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論文

Raman spectroscopy of eutectic melting between boride granule and stainless steel for sodium-cooled fast reactors

深井 尋史*; 古谷 正裕*; 山野 秀将

Nuclear Engineering and Technology, 55(3), p.902 - 907, 2023/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本論文は、炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融・固化反応に関する反応生成物及びその分布を扱う。B$$_{4}$$C-SS共晶反応への炭素の存在の影響を調べるため、ホウ化鉄(FeB)とSSの反応を比較して、多変量スペクトル解析を用いたラマン分光分析を実施した。走査電子顕微鏡とエネルギー分散型X線分析も実施し、Cr, Ni, Feのような純金属の要素情報を調べた。B$$_{4}$$C-SS試料では、界面層に非結晶カーボンやFeB, Fe$$_{2}$$Bが見られた。それに対して、FeB-SS試料では、界面にはそのような界面層が見られなかった。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2020

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; et al.

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09

本発表はプロジェクト全体概要及び2020年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶反応速度の測定並びに、SS坩堝の中にB$$_{4}$$Cペレットを置いたB$$_{4}$$C-SS共晶反応速度実験の数値解析を通じて、解析コード内の共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09

制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

論文

天然ウラン,トリウムを含む消費財中の放射能濃度とその利用等による被ばく線量の評価

吉田 昌弘*; 遠藤 章; 佐藤 滋朗*; 大畑 勉*; 渡邊 正敏*; 大山 柳太郎*; 古屋 廣高*

日本原子力学会和文論文誌, 4(3), p.213 - 218, 2005/09

天然起源の放射性核種を有意な量を含む物質はNORM(Naturally Occurring Radioactive Materials)と呼ばれ、NORMを含むさまざまな消費財は日常生活において広く利用されている。NORMの一つである天然のウラン,トリウムを含む消費財には、研磨剤,陶器の釉薬,タングステンアーク溶接電極棒等の工業製品のみならず、家庭用温泉器,寝具,肌着,装飾品等の家庭用品も数多くある。したがって、日常生活で身近に存在するこれらの製品中の放射能濃度と、その製品を利用することによる被ばく線量を評価することは、人体への影響,放射線防護と規制のあり方を考えるうえで重要である。本研究では、天然のウラン,トリウムを含有する市販の消費財を収集し、それらの濃度を測定するとともに、代表的な消費財に対して、典型的な使用形態を想定し被ばく線量を評価した。

論文

Gas release of SiC implanted with deuterium or helium

相原 純; 沢 和弘; 古屋 吉男*; 北條 智博*; 古野 茂実*; 山本 博之; 北條 喜一; 石原 正博

Journal of the American Ceramic Society, 88(8), p.2319 - 2321, 2005/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Ceramics)

ヘリウムもしくは重水素を注入したSiCのTDSを調べた。ヘリウムの放出スペクトルは1270K付近に一つの鋭いピークを持ち、そのピークは1次の放出反応に基づく式に比較的よくフィッティングされ、その活性化エネルギーは約4.4eVであった。一方、重水素の放出ピークは明らかに重なりあう二つのピークから成り(600K付近と1000K付近)、その形は昇温速度によって著しく異なった。重水素放出の過程は独立した二つの2次反応では記述できないものと思われる。

論文

Application of neutron radiography to visualization of direct contact heat exchange between water and low melting point alloy

西 義久*; 木下 泉*; 古谷 正裕*; 竹中 信幸*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.548 - 555, 1996/00

高速炉用の蒸気発生器として1次ナトリウムで加熱した液体金属と水との直接接触伝熱を利用したものが提案されている。この蒸気発生器は、従来型の伝熱管を介して水とナトリウムが熱交換する蒸気発生器と比較して、ナトリウム-水反応対策設備の大幅な合理化が可能でコンパクトであり、高速増殖炉の建設コストの低減が期待できる。これまで、溶融金属中に水を注入する伝熱実験が行われてきたが、溶融金属中の水の蒸発のメカニズムについては既存研究も見あたらず、それに関する知見もなかった。したがって従来は、不活性ガスの挙動に関する研究や温水中のフロンの蒸発に関する研究からの類推で検討を行うことが多かった。今回JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置を用いて溶融金属中の水の蒸発現象を可視化し、従来の実験とは異なった知見が得られた。

報告書

Conceptual design of ITER shielding blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 倉沢 利昌; 橋本 俊行*; 小泉 興一; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小沢 義弘*; 多田 栄介; 中平 昌隆; et al.

JAERI-Tech 95-019, 129 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-019.pdf:3.27MB

本レポートは、国際共同設計チームとの密接な協力の下に、1994年の1年間に日本ホームチームが行った、ITER遮蔽ブランケット/第一壁の概念設計活動の成果を纏めたものである。本設計作業は、国際共同設計チームと日本ホームチームとの間で結ばれたITER1994年設計作業契約に基づいてなされた。高い表面熱流速、高い中性子壁負荷及びディスラプション時の電磁力の下で信頼性の高い遮蔽ブランケット/第一壁の設計を実現すると共に、信頼性の高い組立保守性を達成するために、本設計では、分離第一壁、モジュール構造を有する遮蔽ブランケット、分離後壁から成る層状構造の遮蔽ブランケットを提案した。本報告では、構造設計の概要、製作性や保守性の検討、及び熱機械、電磁構造解析の結果を報告する。

論文

Thermomechanical investigation on divertor supports for fusion experimental reactor: hydraulic experimental results

荒井 長利; 日野 竜太郎; 武藤 康; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 古谷 一幸; 多田 栄介; 関 昌弘

Fusion Engineering and Design, 28, p.103 - 112, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.54(Nuclear Science & Technology)

原研はJT-60に続いて核融合実験炉(FER)の建設を目指した研究開発を行っている。炉心構造の一つであるダイバータは厳しい熱負荷/粒子負荷を受けキーコンポートネントである。その構造要素の一つである支持具は強度設計及び交換容易性の観点から詳細化と最適化が必要である。本研究では、ダイバータ管路の熱機械的特性との関連を調べるため、改良型支持機構を装着した1/1スケールの冷却管路ユニットを製作し、高速水流動条件下の管路圧力損失特性と流体誘起振動特性の測定を行い、概要を把握した。主な結果は次の通りである。1)通常時定路流速10m/sにおける全圧力損失は、水温20$$^{circ}$$Cで約0.7MPaであった。CDAの設計値はほぼ妥当であった。2)管路折返しベンド部は上下管間の拘束具を装着した条件で、流速が10m/s以上において振動現象が急激に著しくなる。

論文

Ceramic breeding blanket development for experimental fusion reactor in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 森 清治*; 橋本 俊行*; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 常松 俊秀; 関 昌弘; 河村 弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 27, p.449 - 456, 1995/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:59.53(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉(ITER,FER)で増殖ブランケットとして、セラミックスの層状構造ブランケットが採用されている。このセラミックスブランケットの設計および研究開発に関する最近の原研での研究成果を発表する。ブランケットの設計ではブランケット第1壁の冷却チャンネル中の冷却水停止時の温度上昇および熱応力の解析をおこなうと共に、冷却水の圧力損失の評価をおこなった。ブランケット設計を支援するR&Dではブランケット筐体の製作およびHIP接合部の機械試験を行い、実機製作への見通しを得ると共に有意義なデータベースを取得した。ペブル(Be)充填層の熱伝導度測定および増殖セラミックスの熱サイクル試験、構造材と増殖材の両立性試験後の引張試験データなどを評価解析して発表する。

論文

Design and R&D activities on ceramic breeder blanket for fusion experimental reactors in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 橋本 俊行*; 河村 弘; 黒田 敏公*; 常松 俊秀; 関 昌弘

Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1233 - 1236, 1995/00

原研で行っている核融合実験炉のための固体増殖材方式ブランケットの設計とR&Dの最近の成果をまとめた。固体増殖材ブランケットは、広範なR&Dベース、高い安全性、DEMO炉への適合性等から、実験炉の増殖ブランケットとしても魅力ある概念である。原研では、増殖材、増倍材共にペブル形状にして層状に配置した構造を提案してきており、詳細な核・熱・機械特性解析評価と製作性の検討を行うことにより設計を進めている。また、ペブル材料の特性評価、ペブル充填層の熱伝導特性評価、ブランケット構造体の製作性及びその機械特性評価等を進めた。本論文は、これら設計及びR&Dの最近2年間の進展をまとめる。

報告書

Irradiation tests of critical components for remote handling in gamma radiation environment

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 大川 慶直; 森田 洋右; 横尾 典子*; et al.

JAERI-Tech 94-003, 73 Pages, 1994/08

【本報告書は、諸般の事情により、全文ファイルの公開を取りやめています。】最大10$$^{7}$$R/hと推定される、放射化された核融合実験炉の炉内機器の組立/保守作業は、すべて遠隔操作装置を用いて行われる。従って、遠隔装置を構成する各種機器、部品の耐放射線性の向上は、核融合実験炉用遠隔保守システム開発の主要な課題である。炉構造研では、高崎研のガンマ線照射施設を利用して、遠隔操作装置の主要構成機器であるACサーボモータ、ペリスコープ、潤滑剤、各種センサ、電線他について、~10$$^{6}$$R/hの照射線量率下で10$$^{9}$$rad以上の照射試験を実施するとともに、それら機器の耐放射線性の開発を進めている。本作業はITER工学R&Dの一環として行われたもので、本報告は、その途中経過についてまとめたものである。

口頭

放射線誘起表面活性による酸化金属表面のぬれ性向上,2

佐谷野 顕生*; 鹿野 文寿*; 斎藤 宣久*; 阿部 弘亨*; 岡本 孝司*; 賞雅 寛而*; 古谷 正裕*; 宮野 征巳*; 吉川 正人

no journal, , 

原子炉内の燃料棒をジルコニア等の酸化金属で被覆すれば、燃料棒の発する放射線による放射線誘起表面活性(RISA)効果で酸化金属表面の炉水への熱伝達率が改善されるため、既存の原子力施設の限界熱出力の向上が期待できる。今回は、高速で炉水が流れる燃料棒近傍において、RISA現象を発して親水化した燃料棒被覆材の表面熱伝達率の安定性を調べるため、$$gamma$$線照射により親水化させた酸化金属の試験体を高速水流中に曝し、その表面親水性の変化を調べた。初めに、ジルコニアの板状試験体(10$$times$$35$$times$$2.5mm)を大気中、積算線量378kGyで$$gamma$$線照射し、表面を親水化させた後、常温,100$$^{circ}$$C、及び285$$^{circ}$$Cで各1時間高速水流中に曝した。その後、冷風にて乾燥してから約5$$mu$$lの純水を滴下して接触角を測定し、ぬれ性を評価した。その結果、一旦親水化した表面は、高速流水に曝しても、親水性を保ち続けることが解った。このことから、実炉環境下においては、RISA効果により親水化した表面が、少なくとも炉水の流速効果では疎水化しないと結論することができた。

口頭

粒子法を用いた燃料溶融挙動解析手法の開発,1; 研究計画の概要

永武 拓; 高瀬 和之; 古谷 正裕*; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

福島第一原子力発電所では、全電源喪失により燃料棒の冷却ができなくなり炉心溶融に至った。溶融した燃料は圧力容器下部にデブリとして堆積していると考えられており、したがって、廃炉措置を行うにあたり、溶融燃料取り出しや再臨界評価のためのデブリ分布等の情報が必要である。本研究では、福島第一原子力発電所廃炉措置等に資するため、燃料溶融及び溶融燃料の落下挙動に着目し、炉心構成要素である燃料棒・チャンネルボックス・制御棒の溶融過程を解析可能である粒子法をもとにした数値解析手法の開発を目的とする。本報では、本解析手法開発の研究計画の概要について報告する。

口頭

粒子法を用いた燃料溶融挙動解析手法の開発,2; 溶融移動試験

古谷 正裕*; 永武 拓; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃炉措置に必要な溶融燃料分布を評価するため、溶融凝固を精緻に扱うことのできる解析手法を粒子法に基づき開発している。支配現象の一つである溶融移動は、潜熱が与えられて出現した液層が重力などの体積力や外部の流体移動による剪断力を受け、一方で粘性力や表面張力により拘束される。対流熱伝達も顕著になり、流動と伝熱が重畳する複雑現象である。流動と伝熱に影響を及ぼす動粘性係数は、融点近傍では温度に対して大きく変化する。本研究では円柱状の金属を一定温度に保持した空気雰囲気中に設置することで金属が溶融移動する過程を三方向から観察し、粒子法の妥当性を確認する実験データベースを得ることを目的とする。

口頭

燃料棒溶融数値解析手法の開発,2; 溶融実験の数値解析結果

永武 拓; 高瀬 和之; 古谷 正裕*; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

福島第一原子力発電所では、全電源喪失により燃料棒の冷却ができなくなり炉心溶融に至った。溶融した燃料は圧力容器下部にデブリとして堆積していると考えられており、したがって、廃止措置を行うにあたり、溶融燃料取り出しや再臨界評価のためのデブリ分布等の情報が必要である。本研究では、福島第一原子力発電所廃止措置に資するため、燃料溶融及び溶融燃料の落下挙動に着目し、炉心構成要素である燃料棒・チャンネルボックス・制御棒の溶融過程を詳細に把握できる手法を、原子力機構が開発した粒子法による三次元流体解析コードPOPCORNをもとに開発している。POPCORNに対し、熱伝導解析機能、固液相変化解析機能及び輻射解析機能等を追加し、同時に行う実験により検証を行うことで、変形・溶融現象の解析を可能とする。本報では、熱伝導解析機能及び相変化解析機能を追加し、実験体系を簡略模擬した体系にて予備解析を実施した結果を示す。

口頭

燃料棒溶融数値解析手法の開発,1; 溶融実験

古谷 正裕*; 永武 拓; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

原子炉の過酷事故時に燃料が溶融移動する過程は、燃料の分散挙動を把握するうえで重要である。溶融移動は、潜熱が与えられて出現した液相が重力などの体積力や外部の流体移動による剪断力を受け、一方で粘性力や表面張力により拘束される。対流熱伝達も顕著になり、流動と伝熱に影響を及ぼす動粘性係数が、融点近傍では温度に対して大きく変化するため、流動と伝熱が重畳する複雑現象となる。このような複雑に変化する界面を計算格子で捉える方法としてはVOF法やLevel Set法など数多くの手法が存在する。一方、Moving Particle Semi-implicit (MPS)法では粒子の集合として計算格子によらず界面を表現できる。著者らはMPS法のさらなる改良に向けた研究を実施している。本研究では開発する解析手法の妥当性を確認するために必要な実験データベースとして、円柱状の金属を一定温度に保持した空気雰囲気中に設置し、その溶融移動過程を三方向から観察した結果について示す。

口頭

Development of numerical method for simulating melting behavior of fuel elements based on particle method

永武 拓; 古谷 正裕*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

At the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the Great East Japan Earthquake and tsunami attacked the power plant on March 11, 2011. The tsunami caused station black out. Finally, the core meltdown occurred at Unit-1, 2 and 3. To clarify the core meltdown process, it is necessary to understand the melting behavior of fuel elements which consist of fuel assemblies and control rods. To understand this melting behavior, the fundamental characteristics and mechanism of the melting fuel elements must be evaluated. Then, we have developed the numerical simulation method for fundamental melting behavior of fuel elements based on the Moving Particle Semi-implicit (MPS) method. In this paper, outline of the presently developed numerical simulation method is shown. Then, the experiment to obtain the validation data for the simulation method is explained. The preliminary analysis results by the presently developed simulation method are shown and compared with the experimental results.

口頭

強力中性子源用リチウムターゲット系と試験設備系施設の研究開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

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