検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Experimental investigation of density stratification behavior during outer surface cooling of a containment vessel with the CIGMA facility

石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 367, p.110790_1 - 110790_15, 2020/10

 被引用回数:0

シビアアクシデント時の格納容器(CV)内の流体や構造物を冷却するための有効なアクシデントマネジメントとして、CVの外面冷却が期待されている。一方、以下のような可能性も考えられる。第一に、シビアアクシデント時に水-ジルコニウム反応により水素ガスが発生し、外表面冷却により水素を含む非凝縮性ガスが蓄積し、密度成層が形成される可能性がある。第二に、非凝縮性ガスの蓄積は熱伝達を低下させ、CVの冷却を阻害する可能性がある。これらの課題については、これまで多くの研究が行われてきた。しかし、外表面冷却によって生じる密度成層挙動や成層崩壊の条件に着目した体系的な検討は十分に行われていない。また、水素の蓄積による伝熱劣化を定量的に評価していない。そこで、実験設備CIGMA(Containment InteGral effects Measurement Apparatus)を構築し、CIGMA設備を用いて容器外面冷却時の格納容器熱流動挙動の実験的研究を行った。さらに、安定な密度成層が維持できる条件を考慮することで、自然対流が密度成層化挙動に与える影響を議論した。

論文

Unsteady natural convection in a cylindrical containment vessel (CIGMA) with external wall cooling; Numerical CFD simulation

Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Energies (Internet), 13(14), p.3652_1 - 3652_22, 2020/07

 被引用回数:0

In the case of a severe accident, natural convection plays an important role in the atmosphere mixing of nuclear reactor containments. In this case, the natural convection might not in the steady-state condition. Hence, instead of steady-state simulation, the transient simulation should be performed to understand natural convection in the accident scenario within a nuclear reactor containment. The present study, therefore, was aimed at the transient 3-D numerical simulations of natural convection of air around a cylindrical containment with unsteady thermal boundary conditions (BCs) at the vessel wall. For this purpose, the experiment series was done in the CIGMA facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). A 3-D model was simulated with OpenFOAM, applying the unsteady Reynolds-averaged Navier-Stokes equations (URANS) model. Different turbulence models were studied, such as the standard k-$$varepsilon$$, standard k-$$omega$$, k-$$omega$$ shear stress transport (SST), and low-Reynolds-k-$$varepsilon$$ Launder-Sharma. The results of the four turbulence models were compared versus the results of experimental data.

論文

Experiment on density stratification behavior by containment venting using CIGMA Facility

石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.5927 - 5940, 2019/08

格納容器ベントシステムはシビアアクシデント時における格納容器の過圧を防止するための手段として適用される。ベント時に発生する現象の理解と最適な運用という観点から、格納容器ベント時の水素挙動に関する研究は十分ではない。そこで本研究では大型格納容器実験装置CIGMAを用いて格納容器ベントに関する基礎的な実験を実施した。特に、ベントによる水素輸送に対するベント流量及び初期ガス分布の影響について調査を行った。水素の代替ガスであるヘリウム,蒸気,空気を用いて、初期に容器内に成層を形成し、下部ベントラインからベントを実施した。ベントにより初期に容器下部に存在する蒸気・空気のみが排出され、ヘリウム成層が下方へと拡大していく挙動が観察された。この間、上部のヘリウム濃度は一定であった。最終的には容器内のガス濃度分布は均質化した。今回実施した実験条件では、ベントによる容器内のガスの顕著な混合は観察されなかった。また異なる初期濃度分布に対してもヘリウム成層の挙動に大きな差は見られなかった。

論文

Experimental study on outer surface cooling of containment vessel by using CIGMA

柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 与能本 泰介

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09

The present paper introduces the recent outcome from the CIGMA experiments regarding containment vessel cooling, in which an external side of a vessel upper head was flooded by water. The test vessel was initially pressurized by steam and noncondensable gas (air and/or helium), and was subsequently cooled by pouring water to the outside of the vessel top. Similar experiments were performed by authors using air-steam binary system in the previous study, which showed several characteristic phenomena such as inverse temperature stratification. The experimental conditions were extended systematically in this study to investigate the effects of initial gas composition and distribution in a vessel. The measurement results indicated that natural circulation was significantly affected by distributions of each gas species. In particular, it was enhanced when the gas density became heavier after condensation on the vessel inner wall, while it was suppressed when the gas density became lighter, creating density stratification with helium-rich gas in the upper region. The results are explained by the simplified model.

論文

CFD simulation of a CIGMA experiment CC-PL-04 on the containment thermal hydraulics affected by the outer surface cooling

石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介

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

原子力機構ではシビアアクシデント時の格納容器内熱水力挙動把握のため、大型格納容器実験装置CIGMAを製作し、実験を行っている。本発表では、蒸気及び空気の混合気体を封入した容器における外面冷却実験CC-PL-04についてCFDコードOpenFOAMにより解析した結果を報告する。

論文

Outcome of first containment cooling experiments using CIGMA

柴本 泰照; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 安部 諭

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) initiated the ROSA-SA project in 2013 for the purpose of studying thermal hydraulics relevant to over-temperature containment damage, hydrogen risk, and fission product transport. For this purpose, the JAEA newly constructed the Containment InteGral Measurement Apparatus (CIGMA) in 2015 for the experiments addressing containment responses, separate effects, and accident managements. Recently, we successfully conducted first experiments using CIGMA to characterize the facility under typical experimental conditions. Among these experiments, the present paper focuses on the results of containment cooling tests, for which an upper part of the vessel outer surface was cooled by spray water. Several distinctive phenomena were observed in the tests, including inverse temperature stratification in the vessel due to the cooling in the upper region. The RELAP5 analysis result was also presented to roughly indicate the prediction capability of the best-estimate two-phase flow code in predicting the containment thermal hydraulics.

論文

大型装置CIGMAを用いた格納容器熱水力安全研究; 重大事故の評価手法と安全対策の高度化を目指して

柴本 泰照; 与能本 泰介; 堀田 亮年*

日本原子力学会誌, 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。

論文

First experiments at the CIGMA facility for investigations of LWR containment thermal hydraulics

柴本 泰照; 安部 諭; 石垣 将宏; 与能本 泰介

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/06

There has been an extensive reorientation of the light water reactor research in Japan since the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident, which focuses on severe accidents and accident managements. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) initiated the ROSA-SA project in 2013 for the purpose of studying thermal hydraulics relevant to over-temperature containment damage, hydrogen risk, and fission product transport. For this purpose, the JAEA newly constructed the Containment InteGral Measurement Apparatus (CIGMA) in 2015 for the experiments addressing containment responses, separate effects, and accident managements. Recently, we successfully conducted first experiments using CIGMA to characterize the facility under typical experimental conditions investigating basic phenomena such as buildup of pressure by steam injection, containment cooling and depressurization by internal or external cooling, and density stratified layer mixing by impinging jet. This paper provides an overview of the research programs, the brief description of the facility specification and the outcomes obtained from the first experiments.

口頭

安全研究センターにおける格納容器熱水力研究に関する試験及び解析

柴本 泰照

no journal, , 

シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新たな安全規制を支援するために、原子力機構では、格納容器の熱流動及びエアロゾル挙動の調査を目的としたROSA-SAプロジェクトを開始し、その中核となる大型格納容器実験装置CIGMAの設計・製作を進めてきた。本発表では、ROSA-SA計画とCIGMA装置の特徴を紹介し、今般完成したCIGMAを用いた実験結果及びこれまでの数値解析に関する成果の概要を報告する。実験及び解析結果については、セミナーの主旨に合わせ、水素リスクに関する内容を重点的に紹介する。

口頭

CIGMA装置を用いた軽水炉格納容器熱水力挙動に関する最初の実験

柴本 泰照; 安部 諭; 石垣 将宏; 与能本 泰介

no journal, , 

シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新たな安全規制を支援するために、原子力機構では、格納容器の熱流動及びエアロゾル挙動の調査を目的としたROSA-SAプロジェクトを開始し、その中核となる大型格納容器実験装置CIGMAの設計・製作を進めてきた。今般装置が完成し、試運転を含めた最初の実験が完了したため、結果概要を報告する。この実験では第一段階として、計画されている実験を網羅的に行うこととし、格納容器を模擬した試験部への蒸気注入による加圧、内部スプレイ及び外面冷却による減圧、水素移行調査のためのヘリウム成層浸食に関する実験を行い、基礎現象の把握とともに、装置全体としての性能やガス濃度分布及び粒子画像計測手法等の特殊な計測手法の検証を行った。概ね設計で意図した結果が得られ、計測に関する課題も抽出できた。今後、熱損失や容器内気体拡散等の装置特性を把握するための実験を行うとともに、事故条件における気体混合や冷却等の格納容器熱水力現象のメカニズム解明に資するデータを取得していく予定である。

口頭

外面冷却による格納容器内熱水力挙動に関するCIGMA実験CC-PL-04,1; 実験結果及びRELAP5解析

柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 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格納容器内熱水力挙動把握のため、大型格納容器実験装置CIGMAを製作し、実験を開始したところである。本発表では、格納容器外面冷却時における容器内の熱水力挙動に着目した実験(CC-PL-04)について、実験結果の概要とBEコードによる解析結果を報告する。

口頭

大型格納容器試験装置CIGMAを用いた実験及び数値解析

石垣 将宏

no journal, , 

原子力機構ではシビアアクシデント時の格納容器内熱水力挙動把握のため、大型格納容器実験装置CIGMAを製作し、実験を行っている。本発表では、外面冷却実験CC-PL-04の実験結果とその解析結果について報告する。

口頭

格納容器外面冷却に関するCIGMA実験; 初期ガス組成の影響

柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 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格納容器内熱水力挙動の把握を目的として、大型格納容器実験装置CIGMAを用いた実験を行っている。本発表では、格納容器外面冷却時における容器内の熱水力挙動について、容器内のガス組成を初期条件パラメータとして変更した実験結果について報告する。

口頭

原子炉格納容器内密度成層侵食・崩壊に関するCIGMA実験とその解析

安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

no journal, , 

熱水力安全研究グループで遂行しているROSA-SAプロジェクトでは、シビアアクシデント時の原子炉格納容器内水素挙動の理解を目指して、大型模擬格納容器CIGMA装置を用いて、空気および水蒸気ジェットによる密度成層侵食・崩壊実験を行っている。本発表では、密度成層侵食・崩壊に関するCIGMA実験とそのCFD解析の結果について報告する。

口頭

格納容器外面冷却に関するCIGMA実験; 境界熱伝達の影響

柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 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格納容器内熱水力挙動の把握を目的として、大型格納容器実験装置CIGMAを用いた実験を行っている。本発表では、格納容器外面冷却時における容器内の熱水力挙動について、容器壁境界の熱伝達係数及び伝熱面積をパラメータとして変更した実験結果について報告する。

口頭

格納容器ベント時の密度成層挙動に関するCIGMA実験

石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介

no journal, , 

シビアアクシデント時の格納容器内における熱水力挙動を検討するため、原子力機構では大型格納容器実験装置CIGMAを用いて実験を行っている。本発表では、格納容器ベント時における容器内ガス挙動について報告する。

口頭

ソースターム評価に関わる諸課題と今後の取り組み,3; ソースタームに関連する安全研究の課題

中村 秀夫

no journal, , 

ソースタームは、軽水炉事故時に放射性物質が大気放出に至る様々なプロセスを具体的に考慮した上で、個々のプロセスに固有の物理化学現象を詳細に検討し、それらを一連の現象として捉えて初めて理解が得られる極めて複雑な内容を包含している。そして、原子炉事故に伴う公衆への放射線影響の本質であって、環境放出を防止・極力低減させる技術の開発・有効性検証における中心的な評価指標でもある。本発表で主にオンサイトでのソースタームに焦点を当て、安全研究の現状と今後の課題について整理を試みる。ただし、そもそも安全研究は、安全に第一義的責任を負う事業者が、安全の確保と信頼性向上に向けて成果の有効性検証を含めて行う技術の研究・開発も含むため、規制, 産業界, 国際機関, 学術界等, 国内外で行われる多様な研究や活動の概観を試みた。

口頭

CIGMAを用いたシビアアクシデント時の格納容器熱水力現象に関する実験,1; 外面冷却による密度成層浸食崩壊実験

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水-Zr反応などによって生じる水素ガスの移行挙動把握は、水素爆発を論じる上で重要である。本発表では、原子力機構が所有する大型模擬格納容器CIGMAで実施した、外面冷却時に生じる自然対流による密度成層浸食・崩壊挙動に関する実験を紹介する。

18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1