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吉越 章隆; 盛谷 浩右; 寺岡 有殿
Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 42(6B), p.3976 - 3982, 2003/06
被引用回数：6 パーセンタイル：28.14(Physics, Applied)Si(001)表面の熱酸化過程は、MOSFETのゲート絶縁膜形成において重要な反応系であり、ULSIの微細化により、酸化膜厚を数nmまで制御することが、ますます重要になっている。O
ガス圧を1
10
Pa,表面温度を870Kから1120Kと変えたときの酸化反応を放射光Si2p及びO1s光電子分光法を用いて調べた。酸素吸着量の時間発展とその際のSi酸化状態の関係が明らかとなった。酸素吸着量の時間変化は、表面温度によりLangmuirタイプと自己触媒反応モデルという反応速度論に基づいた吸着特性で説明ができることがわかった。一方、Si2p光電子スペクトルから、この2つの酸化モデルにおけるSiの酸化状態の時間発展において、反応初期にSi
の構造が観測されないことが明らかとなった。固定したエネルギーで光電子強度を測定したこれまでの研究では明らかにできなかった情報を、今回、リアルタイム光電子分光測定により初めて明らかにすることができた。
Lavrentiev, V.; 阿部 弘亨; 山本 春也; 楢本 洋; 鳴海 一雅
Surface and Interface Analysis, 35(1), p.36 - 39, 2003/01
被引用回数：8 パーセンタイル：22.66(Chemistry, Physical)反応性の低いCoとC
よりなる混合物の薄膜を、同時蒸着法により作製して、その微細構造の評価を、電子顕微鏡,ラマン分光及び原子間力顕微鏡などで行った結果について報告する。CoとCは、ナノスペース特有のCoの凝集過程とCの同素体変換過程を経て、炭素同素体で被覆されたCoナノ粒子よりなる、複合物質を形成する。特にその構造特性は、熱処理後に顕著になり、ナノCo結晶粒子に整合したナノダイアモンドの成長と、単一壁炭素ナノチューブの形成がその典型となる。会議では、上記結論に至る、微細構造解析の結果について、発表する。
大貫 晃; 秋本 肇
Proc. of 5th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics,Operations and Safety, 00(00), p.1 - 6, 1997/04
PWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象は、被覆管最高温度を予測する上で重要な現象である。原研で実施した大型再冠水試験では高出力バンドルでの熱伝達が促進された。本研究では、大型再冠水試験でのデータを使い、熱伝達促進現象に対する多次元二流体モデルコードREFLA/TRACの予測性能を評価した。炉心内での循環流の形成が予測され、高出力バンドルでの液上昇流速は低出力バンドルでのものより高くなった。高液上昇流速により熱伝達促進が予測され、その程度は半径方向出力分布形状によらず良くデータと一致した。REFLA/TRACコードの多次元モデルはPWR-LOCA再冠水期の熱伝達促進現象の予測に適用できる。
熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 91-167, 293 Pages, 1991/10
本報は、BWRの体積比1/424のスケール模型であるROSA-III装置において実施した3つの再循環ポンプ吸込ライン200%両端破断実験RUN902,905及び924の実験データを示している。これらの3実験は、既報の2実験(RUN926及び901)とともに、この破断形状における炉心冷却性能に関するECCS故障モードの効果を調べる一連の5実験の一部をなしている。これらの5実験の結果も本報では、比較されている。RUN902,924及び926は、ECCS用DG(ディーゼル発電機)の3つの異なる単一故障モードを模擬したものであり、RUN905は全てのECCSの故障、RUN901は全てのECCSの作動を模擬したものである。単一故障を仮定した3実験(RUN902,924及び926)においては、測定した最高の燃料棒表面温度(PCT)は、現行の許認可基準の1473Kよりかなり低い値であった。また、HPCS(高圧炉心スプー)故障の場合が最も厳しい炉心温度上昇となった。
中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 89-131, 260 Pages, 1989/09
本報は、BWR中口径破断LOCAを模擬したROSA-III実験Run921及び930の実験結果をまとめたものである。両実験は、各々再循環ポンプ吸込側75及び25%破断を模擬している。また、HPCSが不作動と仮定された。本報では、両実験結果に基き、BWR中口径破断LOCAにおける炉心冷却に対する破断口の大きさの影響を考察した。両実験共、下部プレナムフラッシング(LPF)後全炉心が露出した。Run930での最高燃料表面温度(PCT)は867.2kであり、炉心露出時間の短いRun929の879.2kより少し低かった。これは、Run930での破断口が小さいことにより、減圧が比較的ゆるやかでPCTが遅く生じた為である。しかし、全炉心はLPCS及びLPCIによりクエンチし、低圧系ECCSによる炉心冷却の有効性が確かめられた。
中村 秀夫; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 89-130, 127 Pages, 1989/09
本報は、BWR外部電源喪失事故を模擬したROSA-III実験Run971で得られたすべての実験データを集録し、まとめたものである。RUN971では、事故発生後6秒でタービントリップの為スクラムが生じると仮定された。更に、HPCSが不作動と仮定された。自動減圧系(ADS)作動後、ADSからの冷却材放出により炉心の上半分が蒸気中に露出した。しかし、その後、LPCSにより炉心は冠水し、低圧系ECCSの炉心冷却の有効性が確かめられた。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 久木田 豊; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.844 - 858, 1987/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)BWR LOCAにおける熱水力現象に及ぼす圧力制御系の効果を評価するためにROSA-III実験装置において圧力制御系故障実験シリーズが実施された。圧力制御系が不作動の場合、MSIV閉に伴う気泡崩壊により炉心が一時的に露出し、特に破断面積が極端に小さい場合、燃料棒表面温度がこの露出によりかなり上昇した。しかし、PCTは、圧力制御系が不作動の場合、作動した場合より低くなった。これは、圧力制御系が不作動の場合、減圧率が大きくECCSが早く作動したためである。PCTは、圧力制御系およびHPCSが故障すると仮定した場合でも、現行の安全基準1473kより十分低かった。
井口 正; 杉本 純*; 秋本 肇; 大久保 努; 北條 恒行*; 村尾 良夫
JAERI-M 87-052, 112 Pages, 1987/03
冷却水を上部プレナムに注入する型式のPWRのLOCA時熱水力挙動については、評価モデル条件のもとでの再冠水現象については検討されてきたが、リフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動については明かではなかった。そこで、円筒第二次炉心試験装置を用いて上部プレナム注水条件におけるリフィル挙動、最適評価条件のもとでの再冠水挙動を明らかにする。リフィル期には、円滑に下部プレナム内蓄水量は増加し、リフィルが達成された。上部プレナム注水条件では、上部プレナムで凝縮が起こり、冠水抑制力が弱まり再冠水過程初期にはコ-ルドレグ注水条件の場合より炉心冷却は良かった。これは、再冠水過程初期には上部プレナム注水が-ルドレグ注水より保守的(Conservative)であることを示す。また、最適評価条件で良好な炉心冷却が達成される事を確かめた。
小泉 安郎; 中村 秀夫; 田坂 完二; J.A.Findlay*; L.S.Lee*
Nucl.Eng.Des., 102, p.151 - 163, 1987/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.75(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所は、ROSA-III実験装置において、再循環ポンプ吸込部における2.8%破断の小口径LOCA実験を行った。本実験は、先にGE社のFIST実験装置にて行われた2.8%小破断LOCA実験のカウンターパート実験であった。これら2実験の目的は、BWR小破断LOCA時の主要事象に対し、より深い理解を得ることにあった。両実験において、主要事象に関し相互に矛盾は無く、現象の相似性が確認された。これら両実験結果をTHYDE-B1コードは十分精度で再現し、同コードの有用性が示された。このコードを用いてBWRの小破断LOCA(2.8%)解析を行い、BWR小破断LOCA時の現象を明らかとした。
小泉 安郎; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(11), p.1008 - 1017, 1986/11
被引用回数：3 パーセンタイル：40.87(Nuclear Science & Technology)BWR LOCA時の熱水力挙動の研究を目的としたROSA-III装置において、破断位置が与える熱水力挙動の影響について調べる実験が行われ、本報はその結果をまとめたものである。実験は、15%及び25パーセント再循環ポンプ吸込側配管破断、21%ジェットポンプ駆動流配管片側破断及び15%主蒸管破断の4実験で構成されている。再循環ポンプ吸込側配管破断ではダウンカマ水位が低下し再循環配管への出口が蒸気へ露出すると減圧が促進されかつ冷却材喪失が緩和されるのに対し、ジェットポンプ駆動流配管破断ではADSによる減圧開始まで長期間低クオリティ流体の流出が続き、より厳しい炉心冷却状態劣化となった。主蒸気配管破断では冷却材喪失速度は遅いがダウンカマ水位の低下も遅く、水位低下によるECCS起動は遅れ炉心の露出を招き燃料棒温度上昇をもたらしたが破断後長時間たった後であり、その度合は小さい。
中村 秀夫; 田坂 完二; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男
JAERI-M 85-209, 236 Pages, 1986/01
BWR小破断LOCAを模擬したROSA-III実験RUN921および931の実験結果をまとめである。両実験では、再循環ポンプ吸込側1%破断を仮定。更に、HPCS不作動と仮定された。BWRでは、自動減圧系(ADS)がダウンカマ内水位信号で作動されるが、RUN931では、RUN921のL1+120秒より早いL2+120秒でADSが作動すると仮定された。これにより、RUN931では77秒早くADSが作動した。このADSの早期作動が、その後の炉心冷却に与える効果を両実験比較より検討した。ADSの早期作動は、炉心露出挙動を全体的に早く生じさせた。両実験におけるPCT(最高燃料被覆管温度)は、両実験で同一場所A87ロッドの中央高さで観察され、RUN921で751K、931で765Kとほぼ同一の値を示した。これは、炉心の中央部の露出時間が、両実験でほぼ同一だったことに依る。ADSの早期作動は、炉内熱水力力挙動に大きな差は与えなかった。また、両実験に、ダウンカマ水位は全炉が露出している際も、相対的に上部タイプレートより上に保たれた。
安達 公道; 岩村 公道; 大貫 晃; 秋本 肇; 傍島 真; 村尾 良夫
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.2 - 104, 1986/00
平板炉心再冠水試験においては、半径の大きいPWR炉心における冷却材喪失事故時再冠水過程の2次元的な熱水力学的挙動について、実験的に研究している。2次元挙動のうち、炉心の最高到達温度の低減に最も寄与するのは半径方向の出力分布に基づく2次元的効果であるが、その物理的なメカニズムについては、不明な点が多い。本法ではこのメカニズムの解明に定性的に役立つ情報を得るために炉心冠水速度を変えた2回の実験、及び炉心初期温度を変えた2回の実験を行ない、そのデータを分析した結果を報告する。 これらの実験を通じて、クエンチフロント下で高出力バンドルへの流れの集中が起れば、熱伝達率に有意な量の向上が現れること、及び炉心の初期温度分布の影響のかなりの部分が温度そのものよりも流体挙動を介して熱伝達率に影響を与えることが明らかにされた。
中村 秀夫; 小泉 安郎; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二
JAERI-M 85-128, 217 Pages, 1985/09
本報は、BWR小破断LOCAを模擬したROSA-III実験RUN922および932の実験結果をまとめたものである。両実験は、再循環ポンプ吸込側5%破断を仮定している。更に、HPCSが不作動と仮定された。RUN932では、ADS流路面積がRUN922で使用された標準の面積の50%に縮小されている。これら両実験結果の比較を、BWR小破断LOCAにおけるADS流路面積減少の炉心冷却に与える効果を検討するために実施した。ADS流路面積の縮少により、ADS作動後の減圧が遅くなり、その結果ECCS作動が遅くなり、炉心露出期間が長くなった。また、ECCS作動遅れのため、RUN932の最高被覆管表面温度(PCT)はRUN922の835Kより116K高い951Kに増加した。ADS流路面積の減少は、PCTを増加させる効果を示した。しかし、全燃料棒はLPCSおよびLPCIに依りクエンチされ、低圧系ECCSに依る炉心冷却の有効性が確認された。
川路 正裕; 鈴木 光弘; 中村 秀夫; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 85-029, 188 Pages, 1985/03
本報はROSA-III実験装置を用いて行った主蒸気ライン100%破断実験、RUN953の実験結果について述べたものである。この実験は主蒸気ライン破断実験シリーズの中で、ECCSの単一故障の影響を調べるためHPCSの故障を仮定して行ったものである。RUN953では高クオリティーの破断流が生じるため圧力効果は緩かであり、減圧沸騰が長く続いた。そしてHPCS故障のため炉心水位の低下が続き、破断後約200秒で炉心全体が露出した。その後ダウンカマー水位低下によりLPCSとLPCIが起動したため炉心は水位が回復しクエンチされた。しかしRUN953で得られたPCTは1003.9Kであり、主蒸気ライン破断の標準ケース、RUN952のPCTと比べて252K高く、主蒸気ライン破断LOCA時の炉心冷却におけるHPCSの重要性が明らかとなった。
小泉 安郎; 入子 真規*; 与能本 泰介; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 86, p.267 - 287, 1985/00
被引用回数：4 パーセンタイル：54.54(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置はBWR/6を1/424に縮尺し、炉心を電気加熱型ヒータで模擬し、LOCA時の熱水力挙動及び非常用炉心冷却装置(ECCS)の性能を調べる総合実験装置である。LOCA時の出力変化はあらかじめ決められた出力変化曲線に沿って制御されている。この出力変化曲線を決めるにあたっての燃料棒内初期蓄積熱量の見積りからが最高被覆管温度(PCT)に与える影響を調べるため、出力変化曲線及び破断口径を変えた7つの実験を行い、以下の結果を得た。(1)大口径破断時(200%及び50%破断)には炉心露出が初期蓄積熱が完全に放出される前に生じるため、初期蓄積熱の影響は大きく、初期蓄積熱が大きいほどPCTは高くなる。(2)小口径破断時(5%破断)では炉心露出が、初期蓄積熱がほぼ完全に放出された後生じるため、初期蓄積熱の見積り方のPCTに与える影響は無視できる。(3)初期蓄積熱を保守的に見積もった場合でも最高PCTは50%破断時の925Kで充分安全余裕のある結果であった。
田坂 完二; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 小泉 安郎; 与能本 泰介; 熊丸 博滋
Nuclear Technology, 68, p.77 - 93, 1985/00
被引用回数：8 パーセンタイル：71.45(Nuclear Science & Technology)ROSA-IIIはBWRを体積比1/424で模擬した装置であり、炉心は電気加熱のヒーターで模擬されている。冷却材喪失事故の総合実験を行い、非常用炉心冷却系の有効性を調べるのが本装置の目的である。実験結果から大破断においても最も厳しい単一故障が高圧スプレー系の故障であることを明らかにした。両端破断においてECCSの単一故障を仮定しても最高被覆温度は現行の安全基準の1473Kより十分低く、ECCSの有効性が確認された。実験結果とRELAP4/Mod6/U4/J3コードによる計算結果の一致はおおむね良好であった。ROSA-IIIおよびBWRのLOCAの解析結果の比較から、ROSA-III実験とBWRにおけるLOCAの相似性が確認された。
川路 正裕; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-229, 153 Pages, 1984/12
本報はROSA-III実験装置を用いて行った主蒸気管ライン100%破断実験、RUN952の実験結果について述べたものである。この実験は主蒸気管ライン破断実験シリーズ(RUN951~954)の標準ケースとして全ECCS作動の条件で行ったものである。主蒸気管ライン破断では高クオリティの破断流が生じるため、圧力降下が再循環ライン破断(RUN901)に比べて緩かである。また減圧沸騰が長く続くため上部ダウンカマーでの水位が余り低下せずLPCSとLPCIは作動しなかった。炉心は約2/3が露出した後、HPCS作動により水位が急速に回復したためPCTは752Kであった。これは再循環ライン破断実験、RUN901より28K低いものである。
入子 真規*; 久木田 豊; 田坂 完二
JAERI-M 84-188, 97 Pages, 1984/10
ROSA-III装置によるBWR冷却材喪失事故模擬実験の結果を用いて、原研で開発された計算コードTHYDE-B1/Mod 0の性能評価を行った。使用した実験結果は、再循環ポンプ入口側配管破断を模擬した実権10ランの結果であり、破断面積は、配管断面積(縮尺値の0%から200%にわたっている。実験結果と計算結果との比較により、THYDE-B1コードが冷却材喪失事故時の基本的な熱水力挙動を定性的に再現することが明らかとなった。ただし、本コードでは小破断事故への適用を前提として解析モデルを単純化しているため、中破断実験(破断面積5%以上、50%以下)では破覆管最高温度が約100
C過小に予測された。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 84-100, 197 Pages, 1984/06
本報告は、ROSA-III装置を用いたBWRのLOCA現象を模擬した小破断実験、RUN984の結果をまとめたものである。この実験の特徴は、米国で行われているFIST実験の小破断実験実験条件を一致させたところにあり、BWRを模擬する2つの異なる実験装置、即ちROSA-IIIとFISTの特性が小破断実験にどの様な影響を及ぼすかを調べることを目的としている。両実験結果の検討は現在進められている。本報は、この検討を前に、他の同様なROSA-III小破断実験RUN920とRUN922(それぞれ2%、5%破断)の結果とRUN984(2.8%破断)の結果を比較することにより、小破断実験に及ぼす主磁気隔離弁(MSIV)閉作動信号と自動源圧系(ADS)流量の影響等を明らかにしている。即ち、MSIV閉信号が遅い場合は圧力制御系が作動するが、炉心冷却には大きな影響はない。ADS流量が大きいと炉心冷却を促進する事がわかった。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 与能本 泰介; 斯波 正誼
JAERI-M 84-045, 229 Pages, 1984/03
ROSA-III試験装置を用いて行なわれた再循環ポンプ出口側配管の200%破断試験、RUN961の結果をまとめたものである。ROSA-III装置は、BWR/6を容積比1/424に模擬し電気加熱炉心を持つ冷却材喪失事故(LOCA)とECCS性能評価のための総合実験装置である。この試験結果は、解析コードの性能評価のための実験データとして用いることができる。本報では、上記実験データの提供のみならず、大口経のポンプ吸込側破断実験RUN926(200%破断)、RUN929(75%破断)と比較することにより、再循環ループにおいて破断位置が異なる場合にLOCA現象にどの様な影響を及ぼすかについても検討し結論を得た。つまり、実質的な破断口に相当するジェットポンプ駆動部ノズル、再循環ポンプ出口ノズル及び破断口の流路面積がLOCA過程を支配するということである。PCTは894Kであり、ECCSの効果が確かめられた。
