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論文

Ultrasound measurement of upward liquid film flow in vertical pipe

和田 裕貴; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介; 佐川 淳*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4518 - 4531, 2019/08

原子力機構では、液膜のドライアウト・リウェットを液膜の有無を超音波液膜測定によって実現するための技術開発を実施している。原子力工学分野における従来研究では、使用する超音波の搬送周波数が5MHzと比較的低く、最小液膜厚さの限界値が実用的に0.1mm以上の厚い領域に限られていた。さらに、液膜厚さを評価する際の信号処理方法が生データと共に明確に示されておらず、それに伴う測定の不確かさにおける議論が充分ではない。そこで、本研究では15MHzの中心周波数を有する圧電素子と独自の駆動回路を用いた超音波液膜厚さ測定装置を開発した。本発表では、本装置における液膜測定の妥当性の検証結果、鉛直管内を流れる上昇環状液膜流を測定した結果及び管内測定に際する測定部の詳細設計について報告する。

論文

Experimental investigation of decontamination factor dependence on aerosol concentration in pool scrubbing

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

Science and Technology of Nuclear Installations, 2019, p.1743982_1 - 1743982_15, 2019/06

Because a pool scrubbing is important for reducing radioactive aerosols to the environment for a nuclear reactor in a severe accident situation, many researches have been performed. However, decontamination factor (DF) dependence on aerosol concentration was seldom considered. DF dependence in the pool scrubbing with 2.4 m water submergence was investigated by light scattering aerosol spectrometers. It was observed that DF increased monotonically as decreasing particle number concentration in a constant thermohydraulic condition. Two validation experiments were conducted to confirm the observed DF dependence. In addition, characteristics of the DF dependence in different water submergences were investigated experimentally. It was found the DF dependence became more significant in higher water submergence.

論文

Influence of grating type obstacle on stratification breakup by a vertical jet

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10

At Japan Atomic Energy Agency (JAEA), small scale experiment, named VIMES (VIsualization and MEasurement system on stratification behavior) experiment, has been performed since 2014. In this paper, we introduce the influence of grating type obstacle to the VIMES experiment. Two types of grating obstacle were constructed based on the aperture area ratio. The obstacles were placed at the intermediate position between the jet nozzle exit and bottom of the initial stratification. Experimental results showed that the vertical jet was strongly affected by the grating obstacle. Due to the rectifying effect, the radial spreading was suppressed and the velocity magnitude on the jet center line became larger than that in case without the grating obstacle. Meanwhile, due to the resistance effect, the integral momentum flux of the vertical jet was decayed with decrease of the aperture area ratio. It means that in case with the grating obstacle the integral jet penetration strength was decayed, although the local jet penetration to the stratification was stronger than that in case without the grating obstacle. Also, the slower stratification breakup could be observed with decrease of the aperture area ratio, indicating that stratification breakup rate to be discussed in detail considering every possible effect of a jet penetration.

論文

Experimental investigation on dependence of decontamination factor on aerosol number concentration in pool scrubbing under normal temperature and pressure

孫 昊旻; 町田 真一*; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

Pool scrubbing is one of the efficient filters with a high decontamination factor (DF). Because of its high performance, many pool scrubbing research have been performed. In the existing pool scrubbing experiments, an experimental condition of aerosol number concentration was seldom taken into account. It is probably because DF is assumed to be independent of aerosol number concentration, at least, in the concentration where aerosol coagulation is limited. The existing pool scrubbing models also follow this assumption. In order to verify this assumption, we performed a pool scrubbing experiment with different aerosol number concentrations. As a result, DF was increasing as decreasing the aerosol number concentration. In order to ensure a reliability of this result, three validation tests were performed with meticulous care. According to the results of these validation tests, it was indicated that DF dependence on the aerosol concentration was a real phenomenon of the pool scrubbing.

報告書

J-PARC核変換物理実験施設(TEF-P)安全設計書

原子力科学研究部門 原子力基礎工学研究センター 分離変換技術開発ディビジョン

JAEA-Technology 2017-033, 383 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-033.pdf:28.16MB

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための研究開発を推進している。このうち、加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換に係る研究開発を促進するため、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の二期計画として、核変換実験施設(Transmutation Experimental Facility, TEF)の建設が計画されている。TEFは、大強度陽子ビームを液体鉛ビスマスターゲットに入射して核破砕ターゲットの技術開発及び材料の研究開発を行うADSターゲット試験施設(TEF-T)と、陽子ビームをマイナーアクチノイド装荷体系に導入して炉心の物理的特性探索とADSの運転制御経験を蓄積するための核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本報告書は2つのTEF施設のうちTEF-Pについて、原子炉の設置許可申請のための安全設計についてまとめたものである。

論文

RANS analysis with a dynamic model for turbulent Schmidt number ($$Sc_{t}$$) on density stratification erosion in a small rectangular vessel

安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2017/09

Density stratification and its break-up are important phenomena for discussing the containment hydrogen behavior. Turbulence transport phenomenon is one of the important factor in the stratification erosion behavior. A small scale test is a useful approach to develop a physical model for the stratification erosion because of easiness for detailed measurement. Thus, small scale experiments have been carried out in our research project named "ROSA-SA". A rectangular vessel apparatus named VIMES (VIsualization and MEasurement system on Stratification behavior) is one of such facilities, which has a vessel made of acrylic plates for visualizing flow field with the PIV measurement, whose volume is 4.05m$$^{3}$$ (1.5m(L)$$times$$1.5m(W)$$times$$1.8m(H)). In this paper, we focus on Computational Fluid Dynamics (CFD) analysis on a density stratification erosion with a vertical buoyant jet observed in the VIMES experiments. Comparative study between Large-eddy simulation (LES) and Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) are also performed to validate the dynamic turbulence Schmidt number ($$Sc_{t}$$) formulation. The results have indicated that the dynamic Sct model is advantageous to predict the observed stratification erosion behavior. This research is a collaboration activity between CEA and JAEA.

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置

田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*

JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-029.pdf:5.34MB

大強度陽子加速器施設J-PARCに建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。

論文

Experimental and numerical study on density stratification erosion phenomena with a vertical buoyant jet in a small vessel

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 303, p.203 - 213, 2016/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

The Japan Atomic Energy Agency has started the ROSA-SA project to investigate thermal hydraulic phenomena in a reactor containment vessel during a severe accident. The hydrogen distribution in the vessel is one of significant safety issues in discussing a potential of hydrogen combustion in the containment. This paper focuses on a density stratification erosion and break-up mechanism with a vertical buoyant jet promoting the turbulent helium transport. Small scale experiment and computational fluid dynamics (CFD) analyses were carried out for investigating this phenomena. In the experiment, a rectangular vessel made with acrylic plates with a width of 1.5m, a length of 1.5 m and a height of 1.8 m was used for visualizing flow field with particle image velocimetry system. The quadrupole mass spectrometer system with a multiport rotating valve was applied for measuring gaseous concentration at 20 elevation points. In CFD analysis with OpenFOAM, two typical well-used turbulence models were used: low-Reynolds number type k-$$varepsilon$$ model and SST k-$$omega$$ model, with a turbulence model modification to consider the buoyant effect in the stratification. As a result, the stratification erosion in the CFD analyses with the modified turbulence model agreed well with the experimental data, indicating importance of the turbulence damping by the buoyant effect.

報告書

再処理施設の火災時条件におけるRu及びEuの有機溶媒への分配挙動と有機溶媒燃焼時の放出挙動(受託研究)

天野 祐希; 渡邊 浩二; 真崎 智郎; 田代 信介; 阿部 仁

JAEA-Technology 2016-012, 21 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-012.pdf:1.81MB

再処理施設における有機溶媒の火災事故時の安全性評価に資するため、共除染工程に存在する放射性元素のなかで比較的揮発性が高い化学形をとる可能性があるRuの溶媒抽出挙動を調査した。Ruについて溶媒中のTBPやTBP劣化物の濃度等の有機溶媒の組成や抽出温度をパラメータとした抽出試験を行い、火災事故時の抽出特性データを取得した。また、火災事故時の各元素の放出特性を把握するため、Ru及び核分裂生成物の代替物質としてEuを抽出した溶媒の燃焼試験を行い、溶媒の燃焼に伴うRu及びEuの放出割合を取得した。

論文

Development of error reduction methods in aerosol measurement for pool scrubbing experiment

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 8 Pages, 2016/06

Pool scrubbing is one of the effective mechanisms to filter out radioactive aerosols in a severe accident of a nuclear reactor. A lot of work has been done on the pool scrubbing models and experiments. However, large discrepancies still exist between the simulation and experimental results. To improve the pool scrubbing model, an accurate decontamination factor (DF) evaluation by an aerosol measurement is inevitable. A pool scrubbing experimental apparatus was constructed. The aerosol particle diameter distribution was measured by a light scattering aerosol spectrometer. We focused on investigating and reducing the error of DF experimentally. Several problems resulting in the error and their solutions for the error reduction were summarized in this paper. Based on the error reduction methods, the DFs of pool scrubbing were measured in two water submergences.

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,2; 格子管の熱通過パラメータの評価

江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 辻本 和文

JAEA-Technology 2015-052, 34 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-052.pdf:5.02MB

大強度陽子加速器施設J-PARC計画で建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)では、MAを含む崩壊熱の大きな燃料を大量に取り扱うため、炉心冷却ブロワ停止時の炉心温度上昇の評価が不可欠である。冷却ブロワ停止時の炉心温度変化は全炉心熱伝導解析によって評価されるが、燃料及びブランケット領域の外側の空格子管領域に適用されている熱通過パラメータの適用性の検証が必要である。本報告書では、空格子管内部における伝熱量の算出モデルである、鉛直等温平面の上下を断熱材で囲った密閉流体層の自由対流モデルの精度検証のため、TEF-P炉心の格子管形状を模擬した試験装置を製作し、試験装置の格子管内部を通過する一次元熱流と温度分布を測定した。これにより、実際の空格子管内部の等価熱伝導率は密閉流体層の自由対流モデルよりも大きいことが明らかになった。また、空格子管内部にアルミニウムブロックを充填することで空格子管体系よりも高い等価熱伝導率となることを確認した。本実験により、TEF-P炉心の温度評価に供することができる熱通過パラメータを実験的に取得した。

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,1; 燃料冷却試験装置

西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大林 寛生; 山口 和司; 菊地 将司*

JAEA-Technology 2015-051, 47 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-051.pdf:3.6MB

J-PARCに建設が計画されている核変換物理実験施設(TEF-P)で用いる高線量のMA含有燃料の取扱い設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)の内、燃料冷却試験装置の製作及び試験結果についてとりまとめる。試験によりTEF-Pの設計に用いる圧力損失及び温度上昇の評価式が妥当であることが確認され、冷却概念の成立性が示された。

論文

Thermal hydraulic safety research at JAEA after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident

与能本 泰介; 柴本 泰照; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; 岡垣 百合亜; 孫 昊旻; 栃尾 大輔

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5341 - 5352, 2015/08

This paper summarizes thermal-hydraulic (T/H) safety studies being conducted at JAEA based on the consideration of research issues after the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station accident. New researches have been initiated after the accident, which are related to containment thermal hydraulics and accident management (AM) measures for the prevention of core damage under severe multiple failure conditions. They are conducted in parallel with those initiated before the accident such as a research on scaling and uncertainty of the T/H phenomena which are important for the code validation. Those experimental studies are to obtain better understandings on the phenomena and establish databases for the validation of both lumped parameter (LP) and computational fluid dynamics (CFD) codes. The research project on containment thermal hydraulics is called the ROSA-SA project and investigates phenomena related to over-temperature containment damage, hydrogen risk and fission product (FP) transport. For this project, we have designed a large-scale containment vessel test facility called CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus), which is characterized by the capability of conducting high-temperature experiments as well as those on hydrogen risk with CFD-grade instrumentation of high space resolution. This paper describes the plans for those researches and results obtained so far.

論文

Effect of flow obstacle on droplet sizes in vertical annular air-water flow in a small diameter pipe

柴本 泰照; 孫 昊旻; 与能本 泰介

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

Droplet size distributions have been measured for air-water annular-mist flow in a vertical 12.0 mm diameter pipe at atmospheric pressure. A laser diffraction technique has been employed using a Malvern Spraytec instrument. The test section was specially designed for meticulous measurement in the present experiment: any optical windows were not used to avoid problems arose from glass contamination by sucking the liquid film through the wall just below the measurement elevation. Sauter mean diameters measured in this work decreased simply with an increase of air superficial velocity, whereas the dependence on water superficial velocity showed complicated dependency on air velocity. The effect of a flow obstacle on droplet size distribution was also investigated. A small tube was placed in the centerline of the test section as an obstacle. Three obstacles having different blockage ratio were tested. It is found through the present experiments that the obstacle effect is not so significant for the blockage ratio of up to 0.3, and the droplet diameter decreases to approximately 80% in average. Based on the data, an empirical correlation to predict Sauter diameter was developed by modifying the existing correlation. A hydraulic equivalent diameter that takes account of the blockage ratio is applied to the characteristic length in the correlation.

口頭

二相流挙動に着目したエアロゾルのプールスクラビングに関する研究

孫 昊旻; 岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 与能本 泰介

no journal, , 

プールスクラビングによるエアロゾル除去に関して多くの研究がなされているものの、エアロゾル除去機構に強く関わる気液二相流の詳細挙動との関連は十分には把握 されていない。本研究では、これに着目し機構論的スクラビングモデルの開発を目的 とし、実験を中心とする検討を実施する。実験では、内径200mm、高さ約4mの円管内 のプール水に対して、エアロゾルを含むガスを注入し、プール入口と出口のエアロゾル量を計測することでエアロゾル除去率を評価するとともに、プール内の気液二相流の詳細挙動を計測する。本報告では、本研究の目的、内容、整備した実験装置、これまで得られた結果について述べる。

口頭

鉛直ジェットによる小型容器内密度成層侵食・崩壊に関する実験および数値解析

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

no journal, , 

シビアアクシデント時に生じる格納容器内熱水力挙動の把握等を目的として、原子力機構でROSA-SAプロジェクトを推進している。本プロジェクトの一環として、格納容器内密度成層の侵食・崩壊挙動を把握するため、小型直方体容器内での鉛直ジェットによる成層侵食実験を行っている。本報告では、実験とCFD解析を用いて得られた成層侵食挙動現象に関する知見について報告する。本研究で使用した気体組成計測のための質量分析器は、原子力規制委員会からの受託事業「平成25年度原子力発電施設等安全調査研究委託費(原子力発電施設等安全調査)」の一部として購入したものである。

口頭

MA燃料遠隔取扱設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置

田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文

no journal, , 

大強度陽子加速器施設J-PARC計画で建設を計画している核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)では、MA(マイナーアクチノイド)を含む高線量の燃料を遠隔操作で炉心に装填・取出しを行うことが必要となる。そのための装置で必要となる基本機能を反映した燃料装填試験装置を製作し、模擬燃料ピンおよび模擬炉心を用いた装荷・取出し試験を行った。これにより、MA燃料を遠隔操作で取り扱う装填装置の製作に有益となる実績を得た。また試験により、不具合無く燃料ピンを所定の位置に装荷/取出しできることを確認した。

口頭

プールスクラビング実験におけるエアロゾル除染係数計測の誤差低減に関する検討

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

no journal, , 

重大事故時に、放射性物質の環境への放出量の軽減を図る有効な対策の一つとして、プール水中にエアロゾルを伴う気相を吹き込んで除染する、いわゆるプールスクラビングは、安全評価上重要である。しかし、既存プールスクラビングモデルによる予測結果と実験結果には依然大きな乖離が存在する。モデルの高度化のためには、詳細な二相流計測と高精度なエアロゾル除染係数の計測が必要不可欠である。本研究の第一段階として、高精度なエアロゾル除染係数を計測するために、計測誤差を実験的に検証し、誤差低減に繋がる校正手法を検討した。本報告では、これらの計測誤差検証実験とその結果とともに、校正手法を適用したプールスクラビング実験の結果を述べる。

口頭

プールスクラビング研究

孫 昊旻

no journal, , 

原子力機構ではシビアアクシデント時のソースターム評価手法の高度化のため、プールスクラビング装置を製作し、実験を行っている。本発表では、そこで得られた実験結果について報告する。

口頭

Present status of pool scrubbing research at JAEA

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

no journal, , 

原子力機構ではシビアアクシデント時のプールスクラビング評価手法の高度化のために、プールスクラビング装置を製作し、気液二相流の詳細計測と高精度なエアロゾル計測実験を行っている。本発表では、そこで得られた実験結果について報告する。

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