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佐藤 理花; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 菊地 晋; 山野 秀将
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.137 - 142, 2025/09
ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉では、ナトリウム(Na)と硝酸系溶融塩との熱交換器伝熱管破損に至るような仮想的な事故条件下でNaと硝酸系溶融塩との化学反応が発生する可能性がある。そのため、Naと硝酸系溶融塩の反応挙動は、当該システムの安全評価上、重要現象の一つとなっている。本研究では、NaNO
-KNOの混合物であるソーラーソルトとNaとの反応試験を実施し、得られた試験結果について検討を行った。その結果、ソーラーソルトの融解が開始した後にNaとの反応が起こることが分かった。試験で得られた反応温度から、速度論的パラメータおよび反応速度を求め、Na-水反応と比較した。その結果、Na-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の伝熱管破損時の事象進展で勘案すべき時間スケール内にソーラーソルト反応が生じ得ることが分かった。
の化学挙動を考慮したRuの移行挙動解析吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*
JAEA-Research 2021-005, 25 Pages, 2021/08
JAEA-Research-2021-005.pdf:2.91MB
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。課題解決に向け当該施設での蒸気凝縮を伴う環境でのRuの移行挙動に係る小規模実験のデータ分析の結果から気液界面でのRuの物質移行係数の相関式を導出した。この相関式を用いて実規模の仮想的な再処理施設を対象に施設内でのRuの移行挙動の模擬を試行した。解析では、窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードにこの相関式を組み込み、施設内の熱流動解析で得られた条件を境界条件としてRuの定量的な移行挙動を模擬し、その有効性を確認した。
上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史
Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：22.56(Nuclear Science & Technology)高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。
Thwe Thwe, A.; 門脇 敏; 日野 竜太郎
Journal of Thermal Science and Technology (Internet), 13(2), p.18-00457_1 - 18-00457_12, 2018/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Thermodynamics)拡散・熱的(D-T)モデル及び圧縮性ナビエーストークス(N-S)方程式を用いて広域における低ルイス数セル状予混合火炎の不安定挙動について、反応流れ場の二次元非定常数値解析を行った。圧縮性N-S方程式によって得られた火炎の成長増幅率は、D-Tモデルによって得られたものより大きく、不安定領域は広いことが分かった。計算領域を広くした結果、大きなセル状火炎から分離された小さなセルの数は劇的に増加した。このとき、圧縮性N-S方程式に基づく数値結果では、より強い不安定挙動及びより大きな平均燃焼速度が観察された。併せて、圧縮性N-S方程式によって得られたフラクタル次元は、D-Tモデルによって得られたものよりも大きかった。加えて、放射熱損失が低ルイス数予混合火炎の不安定性を促進することを確認した。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 堀田 亮年*
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(9), p.553 - 557, 2016/09
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新しい安全規制を支援するため、2013年にROSA-SA計画を開始し、今般、本計画の中核となる大型格納容器実験装置CIGMA(Containment InteGral Measurement Apparatus)を完成させた。CIGMAは、設計温度や計測点密度において世界有数の性能を有しており、シビアアクシデント時の格納容器内の事故進展挙動や事故拡大防止に係る熱水力実験を実施することができる。本稿では、本計画と既往研究の概要を述べるとともに、CIGMA装置の特徴、及びこれまで実施した一連の実験結果を紹介する。
栃尾 大輔; 藤本 望
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.425 - 431, 2016/03
被引用回数：1 パーセンタイル：8.92(Nuclear Science & Technology)JAEAでは、将来型高温ガス炉の設計を行っている。この原子炉には異なる温度のヘリウムガスの合流点が多くある。構造物健全性又は温度制御の観点から高温ガス炉の配管内におけるヘリウムガスの混合特性を明らかにする必要がある。過去にHTTRで、ヘリウムガスの混合が十分でないことにより、原子炉入口温度が目標値より低くなるよう制御されていた。現在、この制御系は原子炉入口ヘリウムガスの混合平均温度を使った制御方法へと改良されている。本論文は、HTTRの1次系におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにするために、熱流動解析を行った。その結果、1次系におけるヘリウムガスの混合挙動は主に環状部流路のアスペクト比に影響を受け、高温ガス炉の配管設計では混合特性を考慮する必要があることが分かった。
永瀬 文久; 更田 豊志
NUREG/CP-0185, p.321 - 331, 2004/00
原研は、高燃焼度燃料の冷却材喪失事故時挙動に関する知見を得ることを目的に、試験計画を進めている。本試験計画では、総合的な急冷試験及び、被覆管の酸化速度や機械特性に関する基礎試験を行う。照射した被覆管に対する試験に先立ち、原子炉運転中に生じる腐食や水素吸収が及ぼす影響を分離的に調べるため、未照射被覆管を用いた試験を実施した。水素吸収は被覆管の脆化に関し重要であることから、その影響を特に詳しく調べた。また、照射した被覆管に対する試験にも着手し、初期のデータを取得した。本報告は、これらの成果をとりまとめたものである。
の高燃焼度照射挙動白鳥 徹雄; 芹澤 弘幸; 福田 幸朔; 藤野 威男*; 佐藤 修彰*; 山田 耕太*
JAERI-Research 2000-045, 74 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-045.pdf:8.19MB
軽水炉燃料の高燃焼度におけるスエリングやFPガス放出の増加等を抑制する目的で、添加物入りUO燃料を試作し、その照射挙動を調べた。添加物は、Mg,Mg-Nb,Tiの3種で、比較観察用の無添加UOとともにJRR-3Mにおいて1000
以下の温度と最高94GWd/tまでの燃焼度の条件でキャプセル照射した。照射後試験として、試料の外観観察,形状・密度変化測定,熱拡散率測定,光学顕微鏡及びEPMAによる観察と分析を行った。その結果、通常の無添加UOに対して添加物入りUOの顕著な影響はみられなかったが、スエリング率、熱伝導率、組織変化に関する高燃焼度特性の貴重なデータを得た。
大貫 晃
第1回オーガナイズド混相流フォーラム講演論文集, p.73 - 82, 1997/00
21世紀に予想される発展途上国での電力需要の急上昇及び各国での労働力不足に対処するため、国内外で受動的安全設備を取り入れた次世代軽水炉の設計研究が進められている。この研究を進める上で重要な課題の一つに熱流動解析の精度向上がある。本報では、原研原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査結果をもとに受動的安全設備を有する次世代軽水炉の熱流動解析の現状と課題をまとめた。大きな課題として、不凝縮性ガスのトレース及び信頼性の高い多次元解析ツールの開発が指摘された。
杉本 純; 上塚 寛; 日高 昭秀; 丸山 結; 山野 憲洋; 橋本 和一郎
Thermophysical Properties 17 (17th Japan Symp. 1996), 0, p.163 - 166, 1996/00
シビアアクシデント時の伝熱挙動は、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。このうち溶融炉心の挙動としては、炉心の溶融進展、溶融炉心の自然対流、溶融炉心と原子炉圧力容器壁との反応、原子炉圧力容器外部冷却法による溶融炉心の冷却、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心と格納容器床コンクリートとの反応などがある。これらの現象を明らかにするとともに、解析的な評価を行うためには、溶融炉心の融点である2,800
Cを越える高温での溶融炉心の比熱、熱伝導率、熱拡散率、密度、表面張力、粘度等の熱物性値が必要である。また、関連する実験とその解析を行うためにも実験体系における同様の熱物性値が必要である。しかし、これらについては非常に限られたものしか得られていないのが現状である。本稿では、シビアアクシデント時の溶融炉心挙動と熱物性について、研究の現状と今後の課題について述べている。
星屋 泰二; 島川 聡司; 市橋 芳徳; 西川 雅弘*
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1070 - 1074, 1992/00
被引用回数：10 パーセンタイル：66.98(Materials Science, Multidisciplinary)TiNi形状記憶合金の形状記憶特性を利用した原子力関連機器分野への応用開発が進められているが、形状記憶合金に及ぼす中性子照射の影響については明らかではない。照射環境下におけるTiNi形状記憶合金の使用条件を見出すため、3種類のTiNi形状記憶合金を様々な中性子フルエンス条件下で照射し、照射後等温・等時焼鈍後の電気抵抗測定を実施して、変態特性を調べた。さらに照射後の変形挙動を明らかにするために低温引張試験を行った。照射温度が520Kの場合、損傷量にかかわらずM
温度の変化は小さく、未照射材のM温度に殆ど一致した。また323Kで照射すると、M温度は急激に低下したが照射後に523Kで焼鈍すると、照射前の変態温度に回復した。この回復温度は極めて低いHomologous温度(T/Tm;Tm融点)0.33に相当する。これら形状記憶合金特有の照射効果は照射下の規則-不規則変態に関する検討結果によって説明出来る。
柳澤 和章
JAERI-M 90-120, 320 Pages, 1990/08
最近の燃料について、過去20年間近くのデータベースに基づいて、炉内ふるまいを中心にした総説を試みた。燃料として(1)発電用軽水炉のUO-ジルカロイ被覆燃料、(2)プルサーマル炉心及びATR用の(PuO-UO)-ジルカロイ被覆燃料及び研究炉用のアルミナイドシリサイド燃料を主に対象とした。第1章及び第2章では、これらの物理化学的な性質と製造技術について、第3章では、通常運転下での照射特性、炉内ふるまい及び過去に於いて発生した燃料の不具合とその防止対象等について、また燃料の高燃焼度化や負荷追従運転を目途としてR&Dがなされている種々の燃料性能の改良努力の現状について、とりあげた。第4章では、過去に発生した原子炉事故について紹介し、原研の安全性研究の一環として成されて来たRIA、PCM及びLOCA時の燃料ふるまいや安全審査時の判断基準データ等について概述した。
平野 雅司; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.352 - 368, 1986/00
被引用回数：25 パーセンタイル：89.15(Nuclear Science & Technology)THYDE-P1コードを用いて、オープンプール型研究炉JRR-3の過渡熱水力挙動を調べた。焦点は強制循環時下向流より自然循環時上昇流への移行時に起こる炉心流量反転時の過渡熱水力挙動である。冷却材喪失事故(LOCA)時には、漏れの生じた1時冷却ループから原子炉プールが隔離された直後、炉心流量の反転が起こる。LOCA以外の過渡変化及び事故に於いても、炉心流量の反転は必ず起こる。炉心流量の反転は、燃料温度の急上昇及びDNBRの急降下をもたらすので、特に重要な現象である。本研究の主目的は、その過渡変化中の物理現象を明らかにすると同時に、燃料最高温度及び最小DNBRに影響を及ぼすパラメータを明らかにすることである。商用電源喪失及びLOCAの事象シーケンスを仮定したTHYDE-P1の解析結果は、安全設計及び評価の観点から、定性的、定量的現象の理解に役だった。
安達 公道; 数土 幸夫; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 平野 見明
JAERI-M 82-075, 36 Pages, 1982/07
平板炉心再冠水試験第1次模擬炉心強制注入試験シリーズのうち、系圧力を変えたS1-SH2(公称系圧力0.4MPa)、S1-01(0.2MPa)およびS1-02(0.15MPa)の3つの試験結果に検討を加えたものである。主な検討内容は、(1)システム内の流体挙動、(2)炉心の熱的挙動、(3)炉心熱伝達、(4)炉心を含む圧力容器内の2次元流体挙動の4つである。なお、本報告書の内容は、1981年10月、米国メリーランド州ゲイサスバーグで開かれた、米国原子力規制委員会主催の第9回軽水炉安全性研究情報会議で報告された。
小泉 安郎; 菊池 治*; 早田 邦久
JAERI-M 8627, 88 Pages, 1980/01
沸騰水型原子炉(BWR)を締尺模擬し、炉心燃料棒に電気ヒータを用いたROSAIII試験装置による実験の目的は、BWRの冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力学的挙動並びに緊急炉心冷却系(ECCS)の作動特性を調べ、原子炉安全性解析コードの検証並びに改良に寄与する情報を提供することである。実験RUN702は平均炉心出力、再循環系ポンプ吸込側配管200%スプリット破断を仮定し、ECCSを作動させない実験であった。圧力容器側破断口破断はポンプ側破断より9.7秒遅れた。この実験結果に対し解析コードRELAP4Jを用いて解析を行なった。その結果、圧力容器内全ボリュームに水位形成モデルを適用した場合圧力の計算結果は実験結果によく一致する。ヒータ表面温度は計算では早く上昇を開始し、また最高温度は計算のほうが高くなる。下部プレナムや炉心内水位の変化は系全体の現象を支配する重要な因子であり、特に炉心については熱伝達と関連しており、これらをより実験に即せるようコードの改良が必要である。などの結論を得た。
松本 暢彦*; 亀岡 利行*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(6), p.397 - 403, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス冷却実験炉に用いられている高温断熱システムについて、冷却材圧力の急速減少時の断熱層内ガスの非定常挙動を実験的に研究した。断熱構造物システムにおける急速減圧特性を、繊維質断熱材が充てんされた容器から均圧孔を通して断熱層内のガスを主流へ噴出する単純なモデルにおき替えて、急速減圧時の容器内の軸方向と主流の圧力変化を減圧率,均圧孔径,断熱材充てん密度をパラメータとして実験により調べた。断熱層内と主流との圧力差について主に述べている。また、解析結果と比較し、両者がほぼ一致することが明らかとなった。
菊池 治*; 小泉 安郎; 早田 邦久
JAERI-M 8588, 107 Pages, 1979/12
ROSA-III RUN703実験は、BWRの再循環ポンプ吸込配管のスプリット破断を模擬するものであり、緊急炉心冷却系はすべて作動させている。この実験結果より、実炉で予想される主要な熱水力現象が模擬されていることが確認された。また、この実験結果について、RELAP4Jコードを用いて解析を行なった。その結果、系全体の流動についてはほぼ妥当な結果を得たが、ヒータ表面温度の計算結果は、最適予測計算としては不十分である。標準的な計算のほかに種々のパラメータを変えた計算を行ない、その効果を調べた。
松本 暢彦*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 越後 亮三*; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(10), p.732 - 740, 1979/10
被引用回数：1多目的高温ガス実験炉には、高温断熱システムが多く用いられている。本報では、この断熱システムを対象に、冷却材急速減圧時に示す層内に介在する気体の非定常挙動を解析により求めた。高温断熱システム構造は、断熱材と気体が充填された容器内から外部へ気体が噴出する単純な1次元モデルにおきかえることができる。そこで、この1次元モデルに基づき、急速減圧時に示す層内気体非定常挙動を層内流動はダーシー法則に従うものとし、連続あるいは運動の式から求めた。パラメータはオリフィス開口比そして断熱層透過率であり、これらのパラメータが層内気体の非定常挙動に及ぼす影響を明確にした。また、急速減圧実験を実施し、解析モデルにより、高温断熱層内気体の非定常挙動が表されることを確認した。
小泉 安郎; 菊池 治*; 早田 邦久
JAERI-M 8300, 95 Pages, 1979/06
ROSA-III実験の目的はBWR LOCA時の熱水力学的挙動並びに緊急炉心冷却系(ECCS)の作動特性を調べ、原紙炉安全性解析コードの検証並びに改良に寄与する情報を提供することである。RUN703実験は平均炉心出力、再循環系ポンプ吸込側配管両端破断を仮定し、全ECCS(HPCS、LPCS、LPCI、ADS)を作動させる実験である。この実験に先立ち、解析コードRELAP4Jを用いて実験結果の予測計算を行なった。主な予測結果、結論は次のようなものである。1.燃料棒表面は最も長い期間のもので破断後9秒から13秒までドライアウト状態にあり、最高表面温度は500Cであった。2.ダウンカマ内液位とジェットポンプの駆動、吸込、吐出各流量と流れの方向とが系の挙動を把握するのに重要な役割を果す。従って、実験でこれらの計測を強化する必要がある。3.液位形成モデルの改良の必要性がある。
斯波 正誼; 安達 公道; 生田目 健; 岡崎 元昭; 傍島 真; 鈴木 光弘
JAERI-M 6362, 110 Pages, 1976/02
昭和49年2月より実施中のROSA-II計画の研究目的、実験装置の概要、予備解析の結果からの実験への要請事項等を概説する。
