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1
New precise measurement of muonium hyperfine structure interval at J-PARC
上野 恭裕*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.
Hyperfine Interactions, 238(1), p.14_1 - 14_6, 2017/11
MuSEUM is an international collaboration aiming at a new precise measurement of the muonium hyperfine structure at J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex). Utilizing its intense pulsed muon beam, we expect a ten-fold improvement for both measurements at high magnetic field and zero magnetic field. We have developed a sophisticated monitoring system, including a beam profile monitor to measure the 3D distribution of muonium atoms to suppress the systematic uncertainty.
2
Saturated pool nucleate boiling on heat transfer surface with deposited sea salts
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041002_1 - 041002_13, 2017/10
The progress of the accident of Fukushima Daiichi NPS has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, the effects of the seawater on thermal-hydraulic behavior have not been considered in these calculations, although the seawater was injected into the reactors to cool down the nuclear fuels. Saturated pool nucleate boiling heat transfer experiments with on NaCl solution, natural seawater and artificial seawater were performed to examine the effects of salts on boiling heat transfer. The experimental results indicated that boiling curves were well predicted with the Rohsenow correlation although large coalescent bubble formation was inhibited in the NaCl solution, natural seawater and artificial seawater experiments. However, calcium sulfate was deposited on the heat transfer surface in the experiments with artificial seawater. After the formation of a deposit layer, a slow surface-temperature excursion was initiated at a heat flux lower than the usual critical heat flux. We confirmed that the relationship between the salt concentrations of the artificial seawater in the bulk fluid and the vaporization rate at the surface at which the slow surface-temperature excursion initiated. This relationship suggested that if the salt concentration of the seawater exceeded 11 wt%, the deposition of calcium sulfate on the heat transfer surface occurred even if the heat flux was zero.
3
A Numerical simulation method for molten material behavior in nuclear reactors
山下 晋; 伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之
Nuclear Engineering and Design, 322, p.301 - 312, 2017/10
過酷事故時の沸騰水型原子炉における溶融物の詳細な挙動について大きな注目を集めている。この挙動を明らかにするために、原子力機構では3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本論文では、JUPITERの妥当性を確認するために計算手法の基礎的妥当性検証及び実験結果との比較を実施し、良好な一致を得ることができた。加えて新たに開発したハイブリッド並列Poissonソルバーを導入することによって劇的に性能が向上した。そして、スーパーコンピュータ「京」において20万コアまでのストロングスケーリングを達成した。これらJUPITERの物理的、計算機的能力は、過酷事故時の各種溶融現象の評価を可能にするものと言える。
4
海水プール核沸騰素過程に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Thermal Science and Engineering, 25(4), p.65 - 74, 2017/10
福島第一原子力発電所事故において、炉心冷却維持のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がないことから、海水の沸騰熱伝達特性や、海水塩析出の可否、またその析出海水塩の冷却熱伝達に及ぼす影響についての理解が求められている。本研究では、海水プール核沸騰熱伝達実験を実施し、孤立気泡域,合体気泡域,伝熱面焼損時の局所の沸騰伝熱挙動を高速度ビデオカメラによる発泡挙動の撮影や赤外線カメラによる伝熱面温度分布の計測を実施し、海水と蒸留水の核沸騰素過程の違いについて議論した。その結果、海水沸騰では蒸留水に比べて、発泡数が少なくなるとともに、発泡する気泡の径が大きくなるなど、発泡挙動に違いが見られた。また、析出物が伝熱面上に形成された場合は微細な気泡が大量に発生することが確認された。さらに10.0wt%人工海水実験では海水塩析出物によって伝熱面温度が上昇し続け(伝熱面温度の逸走)、伝熱面平均温度が1000$$^{circ}$$Cを超えたところで、伝熱面が焼損した。ただし、その伝熱面焼損は蒸留水実験のように局所の伝熱面温度の急上昇によって起きる現象ではなく、比較的緩やかな温度上昇を経て焼損した。このように海水の沸騰熱伝達は蒸留水とは異なっており、本実験結果は海水を使用した伝熱機器の安全性を考える上で重要な結果である。
5
Improvement of gross theory of beta-decay for application to nuclear data
小浦 寛之; 吉田 正*; 橘 孝博*; 千葉 敏*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12003_1 - 12003_4, 2017/09
A theoretical study of $$beta$$ decay and delayed neutron has been carried out with a global $$beta$$-decay model: the gross theory. In a fissioning nucleus, neutrons are produced by the $$beta$$ decay of neutron-rich fission fragments. This is known as delayed neutrons. The gross theory of the $$beta$$ decay is based on a consideration of the sum rule of the $$beta$$-strength function, and gives reasonable results of $$beta$$-decay rates and delayed neutron in the entire nuclear mass region. We re-analyze and improve the theory on the strength functions and one-particle level densities. We focus on the spin-parity of decaying nucleus, and a hindrance treatment is introduced for the allowed transition on parity-mismatching nuclei. By using the improved gross theory, the ability of theoretically reproduction (and also prediction) on $$beta$$-decay rates, delayed-neutron emission probabilities, decay heat, will be discussed. In the process, we make a new code of the gross theory of $$beta$$- decay including the improved parts. We will show the code, which can be distributed for the nuclear data community.
6
液滴界面近傍におけるエアロゾル挙動の可視化計測
上澤 伸一郎; 吉田 啓之
混相流シンポジウム2017講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2017/08
液滴によるエアロゾル粒子の捕集は、多くの産業分野で実用化されている。近年では液滴による放射性エアロゾル粒子の捕集が、原子力分野でも実用化さている。エアロゾル粒子除去の物理機構には、さえぎり、慣性衝突、ブラウン運動による拡散、重力沈降、静電引力があると考えられているが、エアロゾル粒子は比較的微小かつ高速で運動することから、液滴によるエアロゾル粒子がそれらの物理機構によって捕捉されている様子を直接計測した例はない。本研究では、液滴によるエアロゾル粒子の捕捉挙動を明らかにするため、液滴周りのエアロゾル粒子群挙動を粒子画像流速測定法で計測した。さらに、液滴界面近傍のエアロゾル粒子の捕捉挙動を、対物レンズを備えた高速ビデオカメラを用いて観察した。その結果、液滴断面中心に飛来するエアロゾル粒子は、液滴界面近くで減速後に、液滴界面に捕捉されたことが確認された。しかしながら、液滴断面中心から離れた位置に飛来したエアロゾル粒子は、液滴界面に到達できず、液滴界面に捕捉されることはなかった。また、実験後の液滴界面と内部の観察から、液滴界面で捕捉されたエアロゾル粒子は液滴内部に移動することが確認された。
7
Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 1; Effect of the debris shape
山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
The fuel debris retrieval method without cooling water is proposed as one candidate for decommissioning of the Fukushima Daiichi NPS, since it can reduce the contaminated water. However, there are unknown information and uncertainties to evaluate the temperature distribution in and around the fuel debris. The temperature distribution is affected by the air-cooling performance, therefore, to solve these issues, we have been developing the analysis method to evaluate the air-cooling performance around accumulated debris in the pedestal. A numerical simulation code JUPITER, which is based on a CFD technique and can treat a multi-phase, multi-component thermal-hydraulics, is applied as the basis of the developed method. In this paper, preliminary numerical simulations to evaluate the effects of debris shapes and heat source conditions on free convection were performed. In these simulations, thermal hydraulic behaviors in simplified pedestal region were calculated by developed method. As a result, it was confirmed that the flow pattern of the free convection in the pedestal clearly differed with debris shapes and the temperature distributions were strongly correlated with the velocity fluctuation around the debris surface.
8
Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.
9
ベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に関する研究
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、近年の報告によれば、事故時には、既存試験で確認された運転条件範囲を逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動を確認した例は少ない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管の縮小部のガス流速が増加するにつれて、縮小部の圧力が増加することで、スクラビング水の供給量は減少し、最終的に停止することが確認された。また、ベンチュリ管内の二相流挙動を可視化したところ、実機のベンチュリスクラバで想定される水供給口からの噴霧は確認されず、水供給口下流以降に形成された液膜流からの断続的な噴霧が確認された。このようにベンチュリスクラバ内の二相流挙動は実機で想定される二相流挙動とは異なることが示唆された。
10
実環境におけるベンチュリスクラバの除染性能に関する予測評価
堀口 直樹; 吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 阿部 豊*
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/06
ベンチュリスクラバは原子力発電所におけるフィルタ付ベントシステムの構成機器として導入されており、核分裂生成物を含む微小なエアロゾルを除去する役割がある。しかしながら、ベントシステムの運用時に想定されうる全ての圧力条件範囲において除染性能を予測する手法はない。そこで、本研究は、機構論的な流動解析コードをベースとした除染性能解析手法を構築し、これによって実環境で想定される流動及び除染性能に関する知見を得ることを目的とした。解析の結果、ベンチュリスクラバの入口圧力が下がるにつれ、ベンチュリスクラバ喉部での流入する気相の速度は抑制されること、自吸される液相速度は変化すること、除染係数は増減傾向となることがわかった。またエアロゾル径が大きくなるにつれ除染係数が増加することがわかった。
11
海水塩析出物を伴う海水の流動沸騰熱伝達に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 永武 拓; 吉田 啓之
混相流, 31(2), p.162 - 170, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所事故では、非常用冷却水の注水・除熱機能が失われたため海水が注水された。しかし、炉内への海水注入は行われたことがなく、海水による燃料集合体の冷却は検討されていない。本研究では、海水を用いてプール核沸騰実験を実施し、伝熱面温度と伝熱面上の海水塩析出層厚さの測定を行い、海水塩析出物が核沸騰熱伝達へ与える影響について評価した。また、燃料棒と同様な寸法の内管加熱部を持つ鉛直二重管流路での上向き強制流動沸騰実験を実施し、海水の流動沸騰への影響についても議論した。その結果、高濃度の人工海水では、一定かつ低い熱流束であっても壁面過熱度が次第に増加し、既存の伝熱評価式から外れる、伝熱面温度の逸走が起きることを確認した。海水塩析出層厚さの測定から、この伝熱面温度の逸走は、伝熱面上に海水塩の1つである硫酸カルシウムが析出し、時間とともに析出層が厚くなることにより、表面までの熱抵抗が増加して起きる現象であると考えられる。また、海水塩濃度が高いほど、より低い熱流束で伝熱面温度の逸走が起きており、海水塩の伝熱面上での析出は、伝熱面近傍の海水塩濃度が関係すると考えられる。流動沸騰条件では、下流では海水の濃縮が進むため、下流の伝熱面にはプール核沸騰実験よりも低い熱流束で海水塩が析出し、伝熱面温度の逸走が発生することを確認した。
12
Development of numerical simulation method for melt relocation behavior in nuclear reactors; Validation and applicability for actual core structures
山下 晋; 徳島 二之*; 倉田 正輝; 吉田 啓之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00567_1 - 16-00567_13, 2017/06
過酷事故時の炉心溶融物の移行挙動を詳細に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法JUPITERを開発している。BWRの制御棒、燃料支持金具、燃料集合体といった複雑構造物やその溶融移行挙動を表現するために精度、効率、安定性及び堅牢性に優れた数値計算手法を適用した。本論文では、実機炉内構造物へのJUPITERの適用性と妥当性を評価するために、実機炉内構成材中の溶融移行予備解析を実施すると共に、基礎的な問題と、複雑な実験解析によりJUPITERの妥当性を検証した。その結果、予備解析では多成分での溶融移行挙動と凝固挙動を安定的評価できることを確認した。また、検証解析では、実験結果と良好な一致を示した。これらの結果から、JUPITERは、RPV内における溶融物移行挙動評価手法としてポテンシャルを有していることが明らかになった。
13
海水プール核沸騰素過程に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第54回日本伝熱シンポジウム講演論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2017/05
東京電力福島第一原子力発電所事故時の海水注入が伝熱流動へ与える影響を、その物理現象を含めて理解するため、海水及び蒸留水を用いてプール核沸騰実験を行い、プール核沸騰素過程に与える海水の影響について検討した。その結果、海水を用いた場合、沸騰核が減少した。この沸騰核の減少は、沸騰や二次気泡の形成、及び熱伝達表面の過熱度の増加に影響を及ぼすことを確認した。また、濃縮された海水では、海水塩析出層が伝熱面上に形成され、その厚さの増加に伴って熱抵抗が増加し、加熱面上の沸騰による冷却性能が大幅に低下することで、伝熱面が焼損することを確認した。これは、蒸留水での伝熱面焼損とは異なる物理機構であり、海水の場合は蒸留水よりも低い発熱量でも伝熱面が焼損する可能性がある。
14
Development of a numerical simulation method to evaluate molten material behavior in nuclear reactors
山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 10 Pages, 2017/04
原子力機構では、過酷事故時の炉内溶融物移行挙動進展を現象論的に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法(JUPITER)の開発を行っている。本報では、過酷事故時の炉心溶融移行挙動予備解析として、3次元CADデータにより再現した詳細燃料集合体モデルによる溶融移行挙動予備解析、RPV底部から流出するコリウムのペデスタル底部での広がり解析並びに、ペデスタル底部の模擬デブリ周囲の自然対流冷却評価予備解析を実施した。炉心溶融移行挙動予備解析では、複雑構造物内での溶融物の移行挙動解析へ向けたフレームワークを構築することができた。コリウムのペデスタル底部での広がり解析では、ペデスタル底部での溶融物の冷却に伴う高粘性流体を安定して解析できることと、凝固を伴いながら進展する様子を評価できる見通しを得た。模擬デブリの空冷評価解析手法では、平板形状デブリと半球形状デブリによる周囲雰囲気温度への影響評価解析を行い、平板状デブリよりも半球状デブリの方が除熱効果が高いことが分かった。以上より、JUPITERの目標である炉心溶融挙動から圧力容器下部またはペデスタルへの溶融物移行挙動一貫解析を実現できる見通しを得た。
15
析出物を伴う懸濁液プール核沸騰熱伝達に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Thermal Science and Engineering, 25(2), p.17 - 26, 2017/04
東京電力福島第一原子力発電所事故時の海水注入が伝熱流動へ与える影響を理解するため、伝熱面上の海水塩析出物が沸騰熱伝達へ与える影響の把握を目的とした海水プール核沸騰熱伝達実験を実施した。また、伝熱面に析出物が伴うという共通点を持つナノ流体のプール核沸騰熱伝達実験も実施し、両流体の熱伝達機構の共通点と相違点について議論した。その結果、海水では特定の熱流束を境に一定の熱流束であるにもかかわらず、伝熱面温度が非定常に増加し、限界熱流束の低下が示された。ナノ流体については蒸留水よりも高い熱流束で伝熱面焼損を起こしており、既存研究と同様に限界熱流束の向上を示唆した結果が得られた。この違いは伝熱面上の析出物の構造の違いによるものと考えられる。海水の場合、析出物は熱伝導率の低い硫酸カルシウムであり、時間とともに析出層が厚くなることを確認された。その析出層厚さが増加することで熱抵抗が増加し、熱伝達率ならびに限界熱流束が低下したと考えられる。ナノ流体の場合には、伝熱面上にナノ粒子層が析出したが、その表面は、海水塩析出物とは異なり、多数のマイクロスケールの溝が形成されていることが確認された。その溝を通して液が伝熱面に供給されることで、限界熱流束が向上したと推定される。このように、海水とナノ流体では、共に析出物を伴う流体であっても、その析出物の構造の違いによって沸騰熱伝達へ与える影響は異なる。
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New muonium HFS measurements at J-PARC/MUSE
Strasser, P.*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.
Hyperfine Interactions, 237(1), p.124_1 - 124_9, 2016/12
At the Muon Science Facility (MUSE) of J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex), the MuSEUM collaboration is planning new measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium both at zero field and at high magnetic field. The previous measurements were performed both at LAMPF (Los Alamos Meson Physics Facility) with experimental uncertainties mostly dominated by statistical errors. The new high intensity muon beam that will soon be available at MUSE H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation, and the results of a first commissioning test experiment at zero field are presented.
17
内管加熱二重管における海水の非沸騰熱伝達への影響
上澤 伸一郎; Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.183 - 191, 2016/12
東京電力福島第一原子力発電所事故において、炉心の冷却のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がなく、海水注入による冷却材の物性値の変化や海水塩の析出が炉心の冷却能力へ与えた影響についての理解が求められる。また、現在の炉内状況把握のため、海水の伝熱流動評価モデルの作成が必要不可欠である。本論文では、非沸騰条件における二重管流路内の温度計測と流速分布計測を実施し、人工海水の伝熱流動特性について、純水やNaCl溶液との比較検証を行い、海水の伝熱流動評価モデルの作成を試みた。その結果、本実験においては、レイノルズ数2300[-]以上の強制対流域では、純水のみならず、人工海水やNaCl溶液においてもその伝熱流動特性はDittus-Boelterの式で示せることが確認されたとともに、加熱二重管内の流速分布においても作動流体に対する違いは見られなかった。自然対流が混じる共存対流の乱流域においても、人工海水やNaCl溶液のヌッセルト数は、純水と同様にグラスホフ数やプラントル数、レイノルズ数の無次元数で整理できた。このように、海水の物性値を考慮すれば、海水単相流の伝熱流動特性は、純水と同様の既存の伝熱流動評価モデルで評価できることが明らかにされた。
18
Numerical simulation of two-phase flow behavior in Venturi scrubber by interface tracking method
堀口 直樹; 吉田 啓之; 阿部 豊*
Nuclear Engineering and Design, 310, p.580 - 586, 2016/12
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
So celled multi Venturi scrubbers systems are installed in light water reactor systems to realize filtered venting at accident. This system is composed of many Venturi scrubbers (VS) and a water pool. However, the scrubbing mechanism of the self-priming VS including effects of gas mass flow rate and shape of the VS are understood insufficiently in the previous studies. Therefore, we started numerical and experimental study to understand the detailed two-phase flow behavior in the VS. In this paper, to understand the VS operation characteristics for the filtered venting, we performed numerical simulations of two-phase flow behavior in the VS. In the first step of this study, we perform numerical simulations of supersonic flow by the TPFIT to validate the applicability of the TPFIT for high velocity flow like flow in the VS. In the second step, numerical simulation of two-phase flow behavior in the VS including self-priming phenomena. As the results, dispersed flow in the VS was reproduced in the numerical simulation, as same as the visualization experiments.
19
Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 2; Outline of numerical method and preliminary analysis of free convection around fuel debris
山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
福島第一原子力発電所廃止措置における燃料デブリ取り出し工法において、気中工法が検討されている。気中における燃料デブリの冷却能力の検討が、この工法実現のための重要な課題であるといえる。しかしながら、燃料デブリの形状や表面温度には大きな不確かさがあり、冷却能力を評価するには、それらの影響を含めて自然対流による冷却能力を評価する必要がある。そこで原子力機構では、JUPITERコードを使って、燃料デブリの自然対流による冷却能力を評価できる手法の開発を行っている。本報では、解析手法の概要と予備解析として実施した、模擬体系での自然対流による燃料デブリから気中への熱伝達の評価結果等について発表する。
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Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 3; Heat transfer and flow visualization experiment of free convection adjacent to upward facing horizontal surface
上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 山下 晋; 吉田 啓之
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
A dry method for fuel debris retrieval is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on a numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Moreover, a heat transfer and flow visualization experiment in air is also conducted in order to validate the numerical analysis. In this paper, to decide measurement targets of the experiment, we roughly estimated the heat transfer of the fuel debris exposed to the air. The rough estimation indicated that the evaluation of the free convection and the radiation heat transfer were important to understand the heat transfer of the debris. Considering the estimations, a preliminary experiment for the free convection in air adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to discuss applicability of the temperature measurement systems and the flow visualization systems to the experiment for the validation of the JUPITER. By the preliminary experiment, we confirmed that heat transfer temperature, air temperature and emissivity can be measured with thermocouples and the infrared camera. The applicability of a PIV to measure velocity fields of the free convection in air was also confirmed.