2022/12/09 更新

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モロオカ シンイチ
師岡 愼一
所属
理工学術院
職名
名誉教授
ホームページ

学歴

  •  
     
     

    早稲田大学  

学位

  • 工学博士

所属学協会

  •  
     
     

    日本機械学会 フェロー

  •  
     
     

    日本原子力学会 フェロー

  •  
     
     

    日本混相流学会

  •  
     
     

    日本伝熱学会

 

研究分野

  • 流体工学

  • 熱工学

研究キーワード

  • 原子炉熱流動、原子炉燃料開発

受賞

  • 日本原子力学会技術賞 BWR 炉心核熱水力安定性の研究

  • 日本原子力学会 熱流動部会 業績賞 BWR燃料集合体の汎用沸騰遷移解析手法に関する技術開発

  • 日本原子力学会特賞 BWR 模擬燃料集合体内ボイド率測定技術に関する研究

共同研究・競争的資金等の研究課題

  • 可逆性アプローチによる高レベル放射性廃棄物(HLW)管理政策と世代間公平性

    研究期間:

    2019年04月
    -
    2022年03月
     

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    高レベル放射性廃棄物の地層処分政策に対する社会的合意形成が困難な最大の要因は、現在世代と将来世代との間におけるリスク負担と政策選択権の配分をどのようにすることが公平なのかという、世代間公平性問題の解が一義的でないことである。本研究は、1990年代以降、国際社会において活発に議論されているHLW管理政策における可逆性アプローチについて、日本や欧米の研究動向を詳細に調査研究する。また、異なる立場の専門家(知の三角測量)と多世代の市民を包摂した熟議の「場」(HLW市民会議)を形成し、社会的受容性論から政策選択の要因分析を行い、可逆性アプローチによる2つの世代間公平性原理の統合の可能性を検討する

  • 高レベル放射性廃棄物(HLW)処理・処分施設の社会的受容性に関する研究

    研究期間:

    2016年04月
    -
    2019年03月
     

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    本研究「高レベル放射性廃棄物(HLW)処理・処分施設の社会的受容性に関する研究」は、原子力発電所からでる使用済核燃料に由来するHLW処理・処分施設立地の社会的合意形成のあり方を、科学技術コミュニケーション研究における欠如モデルと文脈モデルに基づき、日本と欧州のケーススタディから、欠如モデルの限界と文脈モデルの適用可能性を明らかにすることを目的としている。その際、各モデルを分析する方法論として社会的受容性論に着目し、HLW処理・処分施設の社会的受容性を技術・制度・市場・地域の4要素から定義し、日本と欧州における立地容認事例と拒否事例における各アクターの社会的受容性分析を通じて、欠如モデルの限界を実証的に検討し、文脈モデルの具体的な適用手法について考察することとしている。以上の研究目的に基づき、本科研PJの第1年次(2016年度)の研究活動としては、外部専門家などを招聘した合計7回の研究会を開催し、国内調査として青森

  • 多相流体による自然循環流量促進に関する研究

    研究期間:

    2015年04月
    -
    2017年03月
     

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    本研究では、自然循環による溶融炉心冷却システムとナノ流体による限界熱流束向上を組み合わせることにより無電源による溶融炉心冷却を目指した。多相流体としては、水―空気―ナノ粒子(酸化チタン)を、円管, 矩形管, テーパ管の垂直試験体を用いた。結果を以下に示す。○粘性係数が約10%増大したが、多相流体の自然循環流量は水-空気二相流と大差がなく 多相流体の促進効果が働いたと考えられる。○構築した予測手法は、多相流体の自然循環流量を10%以内で予測できる。○構築した手法を考案したナノ流体を用いた溶融炉心冷却システムに適用し、従来システムに比較して除熱性能が向上することを明らかにした

学内研究費(特定課題)

  • 過酷事故時の溶融炉心冷却を目指した多相流体の自然循環流動特性予測に関する研究

    2014年  

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    苛酷事故時に原子炉からの放射性物質の漏えいを防ぐためには、圧力容器下部ヘッドを溶かして漏えいした溶融炉心(デブリ)を無電源で原子炉格納容器内にとどめることが必須である。このため、原子炉格納容器下部にデブリを捕獲して自然の力を利用して冷却する溶融炉心冷却システムの除熱性能(限界熱流束)を増大させることが必要である。 申請者は、水と気相の密度差で発生する自然循環とナノ粒子の限界熱流束向上効果を組み合わせることにより無電源(自然力)で溶融炉心を冷却することを考えている。本課題では、ナノ流体の自然循環流量への影響を評価するため、モデル(ボイド率、圧力損失の予測)を改良し、多相流体にも適用できる自然循環流量予測手法の検討を行い、予測手法の構築を行った。今後は、多相流体の試験データの比較検討を行う。

  • ドライアウトそしてDNBに適用できる汎用限界熱流束解析手法の構築

    2013年  

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    1.緒言現在 世界で稼働している軽水炉型原子力発電所には、沸騰水型原子力発電所(BWR=Boiling Water Reactor)および加圧水型原子力発電所(PWR=Pressurized Water Reactor)があり、原子炉の炉心出力は、核燃料棒の表面が蒸気で覆われる熱流束(限界熱流束 CHF=Critical Heat Flux)で規定されている。PWR燃料では強制対流サブクール沸騰状態で、伝熱面が局部的に蒸気膜で覆われるDNB(Departure Nucleate Boiling)のメカニズムで発生しており、解析モデルは少なく、試験データをフィッティングした実験式が用いられている。BWR燃料の限界出力出力は燃料棒表面の液膜ドライアウトモデルで予想可能であることは、報告者らが報告している。本研究では、BWRと同様に液膜がドライアウトすることによるメカニズムからDNBの限界熱流束を予測できる限界熱流束解析手法を構築することである。特に、本研究の特徴として挙げられるのが,先行研究では行われていない現象論的予測モデルによる軸方向非一様加熱条件の解析を行っている点である。2.解析手法の構築 DNB 発生機構として,本研究では蒸気ブランケット機構と均質核生成機構の二つの機構を考えた。先行研究では、蒸気ブランケットと伝熱面の間に形成される薄液膜がドライアウトし伝熱面が蒸気で覆われるとDNBが発生しているという仮定のもとにCHFを評価していた。軸方向非一様加熱条件での試験結果と先行研究の解析を比較すると、DNB発生位置そして軸方向非一様加熱のCHFへの効果を評価することはできなかった。そこで、DNB発生時のロッド温度変化の試験結果を検討すると実現象では過渡的な温度変化を示していることがわかった、そこで、伝熱面の過熱現象を考慮した新しいモデルを構築した。つまり、先行研究では液膜が消失した時点で CHF が発生すると考えられているが,本研究では蒸気ブランケット下の液膜が消失した後,壁温の時間変化を考え、壁温が限界液相過熱温度に到達した場合のみCHF が発生すると考えた。3.結論構築した解析手法と試験データとの比較より、以下の結論が得られた.(1)先行研究では扱われていない,現象論的予測手法による軸方向非一様加熱条件における CHF および CHF 発生点予測手法を構築した.(2)本解析手法の CHF 予測精度は,PWR の燃料設計等に実際に応用されている経験的相関式である W-3 Correlationの CHF 予測精度との比較から,現象論的手法としては十分妥当な精度であるといえる.(3)本解析手法は従来の蒸気ブランケットモデルでは予測出来なかった軸方向非一様加熱条件における CHF 発生点を 20% の精度で予測可能であり,W-3 Correlation による CHF 発生点予測精度よりも良い精度で予測可能である.

  • ナノ流体による溶融炉心冷却を目指した限界熱流束性能予測に関する研究

    2013年  

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    1.緒言 福島原発事故を契機に自然循環を利用した過酷事故時の溶融炉心を無電源で冷却するシステム(PCCS = Passive Corium Cooling System)が検討されるなど、無電源で大きな流れを生み出す二相流の自然循環が注目を集めている。また、ナノ流体によって限界熱流束(CHF=Critical Heat Flux)が増大することは報告者が確認しており、原子炉の苛酷事故対策や熱流体機器への適用が検討されている。つまり、冷却水にナノ粒子を混合し、二相流の自然循環を用いれば、水のみの場合に比較して、無電源で溶融炉心を冷却する能力が更に増大する。このような自然循環を用いたシステムの除熱量は自然循環流量に依存するため、自然循環流量を正確に予測することは安全設計上極めて重要である。本研究の目的は、まずは水単体の場合の二相流での自然循環流量を予測する手法を構築することであり、本研究では実験と解析の両面からアプローチを行った。2.試験装置の製作および試験結果 自然循環流量を測定した試験は少ないうえに、自然循環流量を予測するために必要な駆動力と圧力損失までを測定している試験はほとんどない。そのため、空気-水系自然循環試験装置を製作し、自然循環流量・駆動力・圧力損失を検証できるデータを取得した。3.自然循環流量評価手法の構築自然循環流量は密度差により発生する駆動力と流動による圧力損失が釣り合う流量である.二相流の自然循環の場合,駆動力の導出における重要なパラメータはボイド率であり,圧力損失の導出における重要なパラメータは摩擦圧力損失,局所圧力損失であれば二相増倍係数,加速圧力損失ではボイド率である。試験データの検討より,ボイド率,二相増倍係数のモデルとしてIshiiのドリフトフラックスモデル,Martinelli- Nelsonモデルを選択した。4.結論 本研究で得られた結論を以下に示す。(1). 大気圧、空気-水系での単流路、多流路における自然循環流量の測定を行い、詳細な試験装置寸法を提示し、自然循環流量予測手法を検証する単流路・多流路試験データを提供することができた。(2). 本手法により、単流路そして多流路の二相流自然循環流量を予測できることを明らかにした。

  • 溶融炉心冷却を目指したナノ流体沸騰伝熱性能予測に関する研究

    2012年  

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    緒言  福島原子力発電所事故を踏まえ、苛酷事故の溶融炉心による影響範囲を限定するため、溶融炉心を決して圧力容器外に漏洩させない方策(IVR=In-Vessel Retention)が必須である。 漏洩させないためには、圧力容器下部の破損を防ぐため、この部分の限界熱流束(以下、CHF=Critical Heat Flux)を増大させることが必要である。そこで、冷却水にナノ流体を用いてCHFを増大させる技術が検討されている。ナノ流体を用いた溶融炉心冷却対策は、既設の原子炉にも設置することが容易であり、かつ導入コストも低いことから、原子炉の安全対策に有望な手段である。しかしながら、ナノ流体によるCHF増大のメカニズムは明らかになっておらず、原子炉実機への適用は難しい状況になっている。そのため、ナノ流体を実機へ適用するには、なぜこのような現象が起こるかを解明する必要がある。本研究ではTiO2ナノ粒子を使用しCHF増大率の粒子依存性を実験により計測する。またナノ粒子物質を変化させ、粒子物質によるCHF増大率を計測する。それらの結果より、増大メカニズムを検討し、さらに シビアアクシデント対策に適したナノ粒子を提案する。 2.試験方法及び装置 試験は純水、大気圧、プール沸騰で行い、試験体には外径0.3mm、長さ50mmの白金線を用いた。まずナノ流体中で通電し白金線表面にナノ粒子を堆積させ、純水で満たしたCHF試験装置に試験体を移動しCHFを測定した。高速度カメラを用いて伝熱面を撮影し、発泡点密度の測定も行った。試験ナノ粒子としては、粒子径14nm、21nm、35nm、50nm、80nmの TiO2ナノ粒子、粒子径35nmで材質がSiO2,Al2O3を用いた。3.試験結果及び考察 TiO 2の場合、粒子径が小さいほどCHFが向上し、水との接触角も減少、つまりぬれ性が良くなっている結果が得られた。ただし、SiO2,Al2O3のナノ粒子の場合は、水に混濁せず白金線表面にほとんどナノ粒子の堆積はみられず、CHF増大もほとんど見られなかった。ナノ流体によるCHF増大メカニズムは、ぬれ性が増大することにより、伝熱面から気泡が離脱する時間が短くなり、それにより気泡底部の液膜がより高い熱流束まで保持されるメカニズムと考えられる。4.結論 ナノ流体、白金線を用いて行った大気圧より得られた結果を要約すると、(1) TiO2のナノ流体により プール沸騰のCHFは、最大230%増大した。ただし、沸騰熱伝達率は小さくなる。(2) ナノ粒子径が小さいほど、CHF向上率は高くなり、実機には粒子径が小さいナノ粒子を用いることが良い。(3) CHFの増大率とぬれ性の向上は強く関連している。

  • コアキャッチャ開発を目指したナノ流体沸騰伝熱性能予測に関する研究

    2011年  

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    1.緒言 ナノ流体によって限界熱流束(以下、CHF=Critical Heat Flux)が増大することは多くの研究者により確認されており、原子炉の苛酷事故対策や熱流体機器への適用が検討されている。例えば、苛酷事故発生時、溶融炉心が原子炉圧力容器(RPV=Reactor Pressure Vessel)底面に堆積した際、溶融炉心をRPV内に留める為には、RPV底部の除熱限界、つまりCHFを高める必要がある。そこで、RPVを水没させて冷却する際、冷却水にナノ流体を用いる案が検討されている。しかしながら、ナノ流体によるCHF増大のメカニズムは明らかになっていない。本研究では伝熱表面の時間変化を極力排除し、加えて沸騰様相の可視化も可能な試験を行う為、試験体として白金線を用い、まずナノ流体中で沸騰を行い白金線表面にナノ粒子層を堆積させた後、試験体を取り出し純水中でCHF試験を行った。本研究の目的は、ナノ流体がCHFに与える影響を試験的に検討し、加えてCHFが増大するメカニズムを明らかにすることである。2.試験方法及び装置 試験は純水、大気圧、プール沸騰で行い、試験体には外径0.3mm、長さ50mmの白金線を用いた。まずナノ流体中で通電し白金線表面にTiO2を堆積させ、純水で満たしたCHF試験装置に試験体を移動しCHFを測定した。高速度カメラを用いて伝熱面を撮影し、発泡点密度の測定も行った。3.試験結果及び考察 表面にナノ粒子が堆積すると発泡点密度が減少し、発泡点密度が小さくなるに従い、CHFも増大している。そこでCHF増大の道筋を試験データに基づいて、次のように考えた。(1)ナノ粒子が表面に堆積し、多孔質層を形成する。これにより濡れ性が改善され、毛管力が増大しキャビティに水が入り込み易くなる。そしてキャビティ内部の気泡は凝縮され消滅し、キャビティが不活性化する。(2)不活性なキャビティの増加により発泡点密度は減少し、気泡間の液膜量が増大する為、ドライアウトを起こし難くなりCHFが増大する。このような流れでCHFが増大していると考えられる。4.結論 TiO2のナノ流体、白金線を用いて行った大気圧より得られた結果を要約すると、(1) TiO2のナノ流体により プール沸騰のCHFは、最大200%増大した。ただし、沸騰熱伝達率は小さくなる。(2) ナノ粒子が堆積した伝熱面(ナノ粒子堆積面)は、清浄面に比較して発泡点密度(単位長さ当たりの沸騰核)が大幅に減少する。(3) CHFの増大率と発泡点密度減少率は強く関連している。

  • 薄液膜内の微細化沸騰を考慮した原子炉燃料限界出力予測手法に関する研究

    2011年  

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    緒言各国で、経済性の観点から同じ大きさの原子炉からより多くの電気出力を発生させる、つまり出力密度の大きな原子炉(高出力密度原子炉)の開発競争が行なわれている。原子炉の運転出力は、核燃料集合体(燃料)の除熱限界(以下限界出力)で規制されており、より高い出力密度を有した原子炉を開発するため、つまり外国(韓国、ロシア、EUなど)に勝つためには、燃料の除熱限界性能を増大させることが必要である。 本研究では、高限界出力燃料集合体開発を目指し、限界出力が発生するメカニズムを伝熱の素過程に基づいてモデル化し、さらに限界出力を予測する手法を構築することを目的とする。特に、従来の液膜ドライアウトでは低流量では限界出力測定値と予測値は一致するが、高流量域では測定値を過大評価してしまうという課題があり、計算での正確な予測はいまだなされていない状況である。対象とする条件はBWR 運転条件でありBWR 燃料相当の加熱長L≒4m、管径D≒1cm 程度である。解析手法燃料棒表面の流れ方向の薄液膜流の変化(流入,流出,液滴付着,液滴飛散,蒸発,の収支)から液膜消失(ドライアウト)出力を予測した。結果・考察 従来の液膜流モデルでは液滴飛散率を計算する際、液膜・蒸気相間に生じる界面せん断力による液滴発生のみを考えている。限界出力予測計算と試験値との比較を行った結果G=500[kg/m 2s]を境に限界出力の過大評価(予測値>試験値)が見られた。従来研究における高流量領域での限界出力の過大評価の要因として液滴付着が予測値より実際は減っている、もしくは液滴飛散が予測値より実際は増えていることが挙げられる。これまで、高流量域での予測精度向上を目的とした以下のモデルが提案されている。①液膜内沸騰による液滴飛散率の増加、②蒸気発生流速による液滴付着率抑制、③バンドル特有の断面内流速分布による液膜局所破断、④液滴衝突時の液滴発生 蒸気発生流速は、液滴流速に比較してかなり小さく、③はバンドル特有、④は知見が少ないこと、定格流量では限界熱流束は1000000W/m2 程度であり「液膜内での沸騰」が生じている可能性がある。これらの要因分析から、従来モデルで考慮されている界面せん断力による液滴発生率と液膜内沸騰による液滴発生率の式を組み合わせて計算を行った。またBWR 運転流量範囲を含む広範囲の限界出力の試験値(約600点)と予測値の比較を行い、試験値を良好に予測できた。今回作成したモデルの信頼性を検証するため、液膜内沸騰の可能性について検討した。本研究ではChen の強制対流沸騰における熱伝達率の相関式に着目した。全熱伝達率(対流熱伝達 と沸騰熱伝達の和)における沸騰熱伝達率の存在割合を計算すると、出口付近でも沸騰熱伝達率が20%程度存在する。よって液膜内で沸騰現象が生じていると考えるのが妥当である。結論高流量域で測定値を過大評価してしまうメカニズムを検討し、液膜内沸騰による液滴飛散が主要因であることを明らかにし、液膜内での沸騰を考慮したモデルを組み込むことにより、BWR 運転流量範囲を含む広範囲で、限界出力試験値を良い精度で予測することができた。また、液膜内での沸騰は生じていることを明らかにした。

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