Conceptual design and verification of long-distance laser-probe system for Li target diagnostics of intense fusion neutron source

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 平川 康; 古川 智弘

Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.24 - 28, 2018/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2017.12.015

核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10E-3Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、Liターゲットの診断技術の開発を目的とし、機械強度試験技術課が開発したレーザープローブ法の長距離測距を目指したレーザー可干渉性の検証試験を行った。測定距離10mの位置から静止拡散反射物体、静止液体金属面、高速流体表面を測定し、計測精度を評価した。結果として、要求を満足する計測精度を得た。

Calculations of safe distance from the point of a severe accident during transportation of a package containing spent nuclear fuels

渡辺 文隆; 奥野 浩

Proceedings of 18th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2016) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/09

本論文は、核燃料物質輸送の過酷事故に伴う放射性物質放出の影響に関する計算を示す。フランスで用いられている使用済核燃料輸送物TN12を対象とした過酷事故の隔離距離の追計算、「原子力施設等の防災対策について」の追計算、さらに、日本で使用されている使用済核燃料輸送物NFT-14Pを対象に、フランス論文に記された事故想定で計算した。隔離距離の計算結果は30m程度になった。上記の計算は、米国で開発されたHotSpotコードを用いた。日本で開発・利用されているEyesActとの比較計算も行った。

Investigating the gap between actual and perceived distance from a nuclear power plant; A Case study in Japan

加藤 尊秋*; 高原 省五; 本間 俊充

Journal of Disaster Research, 10(4), p.627 - 634, 2015/08

https://doi.org/10.20965/jdr.2015.p0627

This study investigates the factors of the gaps between perceived and actual straight line distances to the Kashiwazaki-Kariwa NPP. Randomly selected adult citizens living in the two municipalities were surveyed in 2005, 2010 and 2011. Geographical and personal attributes, as well as experiences of the events that highlighted nuclear safety were the three groups of factors considered in this study. The Niigataken Chuetsu-oki earthquake hit the NPP between the first and the second surveys. The Fukushima nuclear accident in March 2011 happened between the second and the third surveys. Before the Fukushima accident, overestimation of the straight line distance was common among the respondents and geographical attributes affected the bias between actual and perceived straight distances. After the Fukushima accident, underestimation became common and personal attributes became more influential as the factor of the perceived-actual distance gap.

Numerical analysis on deflagration-to-detonation transition of a hydrogen-oxygen mixture in a smooth tube

稲葉 良知; Kotchourko, A.*; Breitung, W.*

JAERI-Tech 2005-053, 24 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-053.pdf:4.3MB

Forschungszentrum KarlsruheのFlow and Combustion Engineering Divisionでは、日本とドイツのBWRで起きた放射線分解ガスの爆発事故を契機として、ステンレススチール製平滑円管内における水素の爆発実験を行った。この実験では、化学量論比濃度の水素-酸素混合気が用いられた。初期圧力をパラメータとして、管内の圧力や管の歪みが測定され、爆ごう時の構造応答や平滑管における爆燃から爆ごうへの遷移(DDT)過程が調べられた。本報告書では、この実験の1つを模擬した数値解析について述べた。数値解析には、Flow and Combustion Engineering Divisionで開発された乱流燃焼解析コードCOM3Dを用いた。COM3Dの燃焼モデルは、実験データに基づいた燃焼率の相関式を用いており、実験を正確に模擬するためには、この燃焼率の修正が必要である。著者らは、燃焼率が指数関数状に増加すると仮定して、計算を行った。その結果、計算においてもDDTを再現することができた。

Analytical study on fire and explosion accidents assumed in HTGR hydrogen production system

稲葉 良知; 西原 哲夫; 新田 芳和*

Nuclear Technology, 146(1), p.49 - 57, 2004/04

https://doi.org/10.13182/NT04-A3486

高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模のHTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発・整備した。本論文では、HTGR水素製造システムで想定される3つの事故シナリオ,P2Aの構造,P2Aを用いた解析の手順及び事故シナリオに基づいた数値解析の結果について述べ、P2AがHTGR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析に対して有効なツールであることを示した。

原研軟X線ビームライン(BL23SU)用挿入光源の制御系の開発

平松 洋一*; 島田 太平*; 宮原 義一*

JAERI-Tech 99-082, p.274 - 0, 1999/12

JAERI-Tech-99-082.pdf:7.81MB

SPring-8の23番セルに設置された原研軟X線ビームライン用挿入光源の制御系を開発した。この挿入光源は、平面型可変偏光アンジュレータ(APPLE型)であり、上下に設置された2対の磁石列を相対的に動かして、水平直線偏光、垂直直線偏光、だ円偏光、左右円偏光の放射光を発生する装置である。本制御系では、磁石列のギャップ駆動と位相駆動に伴って、蓄積リングの電子ビーム軌道が変動するのを制御するために、10台の補正電磁石で速い(周期=24msecの)軌道修正をかけることができる。一定の周期(2secで、バラツキ誤差0.1%以下)の位相駆動を実現することにも成功した。開発したシステムは、SPring-8全体の制御系で採用されている「SVOCコマンド制御方式」に合致したものになっている。

Dismantling techniques for reactor steel piping

柳原 敏; 平賀 富士夫; 中村 寿

Nuclear Technology, 86, p.159 - 167, 1989/08

https://doi.org/10.13182/NT89-A34266

原子炉の解体に用いることを目的に、2種類の配管切断技術を開発した。その一つは、比較的小口径の配管を切断するための成型爆薬切断技術であり、他は、比較的大口径の配管を切断するためのディスクカッター切断技術である。成型爆薬切断の開発においては、爆薬の形状をパラメータにして試験を行い最適設計条件を評価した。また、発生圧力等を測定し、配管切断時の安全性の検討を行った。ディスクカッター切断技術の開発においては、カッター刃の材質、形状、切断荷重、切断速度等が切断性能に及ぼす影響を評価して、最適設計条件を評価した。これらの結果に基づいて、切断装置を製作するとともに、モックアップ試験を行って各切断システムの有効性を確認した。

Bond distance variations for lanthanide and actinide compounds and its implication

矢板 毅

no journal, , 

Lanthanide and actinide are f-electron filling series and the properties of the series on their chemical behavior are very similar if valence states are same, while an electronic configuration of the inner shell for each element is slightly different compared to the similarity in size. On these backgrounds, we focus on the intra-series separation for lanthanide and actinide, especially, the relationship between variation of separation efficiency in the series and systematics of structure and electronic structure, and then, we try to propose new separation concept. Especially, in this talk, we talk about the variation of hydration or complex bond distances for trivalent actinide and lanthanide series based on X-ray crystallography and EXAFS and the interpretation based on the SX-XAS/XES and theoretical calculation.