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論文

Numerical simulation of the solid particle sedimentation and bed formation behaviors using a hybrid method

Sheikh, M. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 鈴木 徹*; 神山 健司

Energies (Internet), 13(19), p.5018_1 - 5018_15, 2020/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:25.74(Energy & Fuels)

In the safety analysis of sodium-cooled fast reactors, numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multicomponent and multiphase flows in core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particularly difficult. In the material relocation phase of CDAs, core debris settle down on a core support structure and/or an in-vessel retention device and form a debris bed. The bed's shape is crucial for the subsequent relocation of the molten core and heat removal capability as well as re-criticality. In this study, a hybrid numerical simulation method, coupling the multi-fluid model of the three-dimensional fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze the sedimentation and bed formation behaviors of core debris. Three-dimensional simulations were performed and compared with results obtained in a series of particle sedimentation experiments. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different properties as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with experimental measurements. They demonstrate the practicality of the present hybrid method to solid particle sedimentation and bed formation behaviors of mixed as well as homogeneous particles.

論文

Development of a criticality evaluation method considering the particulate behavior of nuclear fuel

酒井 幹夫; 山本 俊弘; 村崎 穣; 三好 慶典

Nuclear Technology, 149(2), p.141 - 149, 2005/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.15(Nuclear Science & Technology)

従来から行われてきたMOX燃料粉末の混合撹拌時の臨界特性評価では、粉体混合に伴うMOX燃料粉末界面(粉末と空気の境界面)の変形や粉末の混合状態を考慮することができなかった。そこで、離散要素法と核計算を結合し、粉末界面の変形を考慮できる臨界特性評価手法を開発した。粉末界面変形及び粉末の混合状態が中性子実効増倍率に及ぼす影響を評価した。

論文

多重$$gamma$$線放射化分析法による鉄鋼標準物質中の微量なヒ素とアンチモンの定量

木村 敦; 大島 真澄

鉄と鋼, 90(12), p.1004 - 1009, 2004/12

鉄鋼スクラップの利用拡大や高機能鋼の発展に伴い、微量不純物元素(トランプエレメント)をsub-ppmオーダーで定量する技術の確立が大きな問題となっている。そこで、本研究では、われわれのグループが開発した多重$$gamma$$線放射化分析法を用いて鉄鋼中のAs, Sbの定量を行った。その結果、定量値は数%$$sim$$0.1ppmの幅広い範囲で認証値とよく一致した。定量下限値は従来の放射化分析法と比べて大きく改善し、定量下限はAsで0.01ppm、Sbで0.005ppmであることが確認された。また、定量値のばらつきを求めるために繰り返し測定を行ったところ、ppmオーダーの測定に対して定量値のばらつきは10%以下のsub-ppm程度と十分に小さく、本手法は定量手法として精度が高いことが確認された。以上の結果から、本分析法により、鉄鋼中の微量As, Sbが化学分離を伴わずに高確度で定量できることが確認された。

論文

Development of a large-solid-angle and multi-device detection system for elemental analysis

佐藤 隆博; 石井 慶造*; 神谷 富裕; 酒井 卓郎; 及川 将一*; 荒川 和夫; 松山 成男*; 山崎 浩道*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 210, p.113 - 116, 2003/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.46(Instruments & Instrumentation)

数keVの低いエネルギーのX線と数MeVの後方散乱陽子の両方の検出が可能な検出システムを開発した。この新しい検出システムは大立体角多素子検出器、アクティブリセット式前置増幅器、主増幅器、マルチプレクサルータ、ADC、データ収集コントローラで構成されている。従来のマイクロPIXE分析では検出器の立体角が小さいために数時間を必要としたが、本研究では検出素子を複数化することで検出効率を向上させた。多数の検出素子を五角形のピラミッド状に配置し、試料を覆う構造になっている。マイクロビームは検出器の中央に設けられたパイプを通って試料に照射される。五角形のピラミッドの各面に9個の検出素子があり、検出器全体の立体角は1sterad以上を達成した。この新しい測定システムを用いるとマイクロPIXEの測定時間は従来の10分の1となる。また、多素子化したことで素子あたりの後方散乱陽子の検出数が少なくなるために、従来用いていた後方散乱陽子ストッパーが不要になる。これにより、通常のマイクロPIXE分析では測定が困難であったN, C, Oの分布の分析が後方散乱陽子を検出することで可能となった。

論文

Thermofluid analysis of free surface liquid divertor in tokamak fusion reactor

栗原 良一

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.209 - 216, 2002/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:29(Nuclear Science & Technology)

高い核融合出力を達成するために、ダイバータは10MW/m$$^{2}$$以上の高熱流束に耐えなければならない。20MW/m$$^{2}$$以下の熱流束であれば、タングステンを構造材とした固体壁ダイバータでも除熱可能である。しかし、固体壁ダイバータでは、熱応力のような厳しい機械力学的状態の観点から、20MW/m$$^{2}$$を超える高熱流束を除去するのは極めて困難である。そのため、固体壁上を流れる液膜により熱を除去する液体ダイバータ概念がオプションとして検討されている。本論文は、液体材料としてFLiBe溶融塩を採用した場合に、高熱流束を受ける自由表面液体の熱流動解析について記述した。有限要素法解析コードADINA-Fにより、45度傾けたSiC/SiC複合材第一壁上をFLiBeが厚さ10mm,初速度0.5m/s,初期温度600$$^{circ}C$$で流入するとして計算した。流体の上部表面には、熱流束として25~100MW/m$$^{2}$$を与えた。液膜内に水車などを設置して二次流れを生じさせることにより伝熱の向上可能性を評価するため、二次流れの効果を等価熱伝導率10kW/mKで模擬した。解析結果から、二次流れを生じさせることにより3~4倍伝熱特性が改善し、100MW/m$$^{2}$$の熱流束も除熱可能であることがわかった。さらに、液体ダイバータとして固液混相流を使用することで固相の融解熱を利用した熱除去可能性を検討した。

論文

Prompt gamma-ray analysis using cold and thermal guided neutron beams at JAERI

米澤 仲四郎; 松江 秀明; 間柄 正明; 星 三千男; 澤幡 浩之*; 伊藤 泰男*

Proc. of 9th Int. Symp. on Capture Gamma-ray Spectroscopy and Related Topics, 0, p.705 - 712, 1997/00

JRR-3Mの冷及び熱中性子ガイドビームを使用した恒久的な即発ガンマ線分析装置を製作した。装置は、即発$$gamma$$線分析(PGA)で重要な低$$gamma$$線バックグラウンドになるように設計されており、このため1)中性子のしゃへい材としてフッ化リチウムタイルの使用、2)He雰囲気中での照射・測定、3)Ge-13GD検出器によるコンプトンバックグラウンドの低減化等の対策がとられている。$$gamma$$線スペクトロメーターは、コンプトンサプレッション、ペアー及びシングルの3モードスペクトルを同時に測定することができる。本装置は、低$$gamma$$線バックグラウンド化により、従来の装置より分析感度及び検出限界が勝れていることが明らかにされた。本装置によりホウ素及び多元素定量法の検討を行い、各種環境試料分析に適用した。さらに、本装置による同位体分析、考古学、地質、農業、材料科学、医学等の各種分野試料の分析に関する研究も紹介する。

論文

A double finite element method with accurate reflective boundary condition treatment for three-dimensional transport

藤村 統一郎

Computer Physics Communications, 82, p.111 - 119, 1994/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:21.58(Computer Science, Interdisciplinary Applications)

三次元中性子輸送問題を高精度で解くための定式化を行い、検証計算を実施した。二重有限要素法に基づいた変分法による定式化では、空間変数に一次関数を適用するとともに、角度変数に階段関数を適用している。ここに、多角柱形状の原子炉体系を反射条件を用いて解く場合、新しく開発した体系打切り誤差解消アルゴリズムにより、厳密な離散式が導出される。この解法の検証のため、二つの問題について計算を行った。MOZART炉心をモデル化した問題では、不規則な要素分割に対する非等方散乱計算においても、この解法が有効に働くことが示された。また、NEA-CRPのLWRをモデル化したベンチマーク問題では、粗いメッシュでも固有値や中性子束が、他の輸送方程式の解法による解と同精度に求まることが示された。

報告書

EDDYMULT; 複合トーラス導体系の渦電流問題を解くための計算コードシステム

中村 幸治; 小関 隆久

JAERI 1317, 310 Pages, 1989/03

JAERI-1317.pdf:7.94MB

多数のトーラス状導体および軸対称ポロイダル磁場コイル群から成る複合トーラス導体系に対する実際的な渦電流問題を解くため、有限要素回路法を応用した計算コードシステムEDDYMULTを開発した。このコードシステムを用いた計算では、対象とする複合トーラス導体系の渦電流固有モード分解、外部起電力による渦電流分布の時間追跡およびこれら電流のつくる磁場構造の3次元解析が可能である。したがって、トカマク型核融合実験装置における渦電流関連の諸問題、ポロイダル磁場コイル電源の設計、トカマク本体電磁力の設計、プラズマ位置制御の解析などに汎用的に適用することができる。 本報告書は、EDDYMULTコードシステムについて、(1)解析理論、(2)計算コードシステムの構成、(3)取り扱える問題の範囲、(5)サブルーチンの処理機能などを詳細に説明したものであり、ほんコードシステムを使用する際の手引として用いることができる。

報告書

Modal Analysis of Eddy Current in JT-60 Multi-Torus System

小関 隆久; 中村 幸治

JAERI-M 83-159, 98 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-159.pdf:3.44MB

動的な渦電流効果を含むプラズマ制御解析に用いるため、原研で開発された渦電流計鼻コードEDDYMULTを用い、JT-60トカマクにおける渦電流のモーダル解析を行った。JT-60トカマクの計算モデルでは、それぞれが複雑な幾何学的、電気的な特性を有する真空容器、トロイダルコイル、中心支柱、支持架台等ほとんど全ての主要構造物が含まれている。これらの体系において、モーダル解析を基調とする数値計算により464Tの渦電流固有モードを得たが、特徴的な固有関数を図形的に例示した。渦電流効果を含むJT-60ブラズマの電流・位置制御問題を考える上で、必要となる状態空間モデルの線形システムパラメータを定量的に評価した。又、各渦電流固有モードが造る複雑な磁場構造を、図形表示を用い例示した。

報告書

多目的高温ガス実験炉炉内シール性能の解析検討; 1段及び多段シール要素の効果

文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟

JAERI-M 83-078, 34 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-078.pdf:0.86MB

本報告は、多目的高温ガス実験炉の炉心をバイパスする漏れ流れを防止する目的で設置した黒鉛ブロック間シール部における流動特性を検討したものである。1段及び多段シール構造におけるシール性能の特徴が明らかになった。結果は以下の通りである。(1)実験炉設計に適用する多段シール性能表示式は漏れ流れ損失係数K/A$$^{2}$$を用いて次式で表わされる。K/A$$^{2}$$=F($$Delta$$p,n)=G(Re,n)ここで、$$Delta$$pはシール部の差圧、nはシール要素の段数、Reはレイノルズ数である。(2)シール要素部ギャップdsは$$Delta$$pとnの関数として表わされる。$$Delta$$pの増加及びnの減少に伴いdsは減少する。(3)1段シール構造において、dsがブロック面間ギャップの10%以下では、シール要素部の流動抵抗が支配的であり、全抵抗の96%以上を占める。

報告書

Computational studies of tokamak plasmas

滝塚 知典; 常松 俊秀; 徳田 伸二; 安積 正史; 栗田 源一; 津田 孝; 伊藤 公孝; 田中 幸夫*; 松浦 俊彦*; 竹田 辰興

JAERI-M 9354, 76 Pages, 1981/02

JAERI-M-9354.pdf:1.79MB

トカマク・プラズマの数値解析を広範囲にわたり進めている。各種の数値解析モデル(有限要素を用いたMHD方程式のマトリクス解法、時間依存・多次元流体モデル、モンテ・カルロ法を加えた粒子モデル)を用いて多くの計算コードを開発した。これらのコードを適用して、軸対称環状プラズマの平衡(SELENE)、高べ一夕・トカマク・プラズマの時間発展(APOLLO)、INTORトカマクにおける低nのMHD安定性(ERATO-J)および高nのバルーニング・モード安定性(BOREAS)位置的不安定性(AEOLUS-P)や抵抗性内部モード(AEOLUS-I)等の非線形安定性、およびダイバータ機能の解析を行った。

論文

Multielements particle size analysis by means of energy dispersive X-ray fluorescence with the aid of sedimentation

富永 洋; 榎本 茂正; 妹尾 宗明; 立川 登

Proc.of ERDA X- and Gamma-ray Sources and Application, p.211 - 214, 1976/00

抄録なし

論文

Rapid determination of multi-elements in thin specimens by X-rays spectrometty

富永 洋

Nuclear Instruments and Methods, 114(1), p.65 - 69, 1974/01

大気浮遊塵試料の如き薄い試料の多元素蛍光X線分析の際に、各元素毎にやっかいな薄い標準試料調製をすることなく、簡単迅速に全元素を定量する方法を提案した。すなわち、純元素飽和厚さのX線計数と実効質量吸収係数とを用いて、各元素X線計数を元素質量(単位面積当り)に換算する。その方法の理論的根拠と、実験的な検証について述べた。さらに応用例として大気浮遊塵試料の分析についても説明した。

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