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古田 琢哉; 佐藤 達彦; Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Kim, C. H.*; Brown, J. L.*; Bolch, W. E.*
Physics in Medicine & Biology, 62(12), p.4798 - 4810, 2017/06
被引用回数：10 パーセンタイル：47.17(Engineering, Biomedical)モンテカルロ輸送計算コードPHITSに、ポリゴン体系の一種である四面体メッシュ体系を利用できる機能を導入した。四面体メッシュは自由な形状を記述することに優れており、曲面を含む様々な複雑な体系を記述することができる。また、形式変換をすることでCAD等のソフトウェアを利用した三次元体系の設計も可能となった。本機能の導入に際し、初期段階で四面体メッシュ体系に対する分岐マップを準備し、輸送計算の計算時間を短縮する工夫を加えた。この工夫により、同数のメッシュ数であれば、ボクセルメッシュと同程度の計算時間で、四面体メッシュ体系の輸送計算を可能にした。四面体メッシュでは、異なるサイズおよび形状の四面体を組み合わせることで、より少ないメッシュ数で人体ファントム等の複雑体系を表現できる。人体ファントムに対する線量計算では、四面体メッシュを採用することで、計算時間をボクセルメッシュの計算に比べて4倍短縮できることが分かった。
-permselective silica membrane for the separation of H from the hydrogen iodide decomposition reaction in the iodine-sulfur processMyagmarjav, O.; 池田 歩*; 田中 伸幸; 久保 真治; 野村 幹弘*
International Journal of Hydrogen Energy, 42(9), p.6012 - 6023, 2017/03
被引用回数：19 パーセンタイル：49.18(Chemistry, Physical)A high performance hydrogen-permselective silica membrane derived from hexyltrimethoxysiline (HTMOS) Si-precursor was developed to enhance chemical equilibrium ratio of hydrogen iodide (HI) decomposition in thermochemical water-splitting iodine-sulfur (IS) process. The silica membrane, called the HTMOS membrane, was prepared via a counter diffusion chemical vapor deposition method. The HTMOS membrane prepared at an optimal condition of 450
C within 5 min showed highest H permeance of the order of 10
mol Pa
m
s with a H/SF
selectivity of 276. It was found that the HTMOS membrane was stable in HI exposure at 400C during 8 h and its HI permeance was the order of 10
mol Pa m s. It was demonstrated that the newly developed the HTMOS membrane could be a promising candidate for HI decomposition membrane reactor at working temperature of around 400C.
SO
decomposition, HI distillation, and HI decomposition section野口 弘喜; 竹上 弘彰; 上地 優; 田中 伸幸; 岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.1029 - 1038, 2016/11
原子力機構では、高温ガス炉の核熱利用技術として熱化学法ISプロセスの研究開発を行っている。工業材料を用いて100L/h規模の連続水素製造試験装置を製作した。初めに、本試験装置の各機器の機能確認を行うため、5つに分割された工程毎に試験を実施した。本報告では、5工程のうち、硫酸分解工程、HI蒸留工程及びHI分解工程の結果を示した。硫酸分解工程では、硫酸分解器による硫酸分解反応試験を行い、酸素製造量は供給硫酸量に比例することを示し、また、SO
分解率は約80%であった。以上より、設計通りの性能を有していることを明らかにした。HI蒸留工程では、共沸以上のHIx水溶液を用いた蒸留試験を行い、塔頂から高濃度HI水溶液、塔底から共沸組成のHIx水溶液の生成を確認し、蒸留による分離が設計通りに行われていることを示した。HI分解工程では、HI分解器によるHI分解反応試験を行い、分解率約18%で安定した水素製造が可能であることを示し、設計通りの性能を有していることを示した。シリーズ(I)で示すブンゼン反応工程、HI濃縮工程の結果と合わせて、工程別試験を完了した。その後、これらの結果を基に、連続水素製造試験を実施し、8時間の水素製造に成功した。
Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.333 - 344, 2016/03
被引用回数：10 パーセンタイル：67.99(Nuclear Science & Technology)Large-scale computer programs simulate severe accident phenomena and often have a moderate-to-large number of models and input variables. Analytical solutions to uncertainty distributions of interested source terms are impractical, and influential inputs on outputs are hard to discover. Additionally, runs of such computer programs, or integral codes, are time-consuming and hence expensive. This article presents an integrated approach to the uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accident source terms, with an example which simulates an accident sequence similar to that occurred at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant using an integral code, MELCOR. Monte Carlo based uncertainty analysis has been elaborated to investigate released fractions of representative radionuclides, Cs and CsI. In order to estimate sensitivity of inputs, which have a substantial influence on the core melt progression and the transportation process of radionuclides, a variance decomposition method is applied. Stochastic process, specifically a Dirichlet process, is applied to construct a surrogate model in sensitivity analysis as a substitute of the code. The surrogate model is cross-validated by comparing with corresponding results of MELCOR. The analysis with the simpler model avoids laborious computational cost so that importance measures for input factors are obtained successfully.
山口 五十夫*; 森田 泰治; 藤原 武; 山岸 功
JAERI-Tech 2005-054, 61 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-054.pdf:12.38MB
HLW-79Y-4T型核燃料輸送容器(通称サンドリオン)は、日本原子力研究所東海研究所における群分離試験において使用する高レベル放射性廃液を核燃料サイクル開発機構東海事業所より輸送する目的でフランスより購入し、日本の国内法規に適合するよう改造を行い、「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」に適合したBM型輸送物である。本輸送容器は1980年に核燃料輸送物設計承認を、1981年には輸送容器承認を受け、1982年から1990年にかけて5回の高レベル放射性廃液の輸送を実施した。その後は、所外の施設より高レベル廃液を搬入する手段を確保しておく必要性から、本輸送容器の健全性維持,承認容器としての更新手続きを実施してきた。しかし、研究の進展に伴い、所内においても高レベル廃液の入手が可能となったため、本輸送容器は、運搬容器としての使命を終えたと判断し容器承認を廃止した。不要となった輸送容器を廃棄処分するため、あらかじめ、輸送容器各部の線量当量率や表面密度を調査し、その結果から輸送容器を廃棄処分する方法を決定した。本報告書はこれらの決定事項に基づき、内容器内の放射性物質の除染,機構部解体,遠隔分別収納,容器表面放射性物質の除染等の諸作業を実施した結果についてまとめたものである。
岡田 卓; 内海 渉; 金子 洋*; 山片 正明*; 下村 理
Physics and Chemistry of Minerals, 29(7), p.439 - 445, 2002/08
被引用回数：18 パーセンタイル：55.04(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では、マントル流体相候補物質を触媒として用いたダイヤモンド生成過程の高温高圧その場直接観察実験技術をはじめて確立した。ブルーサイト(Mg(OH))と黒鉛を出発物質として、その場放射光X線回折実験を行った。3.6GPa・1050
においてブルーサイトはペリクレース(MgO)とHOに分解したが、6.2GPa・1150においてはブルーサイト分解後にペリクレースは生成されなかった。これはHO中のMgO成分溶解量が圧力増加とともに増大していることを示す。HO流体相中での黒鉛-ダイヤモンド変換は、7.7GPa・1835において観察された。さらに、この変換過程のX線回折プロファイル時間依存データが得られた。
倉田 有司; 橘 勝美; 鈴木 富男
日本金属学会誌, 65(4), p.262 - 265, 2001/04
熱化学水素製造プロセス(ISプロセス)では、腐食性の強いハロゲン及び硫酸を取り扱う。そのため、材料の機械的特性に及ぼす腐食の影響を調べることが必要である。本研究では、850の硫酸分解ガス環境において1000hの高温腐食を行った材料を用いて、高温引張特性に及ぼす腐食の影響を評価した。腐食試験装置にNガスと95%HSO(0.01mol/min)を流し、850で1000h、アロイ800H、ハステロイXR、インコネル600の強度試験片及び腐食試験片(短冊形及びU字曲げ)の高温腐食を行った。腐食は、表面腐食膜の形成、内部酸化と硫化からなる粒界侵食によって進行した。850での高温引張試験では、腐食後の材料の0.2%耐力、引張強さは、受入材の80%以上の値を示した。また、破断伸び、絞りも50%以上であることから、腐食による高温引張特性の著しい劣化は認められなかった。
渡部 和男; 伊奈川 潤
Analyst, 121, p.623 - 625, 1996/05
被引用回数：10 パーセンタイル：41.42(Chemistry, Analytical)黒鉛中の不純物元素を正確に定量するための前処理法として、湿式分解法を検討した。高純度黒鉛は、冷却管の付いた三角フラスコ内で、硫酸+過塩素酸+硝酸(5ml+3ml+1ml)の混酸を用いて200Cに加熱することにより、0.5gが約30分で完全に分解された。残留する硝酸及び過塩素酸を150Cに加熱して取り除いた後、溶液を水でうすめ、定容とした。主要不純物元素を誘導結合プラズマ発光分析法により測定した。本法の繰り返し精度は、各元素について相対標準偏差で2-10%であった。
森山 昇; 土尻 滋; 江村 悟; 須郷 高信; 町 末男
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(6), p.362 - 369, 1975/06
被引用回数：17原子力発電所などから排出さえる使用済イオン交換樹脂の処理法として、プラスチック、特にポリエチレンによる溶融固化を試み、得られた固化体について安全上要求される諸物性、すなわち機械的特性、RIの浸出性、耐放射線性について調べた。イオン交換樹脂50wt%を含むポリエチレンの衡撃強度および圧縮強度はそれぞれ、10kg-cm/cmおよび300kg/cm
であり、ポリエチレン単独の固化体と比べて著しい低下は認められなかった。RIの浸出量は非常に少なく1年間で0.1%であり、また放射線による分解ガス量は10
radの吸収線量で10ml/gであった。さらに機械的強度に及ぼす放射線の影響の検討も行った。
Myagmarjav, O.; 池田 歩*; 野村 幹弘*; 久保 真治
no journal, ,
熱化学水素製造法ISプロセスにおけるHI分解反応のワンパス分解率を向上させるため、水素選択透過性シリカ膜を用いたメンブレンリアクターの開発を行っている。HI分解膜反応に必要な機能性を確認するため、水素選択透過性シリカ膜(直径10mm、アルミナ管の外表面にシリカを製膜した非対称膜、HI分解反応場から水素を分離させる)を製膜・作製し、これ用いてHI膜分解反応実験を行って膜を透過したガスの成分を調べた。ガスクロマトグラフィーにより透過ガスに水素が含まれていることを示すとともに、透過ガスを水に溶解させる吸収槽内に捕集されたHIがほとんどなかったことから、必要機能である、HI分解反応による水素生成、反応場からの水素の選択的分離を確認することができた。
