heat transfer in the EAGLE-1 program, the authors performed a model improvement for the SIMMER code to treat the direct contact of the molten steel in a more mechanistic manner. By this model improvement, evaluations with unifying agreement on a result of the EAGLE-1 program using the SIMMER code could be possible.

論文

Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06

For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.

論文

Numerical simulations of gas-liquid-particle three-phase flows using a hybrid method

Guo, L.*; 守田 幸路*; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(2), p.271 - 280, 2016/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

For the analysis of debris behavior in core disruptive accidents of liquid metal fast reactors, a hybrid computational tool was developed using the discrete element method (DEM) for calculation of solid particle dynamics and a multi-fluid model of a reactor safety analysis code, SIMMER-III, to reasonably simulate transient behavior of three-phase flows of gas-liquid-particle mixtures. A coupling numerical algorithm was developed to combine the DEM and fluid-dynamic calculations, which are based on an explicit and a semi-implicit method, respectively. The developed method was validated based on experiments of water-particle dam break and fluidized bed in systems of gas-liquid-particle flows. Reasonable agreements between the simulation results and experimental data demonstrate the validity of the present method for complicated three-phase flows with large amounts of solid particles.

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:13 パーセンタイル:7.42(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

A Preliminary evaluation of unprotected loss-of-flow accident for a prototype fast-breeder reactor

鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:10.49(Nuclear Science & Technology)

In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.

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:1 パーセンタイル:81.41(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.

報告書

ナトリウム冷却MOX燃料大型炉心の再臨界回避方策の評価

藤田 朋子

JNC-TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB

実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。

報告書

SIMMER-III による高密度比気液二相プールの流動解析

鈴木 徹; 飛田 吉春

JNC-TN9400 2000-019, 35 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-019.pdf:1.79MB

レーザー共鳴イオン化分光法は、近年、超高感度の微量元素分析や効率的な同位体分離などの先端技術として脚光を浴びており、レーザー性能の向上と相まって、さらに広範な工学応用への展開が見込まれている。本研究は、このレーザー共鳴イオン化分光と質量分析計からなるRIMS(Resonance Ionization Mass Spectrometry)を活用し、従来のXe,KrなどのFPガスモニタリングによる破損燃料検出及び位置決め法(Failed Fuel Detection and Location:FFDL)の高精度化及び高性能化とともに、技術革新の可能性を検討するものである。平成8年度から11年度に渡って、核燃料サイクル機構先行基礎工学分野における協力研究の下で、東京大学工学系研究科原子力工学研究施設に設置された高速中性子科学研究設備(共同利用設備)のレーザー共鳴イオン化質量分析システムを用い、Xe,Krの検出限界やS/N比などの基本性能を明らかにする基礎実験と理論的評価とともに、高速実験炉「常陽」のカバーガス分析を対象とする実証試験を行った。その結果、本研究で提案するRIMS-FFDL法は、従来のFFDL法と比較して、感度、S/N比、迅速検出性の基本的な要求性能を同時に満たすことができ、さらに「もんじゅ」で使われるタグガス法と組み合わせると、オンラインで簡便にFPガス同位体比分析が行える画期的なFFDLシステムの構築が可能との結論が得られた。

報告書

SIMMER-III Analytic Equation-of-State Model

守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*

JNC-TN9400 2000-005, 57 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-2000-005.pdf:2.92MB

高速炉安全解析コードSIMMER-IIIで使用する解析的状態方程式(EOS)モデルを開発した。汎用的な熱力学的関数式を使用した本モデルは、計算効率を犠牲にすることなく、幅広い温度および圧力領域での炉心物質の熱力学的特性を充分な精度で記述し、基本的な熱力学的関係を満足するように設計されている。本報告書では、このEOSモデルと結合した圧力反復計算の流体力学アルゴリズムについても記述した。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムの臨界点までのEOSデータについては、最新でかつ最も信頼できるデータに基づき、基本的な熱力学的関係を用いて求めた。EOSデータの熟力学的整合性と精度についても既存データと比較することで議論した。

報告書

SIMMER-III Analytic Thermophysical Property Model

守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*

JNC-TN9400 2000-004, 38 Pages, 1999/05

JNC-TN9400-2000-004.pdf:1.11MB

高速炉安全解析コードSIMMER-IIIに使用する解析的熱物性モデルを開発した。一般的な関数型を使用した本モデルは、広範囲の温度領域で炉心物質の熱物性の挙動、特に、臨界点近傍での熱伝導率と粘性を正しく表すように設計されている。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムについて、最新でかつ最も信頼できるデータを用いて提案した関数のパラメーターを決定した。本モデルは、SIMMER-IIIコードの炉心物質の熱力学的特性と状態方程式に関するモデルと整合性をもって設計されている。

報告書

動燃技報No.103

not registered

PNC-TN1340 97-003, 101 Pages, 1997/09

PNC-TN1340-97-003.pdf:12.06MB

概況(平成9年度第1四半期)高速増殖炉の開発新型転換炉の開発ウラン資源・探鉱と技術開発ウラン濃縮技術の開発核燃料サイクルの開発使用済燃料の再処理放射性廃棄物の環境技術開発新技術開発(フロンティア研究)核物質管理と核不拡散対応安全管理と安全研究技術概説高速実験炉「常陽」における炉心支持板流力変位の反応度効果吉田昌宏鈴木俊宏鈴木惣十菅谷和司技術報告世界のウラン資源・需要の見直し長嶋秀雄宮田初穂石堂昭夫大気中ナトリウム漏洩流下部における鉄系材料腐食機構青砥紀身ガラス溶融炉内検査試験装置の開発小林洋昭宮本陽一アクティブ中性子法によるTRU核種測定技術開発-マトリクス補正-黒木亮一郎鈴木敏田所秀明薄井和也入之内重徳安隆己使用済燃料被覆管切断片(ハル)等の高圧縮試験(I)小嶋裕阿部隆研究報告ニアフィールド核種移行挙動の影響解析-複数の廃棄体の存在を考慮したニアフィールド核種移行解析コードの開発およびその概略的影響解析-吉田隆史牧野仁史大井貴夫フロメータ検層による花崗岩中の透水性割れ目の把握尾方伸久小出馨竹市篤史会議報告平成8年度先行基礎工学分野に関する研究成果の発表報告亀田昭二国際協力国際会議、海外派遣等活動外部発表、特許・実用新案紹介おしらせ平成10年度任期付研究員(博士研究員)の公募について

報告書

動燃技報No.101

not registered

PNC-TN1340 97-001, 154 Pages, 1997/03

PNC-TN1340-97-001.pdf:21.55MB

高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの開発の現状と成果運転安全管理のためのリビングPSAシステムの開発確率論的高速炉燃料設計手法の開発「もんじゅ」2次主冷却系温度計の高サイクル疲労破損の解析放射能検層におけるデータ処理と高品位鉱化帯対応シンチレーション光ファイバーを用いた高感度ガスモニタの開発環境試料中241Pu測定法の開発「常陽」における遠隔監視システムの開発研究報告溶媒抽出による三価アクチニドとランタニドの分離20%冷間加工P,Ti添加SUS316ステンレス鋼の中性子照射下での組織変化挙動評価イオン注入法によるクリプトン固定化技術の開発

報告書

SIMMER-IIコ-ドによるPardue大学の炉心膨張模試験の解析

近藤 悟*; 青柳 純次*

PNC-TN941 85-44, 75 Pages, 1985/03

PNC-TN941-85-44.pdf:1.83MB

SIMMER―2コードによるHCDAの炉心膨張過程の解析によると,発生する機械的エネルギーが種々の熱流力現象により大きく低減される可能性が示された。SIMMER―2コードを標準的な安全評価手法として確立して行くためには,エネルギー低減効果に関する実験的検証が不可欠である。本研究では,我が国におけるSIMMER―2の検証の初の試みとして,米国Purdue大学で実施された炉心膨張模擬試験(Omega実験)の解析を行った。この実験では,室温における高圧ガス,高温・高圧の2相混合物を,原子炉容器の上部プレナムを模擬した水プール中に噴出・膨張させ,気泡の挙動,液体スラグの運動を側定している。SIMMER―2による室温におけるN/2ガス膨張試験の解析では,入力パラメータを調節することなく,スラグインパクト時間(液体スラグの運動に対応)を再現することが示された。従って,SIMMER―2の全体的流体力学モデルの妥当性はほぼ検証されたと考えられる。一方,高温流体の膨張実験では,伝熱・相変化等のrate-limitedprocessが存在し,実験データとの一致は室温実験ほど良くない。その理由は,気泡界面においてSIMMERではモデル化されていない。entrainment(低温液体が高温蒸気泡に取り込まれることによる凝縮の促進の効果)が発生しているためである。本研究では,液体問の熱伝達係数を増加することで,この効果を近似的に模擬できることが示された。この結果をそのまま実機解析に外挿することは出来ないが,少くともこれまでの解析は蒸気の凝縮に関しては十分な保存性を有していると判断できる。今後も同種の実験の継続によるデータベースの拡充が重要である。特に今回検討した蒸気泡の挙動よりもさらに大きなェネルギー低減が期待できる炉心上部構造における熱的・流体力学的損失に関するSMMERの検証が重要となる。

口頭

炉心損傷時の炉心物質再配置挙動評価手法の開発,12; 微視的モデルを用いたセルフ・レベリング挙動評価手法

守田 幸路*; Guo, L.*; Zhang, B.*; 田上 浩孝; 飛田 吉春

no journal, , 

堆積デブリのセルフ・レベリング挙動を原子炉容器内構造の局所スケールで詳細に解析するため、デブリ間相互作用を扱う個別要素法(DEM)を高速炉安全解析コードSIMMERに組み込んだ評価手法を開発した。既往のセルフ・レベリング挙動試験の解析によりその適用性を検証し、高精度評価手法として整備した。

口頭

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,4; ULOF遷移過程における評価

飛田 吉春; 鈴木 徹; 田上 浩孝

no journal, , 

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の遷 移過程における事象推移を評価・検討した。事象推移を支配する現象に関して試験的知見を反映した標準 的な条件では、炉心からの燃料流出によって反応度が低下し、即発臨界を超過することなく事象終息に至る。また、支配現象の不確かさを考慮すると即発臨界に至るが、有意な機械的エネルギは発生しない。

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