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論文

Analysis of transport behaviors of cesium and iodine in VERDON-2 experiment for chemical model validation

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

The VERDON-2 experiment for FPs transport in steam environment was analyzed with the mechanistic FPs transport code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to assess its predictive capability for transport behavior of key FPs, especially for highly volatile FPs such as Cs and I. The present analysis reproduced well the Cs deposition profile obtained from the experiment, which revealed that Cs was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ after increasing Mo release. On the other hand, the deposition peak of I was predicted to appear at 720 K, which was significantly higher than the experimental result at 600 K. This discrepancy was potentially caused by the following two points: lack of the other stable species in thermodynamics database for thermodynamic chemical equilibrium model, or failure of chemical equilibrium assumption for iodide species.

報告書

CHEMKEq; 化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コード(受託研究)

伊藤 裕人*; 塩津 弘之; 田中 洋一*; 西原 慧径*; 杉山 智之; 丸山 結

JAEA-Data/Code 2018-012, 42 Pages, 2018/10

JAEA-Data-Code-2018-012.pdf:4.93MB

原子力施設事故時において施設内を移行する核分裂生成物(FP)の化学組成は、比較的遅い反応の影響を受けることにより化学平衡を仮定して評価した組成とは異なる場合が想定される。そのため、反応速度を考慮した化学組成評価が求められる。一方で、原子力施設事故時の複雑な反応に関する反応速度の知見は現状では限られており、実機解析に適用できるデータベースの構築に至っていない。そこで、FP化学組成評価における反応速度による不確かさの低減のため、化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コードCHEMKEqを開発した。このモデルは、系全体の質量保存則の下、前駆平衡と見なせる化学種を化学平衡論モデルにより評価し、その後の比較的遅い反応を反応速度論モデルにより解くものである。さらにCHEMKEqは、本混合モデルに加え一般的な化学平衡論モデル及び反応速度論モデルが使用可能であり、かつ、それらモデル計算に必要なデータベースを外部ファイル形式とすることで汎用性の高い化学組成評価コードとなっている。本報は、CHEMKEqコードの使用手引書であり、モデル, 解法, コードの構成とその計算例を記す。また付録には、CHEMKEqコードを使用する上で必要な情報をまとめる。

論文

Coupled computer code study on irradiation performance of a fast reactor mixed oxide fuel element with an emphasis on the fission product cesium behavior

上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。

論文

Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system

上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.51(Nuclear Science & Technology)

ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。

論文

Development of numerical simulation system for thermal-hydraulic analysis in fuel assembly of sodium-cooled fast reactor

大島 宏之; 上羽 智之; 橋本 昭彦*; 今井 康友*; 伊藤 昌弘*

AIP Conference Proceedings 1702, p.040011_1 - 040011_4, 2015/12

原子力機構では、様々な運転条件下における高速炉燃料集合体内熱流動現象の解明を目的として、3つの熱流動解析プログラムと1つの変形解析プログラムで構成するシミュレーションシステムの開発を進めている。ここでは、システムを構成する各プログラムの数値解析手法と妥当性確認の概要を示す。

論文

Development of a mixed oxide fuel pin performance analysis code "CEDAR"; Models and analyses of fuel pin irradiation behavior

上羽 智之; 水野 朋保; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 280, p.27 - 36, 2014/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.43(Nuclear Science & Technology)

「CEDAR」はFBR用MOX燃料ピンの照射挙動を解析することを目的として開発した解析コードである。本コードは被覆管と燃料内のそれぞれ応力-歪み状態や燃料ペレットと被覆管との機械的相互作用(PCMI)を適切に解析するため、機械計算部にFEMを適用した。更に、燃料ピンの照射挙動を機構論的に解析するため多くの主要な照射挙動モデルを統合した形で導入し、これにより実際の燃料ピン照射挙動を忠実に表現できる。コードの解析機能は、燃料ペレット温度, FPガス放出率, ピン外径変化の解析結果が実測データを適切に再現できることを確認することで検証した。燃料ピンの照射挙動として、Amの再分布、PCMI, JOG形成等の機構について、照射試験燃料ピンの挙動解析を通して解釈した。

論文

Verification of the FBR fuel bundle-duct interaction analysis code BAMBOO by the out-of-pile bundle compression test with large diameter pins

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 根本 潤一*; 市川 正一; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.552 - 556, 2014/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

バンドル-ダクト相互作用(BDI)解析コードBAMBOOを、太径ピンの炉外バンドル圧縮試験の結果を用いて検証した。太径ピンの外径は8.5mmと10.4mmであり、原型炉の高度化炉心とFaCTで検討している実証炉や実証炉のピン径に相当する。バンドル圧縮試験では、X線-CT技術により圧縮中のバンドルの横断面CT画像を取得した。このCT画像を解析し、ピン-ダクト間距離やピン-ピン間距離を評価した。検証ではBAMBOOコードの炉外バンドル圧縮試験解析結果とCT画像解析による評価結果とを比較した。比較の結果、BAMBOOコードは、ピン湾曲と被覆管の変形をBDI条件下での主要な変形機構と仮定することにより、太径ピンのBDI挙動を適切に予測できることが分かった。

報告書

超深地層研究所計画,年度報告書; 2012年度

濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 引間 亮一*; 丹野 剛男*; 真田 祐幸; 尾上 博則; et al.

JAEA-Review 2013-050, 114 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-050.pdf:19.95MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階;地表からの調査予測研究段階」、「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階;研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2012年度は、第2段階および第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改定した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階および第3段階の調査研究のうち2012年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

報告書

超深地層研究所計画,年度報告書; 2011年度

國丸 貴紀; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 鶴田 忠彦; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 引間 亮一; 丹野 剛男; 真田 祐幸; et al.

JAEA-Review 2013-018, 169 Pages, 2013/09

JAEA-Review-2013-018.pdf:15.71MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2011年度は、第2段階及び第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改訂した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階及び第3段階の調査研究のうち2011年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

報告書

超深地層研究所計画,年度報告書; 2010年度

國丸 貴紀; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 鶴田 忠彦; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 上野 孝志; 徳安 真吾; 大丸 修二; 竹内 竜史; et al.

JAEA-Review 2012-020, 178 Pages, 2012/06

JAEA-Review-2012-020.pdf:33.16MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」,「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」,「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2010年度は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めるとともに、第3段階(研究坑道を利用した研究段階)の調査研究を開始した。本報告書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づき、超深地層研究所計画の第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」及び第3段階(研究坑道を利用した研究段階)における2010年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

論文

Resistance spot weldability of 11Cr- ferritic/martensitic steel sheets

上羽 智之; 矢野 康英; 伊藤 昌弘*

Journal of Nuclear Materials, 421(1-3), p.132 - 139, 2012/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.1(Materials Science, Multidisciplinary)

内部ダクト構造を有する高速炉用燃料集合体の開発を目的として、11Cr-0.4Mo-2W,V,Nbを成分とするフェライト/マルテンサイト鋼差厚板材の溶接性の検討を行った。スポット溶接試験では、溶接電流,電極圧,溶接時間,保持時間をパラメータとして、最適な溶接条件を調査した。この結果、ナゲット内に生じるクラックやボイドの欠陥を、電極圧を9.8kNまで上げると抑制できるようになった。また、先端厚を大きくした電極キャップを使用することによっても、欠陥の発生をより効果的に抑制できることがわかった。溶接電流と溶接時間の設定により適切な寸法のナゲットが形成され、欠陥の抑制と併せて溶接条件を最適化できた。スポット溶接部の強度特性は、硬さ測定とせん断引張り試験の結果から評価した。さらに、溶接部にノッチを設けた試験片によるシャルピー衝撃試験を行い、接合部の延性-脆性遷移温度などを評価した。

論文

Diametral strain of fast reactor MOX fuel pins with austenitic stainless steel cladding irradiated to high burnup

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 前田 宏治

Journal of Nuclear Materials, 416(3), p.350 - 357, 2011/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:36.2(Materials Science, Multidisciplinary)

高速実験炉「常陽」で実施されたC3M照射試験の燃料集合体は、ペレットピークで約130GWd/tの高燃焼度を達成した。この照射試験で燃料ピンに破損は生じなかったが、高い中性子照射量により、被覆管のボイドスエリングと照射クリープによる外径増加が生じたことが確認された。外径増加を評価した結果、被覆管照射クリープには、ガス内圧に加え、燃料-被覆管機械的相互作用(PCMI)が寄与していることが示された。燃料ピンの$$gamma$$スキャン試験と金相試験の結果から、このPCMIは、ペレットのリム組織とセシウムウラネートの形成を原因として燃料ペレットのスエリングが促進された結果、生じたと考えられる。燃料カラム上端部近傍で生じたセシウムウラネートに起因するPCMIによって、被覆管の累積寿命損傷和(CDF)が有意に増加したが、寿命末期のCDFの値から、クリープ損傷による被覆管破損に対しては余裕が確保されていたことが確認された。

論文

Irradiation performance of fast reactor MOX fuel pins with ferritic/martensitic cladding irradiated to high burnups

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 勝山 幸三; Makenas, B. J.*; Wootan, D. W.*; Carmack, J.*

Journal of Nuclear Materials, 412(3), p.294 - 300, 2011/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:40.84(Materials Science, Multidisciplinary)

ACO-3は米国FFTFのCDE試験で232GWd/tの高燃焼度を達成した集合体であり、高速中性子照射量は39$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$に達した。ACO-3は、フェライト/マルテンサイトのHT-9鋼を被覆管に使用しており、本照射試験によりHT-9鋼は耐スエリング性能が極めて優れることが実証された。照射後試験の結果、燃料ピンにはMOX燃料カラム部とMOX燃料/ブランケット境界部に外径増加が生じていることが確認されたが、その大きさは高々1.5%程度であることを確認した。燃料ピン照射挙動評価の結果、MOX燃料カラム部のピン外径増加は被覆管のスエリングとガス内圧による照射クリープ変形であり、MOX燃料/ブランケット境界部に生じた局所的な外径増加はセシウムと燃料との反応によるPCMIが原因で生じたことが示された。さらに、このPCMIはブランケットと被覆管のギャップ幅を大きくとったことにより、効果的に緩和されたことも示された。

論文

Evaluation of creep damage and diametral strain of fast reactor MOX fuel pins irradiated to high burnups

上羽 智之; 十亀 求; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 堂野前 貴子; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(8), p.712 - 720, 2010/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.42(Nuclear Science & Technology)

燃料ピンの寿命決定因子の一つであるクリープ損傷を、ピン平均燃焼度で120GWd/t以上の高燃焼度を達成したオーステナイト鋼被覆管によるMOX燃料ピンを対象に評価した。ピン内圧によるクリープ損傷の程度を累積寿命損傷和(CDF)によって評価した結果、燃焼末期におけるCDFは10$$^{-2}$$から10$$^{-4}$$と非常に小さな値になり、燃料ピンにはクリープ損傷による破損に対し十分な余裕があることが示された。燃料ピンの支配的な寿命制限因子を検討するため、ピン平均燃焼度を140GWd/tまで延長した場合のCDFと外径増加を予測し、それぞれに対して暫定的に定めた制限値と比較した。その結果、燃焼度延長に伴い被覆管のスエリングが大きくなることにより、外径増加が制限値に達する時期がCDFよりも早期になることが示された。これより、オーステナイト鋼被覆管の燃料ピンの場合は、被覆管スエリングが大きくなるため、寿命はクリープ損傷よりも外径増加に事実上は支配されると考えられる。

論文

In-pile creep rupture properties of ODS ferritic steel claddings

皆藤 威二; 大塚 智史; 井上 賢紀; 浅山 泰; 上羽 智之; 水田 俊治; 鵜飼 重治*; 古川 智弘; 伊藤 主税; 籠田 栄一; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.294 - 298, 2009/04

 被引用回数:23 パーセンタイル:12.59(Materials Science, Multidisciplinary)

ODS鋼被覆管のクリープ破断強度に及ぼす中性子照射の影響を調査するために、「常陽」MARICO-2を用いて炉内クリープ破断試験を実施した。MARICO-2では14試料の炉内クリープ破断を検知するとともに、RIMSによりこれまでに6試料の炉内クリープ破断時間を特定することができた。この結果、MARICO-2の照射条件範囲では、ODS鋼被覆管のクリープ破断強度の低下は認められなかった。

論文

Irradiation performance of fast reactor MOX fuel assemblies irradiated to high burnups

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(11), p.1183 - 1192, 2008/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.19(Nuclear Science & Technology)

Mixed oxide fuel assemblies (MFA-1 and MFA-2 assemblies) were used in irradiation tests conducted in the Fast Flux Test Facility to demonstrate the capability of fast reactor core fuels to attain high burnups and fast neutron fluences. The MFA-1 and MFA-2 assemblies achieved respective peak pellet burnups of 147 GWd/t and 162 GWd/t without any indication of fuel pin breaching. Structural components of these assemblies were made of modified Type 316 stainless steel and 15Cr-20Ni base advanced austenitic stainless steel. Post irradiation examinations of these assemblies revealed dimensional changes of fuel pins and assembly ducts due to irradiation-induced void swelling and irradiation creep, and fuel cladding local oval distortions due to bundle-duct interaction (BDI). The swelling resistance of 15Cr-20Ni base advanced austenitic stainless steel fuel pin cladding was almost the same as that of the modified Type 316 stainless steel cladding, while the assembly duct of the former material had slightly better swelling resistance compared with that of the duct of the latter material. Analyses of fuel pin bundle deformations indicated that these assemblies were likely to mitigate BDI mainly by fuel pin bowings and cladding oval distortions.

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:52.03(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

報告書

医学用原子分子・原子核データに関するアンケート調査報告書,2004

古林 徹*; 原田 康雄*; 松藤 成弘*; 長谷川 智之*; 遠藤 章; 森林 健悟; 赤羽 恵一*; 上原 周三*; 今堀 良夫*; 加藤 洋*; et al.

JAEA-Review 2006-002, 101 Pages, 2006/02

JAEA-Review-2006-002.pdf:5.53MB

本報告書は、医学用の原子分子・原子核データに興味を持っている分野の専門家の方々を対象にしたアンケート調査結果を、おもに放射線に関係した物理工学の専門家の視点から分析しまとめたものである。以下の3点の重要性を確認した。(1)医学を支えている物理工学,化学薬学などの基礎データと、医学の直接的な関連データに大きく分類すると、基礎データより関連データがより重要な医学分野では、生体に関連するデータの整備を、その使い勝手の良さも含めて行う必要がある。(2)基礎データは、データの質,量,精度など、現状でも多くの医療現場の要求にほぼ十分に対応できていた。ただし、情報化社会の状況でのデータの利用ついては、医学分野に特化した特殊ファイルと、それを生体の関連データに反映させる理論や計算コード等の利用システムの整備など、総合的に体制を整備していく時期にある。(3)利用分野の発展には、基礎データの完成度を高めておくことは不可欠なことから、限りある資源や人材を効率的に活用するという現実を直視しながら、基礎データの整備拡充を、今後とも地道に計画的に継続性を持って進めていく必要がある。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.32(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

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