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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:8 パーセンタイル:21.82(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

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

Relationship between self-priming and hydraulic behavior in venturi scrubber

堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0026_1 - TEP0026_11, 2014/08

As revealed by Fukushima Daiichi nuclear disaster, countermeasures against severe accident in nuclear power plants are an urgent need. In particular, from the viewpoint of protecting containment and suppressing the diffusion of radioactive materials, it is important to develop a device which allows filtered venting of contaminated high pressure gas. In the filtered venting system that used in European reactors, so called Multi Venturi Scrubbers System is used to realize filtered venting without any power supply. This system is able to define to be composed of Venturi Scrubbers (VS) and a bubble column. In the VS, scrubbing of the contaminated gas is promoted by both gas releases through a submerged VS and gas-liquid contact with splay flow formed by liquid suctioned through a hole provided in the throat part of the VS. This type of VS is called self-priming ones. However, the mechanism of the self-priming VS are understood insufficiently in the previous studies. In this study, to understand operation characteristics of the VS for filtered venting, we discussed the mechanisms of self-priming phenomena and hydraulic behavior in the VS. In this paper, we conduct visualized observation of the hydraulic behavior in the VS and measure the liquid flow rate in the VS for understanding self-priming. As results, it is shown that the possibility that the VS decontamination performance falls low level with no self-priming.

論文

中性子で見る原子炉内蒸気/水の("3D"+"2D+Time")可視化

呉田 昌俊

VizJournal, (11), 5 Pages, 2004/06

本研究成果論文は、原研が独自に開発した中性子ラジオグラフィ熱流動計測技術の一部である可視化技術に関して解説したものである。新計測技術により得られる大量の詳細データは、適切な可視化手法を用いて観察することが研究の観点から重要である。有効な観察を実現するため最先端の可視化技術を効果的に組合せたソフトを開発し、立体視表示やアニメーション表示などによる現象の詳細な把握を可能とした。本論文は、特に日経サイエンス主催ビジュアルサイエンスフェスタ2003入賞作品を製作する基盤となっている可視化技術を、一般読者にも理解し易いように多くの図や動画を活用して解説した。

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; 高温粒子表面上の膜沸騰の崩壊挙動, 原子力基礎研究 H10-027-3 (委託研究)

阿部 豊*

JAERI-Tech 2002-011, 70 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-011.pdf:5.62MB

本研究は、軽水炉のシビアアクシデント時において発生する可能性のある蒸気爆発のトリガー機構の解明を目的に、膜沸騰状態で素混合している高温粒子表面での蒸気膜の崩壊挙動について実験により検討したものである。実験では、溶融液滴を模擬した高温粒子表面上に形成した蒸気膜を圧力波によって崩壊させ、圧力波による蒸気膜の微視的崩壊過程を、最大撮影速度40,500fpsのハイスピードビデオカメラを用いて撮影すると同時に、鋼球表面温度ならびに鋼球周辺圧力の高速同時測定を行った。得られた画像データを計算機処理することによって、蒸気膜崩壊時における、(1)気液界面厚さのスカラー量としての変化,(2)粒子像相関流速法(PIV)によって気液界面の2次元変動のベクトル量を、さらに(3)ディジタル相関法を用いることによって蒸気膜崩壊時のより詳細で微視的な気液界面変動を評価した。また得られた鋼球表面温度,液相温度並びに蒸気膜平均厚さを境界条件として熱伝導解析を行うことにより、気液界面温度を評価した。これらの結果より、圧力波が到達した時刻付近において膜厚が減少し、同時に蒸気膜内が白濁する現象がすべての条件において観察され、この白濁現象の発生する時刻において、気液界面温度が飽和温度より低くなる結果が熱伝導解析より得られた。このことは、蒸気膜崩壊のきっかけが、圧力波による直接的な外力の作用によってではなく、蒸気膜内での相変化によって発生する負圧によって低温液が駆動されて膜厚が減少し、蒸気膜の崩壊に至る可能性を示唆するものであることを示し、粗混合からトリガーに至る現象の解明に対する新たな知見を与えるものである。

報告書

ALPHA visual data collection STX005-025; Melt drop steam explosion experiments

森山 清史; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 杉本 純

JAERI-Data/Code 99-017, 34 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-017.pdf:7.96MB

水蒸気爆発は、高温の液体から低温揮発性の液体への急速な伝熱、高温液体の細粒化等の一連の過程が、低温液体の急速な蒸発による衝撃波の発生、伝播とともに進行し、結果的に高温液体の保有する熱エネルギーが機械的エネルギーへと変換される現象である。原子力安全、とくに軽水炉のシビアアクシデントの分野では、溶融炉心と冷却材の接触による水蒸気爆発が格納容器の健全性に対する潜在的脅威として認識され、研究されてきた。原研では事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の中で、鉄-アルミナテルミット混合溶融物を溶融炉心模擬材として用いた水蒸気爆発実験を行った。本報告は、とくに高速度カメラによる画像情報に重点をおいて実験データを提供するものである。

報告書

ヒートパイプ作動特性の可視化実験

露崎 典平; 斎藤 隆; 石上 信哉*; 河田 通敬*; 紺野 真信*; 神永 文人*; 岡本 芳三*

JAERI-M 88-196, 39 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-196.pdf:3.16MB

原子炉プラントなどにヒートパイプを使用した場合、通常運転時の特性のみならず、事故時の過渡応答特性を求める必要がある。しかしながらヒートパイプの加熱部温度及び熱負荷が急変した場合のヒートパイプの過渡応答特性については、ほとんど研究がなされていないのが現状である。本研究は、原子炉中性子照射装置用の冷却に用いる重力型水ヒートパイプと同型の可視化模擬ヒートパイプ実験装置を作成し、これを用いて加熱部の熱負荷の過渡変化時及び定常時の作動流体の流動様式や沸騰と凝縮の機構を調べた。実験の結果、蒸発部が一定の作動温度以上であれば数秒で作動開始することがわかった。

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