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報告書

花崗岩試料を用いた収着・拡散試験及び間隙率測定

國丸 貴紀; 森川 佳太; 舘 幸男; 久野 義夫*; 細谷 真一*; 下田 紗音子*; 加藤 博康*; 中澤 俊之*; 生瀬 博之*; 久保田 政子*

JAEA-Data/Code 2012-013, 96 Pages, 2012/07

JAEA-Data-Code-2012-013.pdf:7.41MB
JAEA-Data-Code-2012-013(errata).pdf:0.13MB

物質移動に関する調査研究では、第3段階の調査研究として、研究坑道周辺の数10m$$sim$$100m程度のブロックスケールを対象に、物質移動に関する現象の把握、物質移動特性の取得、物質移動モデルの構築・更新に必要な調査・評価技術を体系的に整備することを目標としている。本試験は、上記の一環として、割れ目の特徴と物質移動特性の関係を把握することを目的に、深度300m研究アクセス坑道において掘削したボーリング孔から採取したコアを利用して花崗岩中の拡散試験、粉砕花崗岩への収着試験、水飽和法及び水銀圧入法による間隙率測定を実施した。本報告では、これらの試験結果を取りまとめたものである。

論文

核種-コロイド-岩盤間の分配収着平衡に基づく核種移行モデルの適用性

黒澤 進; 上田 真三*; 油井 三和; 加藤 博康*; 林 賢一*; 久野 義夫*; 吉川 英樹

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.460 - 468, 2003/12

本研究では、収着試験や移行試験を行い、核種-コロイド-岩盤間の分配収着平衡を基調とした核種移行評価モデルの適用性について検討を行った。その結果、核種のコロイドへの収着が可逆的であり、岩盤および液相に再分配することが認められる場合には、核種-コロイド-岩盤間の分配係数を設定した核種移行評価モデルの利用が可能と考えられる。しかしながら、分配収着が平衡に達するよりも速く核種およびコロイドが移行する場合、速度論的プロセスに注目した核種の収着、脱離性を考慮する必要があることの知見を得た。

論文

Development of advanced blanket materials for a solid breeder blanket of a fusion reactor

河村 弘; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中村 和幸; 伊藤 治彦; 中沢 哲也; 高橋 平七郎*; et al.

Nuclear Fusion, 43(8), p.675 - 680, 2003/08

 被引用回数:26 パーセンタイル:35.27(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合原型炉を実現するために、先進ブランケットの設計研究が行われている。これらの設計では、より高い発電効率を目指して冷却材温度を500$$^{circ}C$$以上としており、高温に耐え、また高中性子照射量まで使用できるブランケット材料(トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料)の開発が求められている。本論文では、原研及び国内の大学、産業界が共同で実施してきたこれら先進ブランケット材料の開発の現状について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、トリチウム放出特性に悪影響を及す高温での結晶粒径成長を抑制できる材料の開発として、TiO$$_{2}$$を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に注目し、湿式造粒法による微小球の製造技術開発を実施した。この結果、固体ブランケットに用いる微小球製造に見通しが得られた。中性子増倍材料に関しては、融点が高く化学的に安定な材料としてベリリウム金属間化合物であるBe$$_{12}$$Ti等に注目し、回転電極法による微小球の製造技術開発及び特性評価を実施した。この結果、ベリリウムの含有量を化学量論値より多くすることにより、延性を増すことによって、微小球の製造に見通しが得られた。また、Be$$_{12}$$Tiはベリリウムより中性子照射によるスエリングが小さいことなど、優れた特性を有していることが明らかとなった。

報告書

亀裂岩石中におけるコロイドに助長された核種移行の評価

久野 義夫; 油井 三和; 黒澤 進*; 加藤 博康*; 上田 真三*

JNC-TN8400 99-022, 28 Pages, 1999/05

JNC-TN8400-99-022.pdf:1.65MB

放射性廃棄物の処分場において、コロイド粒子は地下水中の放射性核種の移行を助長させることが懸念されている。岩石亀裂中の核種移行にコロイド粒子が与える影響を評価するために、平行平板モデルを用いて移行解析を実施した。この解析モデルでは、コロイドと核種は亀裂中を移流・分散現象に支配されて移行する。核種は岩石マトリクスへ無限に拡散するものとする。その際に、岩石マトリクスでの核種の収着(分配係数Kd2)を仮定する。また、地下水中に存在するコロイドへの核種の収着(分配係数Kd3)によって、疑似コロイドを形成するものとした。一方、コロイドの岩石マトリクスへの拡散や亀裂表面でのフィルトレーションは、保守的に想定しない。また、亀裂充填鉱物への核種の収着についても、十分な知見が得られていないので考慮しないものとする。評価の対象として、核種のインベントリや放射線学的影響の観点から、性能評価上重要な18元素(Se, Zr, Nb, Tc, Pd, Sn, Cs, Sm, Pb, Ra, Ac, Th, Pa, U, Np, Pu, Am及びCm)を、核種の収着性(Kd2及びKd3)を見積もる上で考慮した。地下水中に存在するコロイドとしてはベントナイトコロイドを、地質媒体としては亀裂性の花崗岩をそれぞれ想定した。ベントナイトコロイドは処分場の人工バリアの浸食によって生成することが懸念され、また天然に含まれる粘土コロイドとしても想定される。解析に必要な入力データは、・岩石マトリクスでの核種の収着(分配係数Kd2)・コロイドへの核種(分配係数Kd3)・亀裂中でのコロイドと核種の分散係数や流速・核種のマトリクス間隙水中の拡散係数(Dp)・単一平行平板亀裂における亀裂開口幅・岩石マトリクスでの間隙率・地下水中でのコロイド濃度である。コロイドによる核種移行の助長を安全側に評価するために、入力データとしては保守的な値を設定した。また、核種の分配係数(Kd2及びKd3)とコロイド濃度は、感度解析におけるパラメータとして用いた。解析の結果は、以下のようであった。・コロイドへの分配係数(Kd3)が小さい核種の移行は、ほとんどコロイドによって助長されない。(例えば、Se, Pd, Ra及びNd)一方、大きなKd3を有する核種の移行は、疑似コロイドの形式によって助長が増大する。しかし、本解析で用いたモデル及びデータ設定に基づけば、亀裂中にコロイド

報告書

Multi-dimensional numerical analyses for the IFMIF target jet flows

井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 中村 秀夫

JAERI-Research 98-022, 46 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-022.pdf:1.92MB

1995年2月に開始された国際核融合材料照射施設(IFMIF)設計活動の一環として、凹面壁に沿った液体リチウム(Li)ジェットの特性を、多次元熱流体解析コードFLOW-3Dで調べた。IFMIFは、低放射化、耐照射性核融合材料の試験、開発のため、Liターゲット内での重陽子-Li反応で、高エネルギ(約14MeV)の高中性子束照射場を供する。Liジェットは真空中を高速(≦20m/s)で流れ、重陽子ビームによる発熱(≦10MW)を除去する。絞りノズル出口付近の流れに関する流体解析により、流速分布の変遷を明確にした。凹面壁上ジェット内の静圧の影響を受けたノズル内圧力分布により、流れは表面付近では加速され、壁付近では減速された。その結果は水による模擬実験での測定値と一致した。さらに、ビーム照射領域端付近での3次元的対流による影響を、2次元計算で明確にした。自由表面での温度上昇は熱的不安定を起こさない程度に小であった。

論文

Impurity control in liquid lithium loop for IFMIF target facility

加藤 義夫; 勝田 博司; 小西 哲之; 生越 満*; T.Hua*; L.Green*; S.Cevolani*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.394 - 399, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.54(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIFのターゲット系においては金属Liジェット流に最大40MeV、250mAの重陽子ビームを照射して14MeVの中性子を発生させる。ターゲット系では、この時Li中で発生する約10MWの除熱とともにd$$^{+}$$-Li核反応生成物として生成するT、7Be、(T$$_{1/2}$$: 53d、decay $$gamma$$: 0.48MeV)のほかO、N等の濃度制御を行って安全を確保しなければならない。T、Be、Oはコールドトラップで制御可能であり、循環Li中のTは約3g以下に維持する。Be、Oはともに約30appm以下に制御可能である。Li初装荷時や機器交換時に混入するNはチタンゲッターホットトラップにより約30ppm以下に制御する予定である。なおTの濃度制御にはコールドトラップのほか、イットリウムゲッターホットトラップも検討しており、いずれを採用するかは今後の実験も含めた評価により決定する。

論文

Present status of the conceptual design of IFMIF target facility

勝田 博司; 加藤 義夫; 小西 哲之; 宮内 康行*; D.Smith*; T.Hua*; L.Green*; G.Benamati*; S.Cevolani*; H.Roehrig*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.388 - 393, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.27(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)のターゲット装置として、(1)ターゲットアセンブリー、(2)リチウムループシステムの概念設計を行った。ターゲットアセンブリーは、中性子発生のためのd-Liストリッピング反応における入射dの運動エネルギーを吸収して、安定した中性子フラックスを発生させるためのものである。入射dによるLi-沸騰をおさえて、安定した高速Li膜流が形成できるターゲットアセンブリーを設計した。リチウムループは、ターゲットにLiを循環させるための装置で、入射dから供給された熱と核変換元素等を除去する。またLi-リークによる火災を避けるために、不活性ガスによる多重防護システムとLi-リーク検出器を備えた設計とした。

論文

Experimental and analytical studies on high-speed plane jet along concave wall simulating IFMIF Li target flow

中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋; 勝田 博司

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.440 - 445, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.54(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)の一環として行った、高速の液体リチウム板状ジェットターゲット流の熱流動特性に関する、水での模擬実験と数値解析の結果をまとめた。実寸大に模擬したジェット流では、試験条件内(流速≦17m/s,長さ約130mm)で安定した流れが得られ、数値解析により、熱的安定性を確認した。最近の実験で行った詳細な流速分布の計測から、遠心力による静圧分布のため、ジェット流の厚さ方向に自由渦流れと同様の流速分布が形成させると共に、この流速分布の影響が上流の吹き出しノズル内にまで及んでいることがわかった。2次元の正方メッシュを用いた解析を行い、このようなノズル出口付近の流速分布変化を良く予測できることを確認した。

論文

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の設計活動; 現状と今後の展望

勝田 博司; 野田 健治; 加藤 義夫; 杉本 昌義; 前川 洋; 小西 哲之; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 大山 幸夫; 實川 資朗; et al.

日本原子力学会誌, 40(3), p.162 - 191, 1998/00

核融合炉材料の開発には、核融合炉条件下における中性子照射挙動を調べることが不可欠であるが、核融合炉条件を模擬できる高エネルギー中性子照射施設は現存しない。そこで、国際エネルギー機関(IEA)が日・米・欧・露の4極に呼びかけて、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の検討が4極の共同で始められた。予備検討を経て、1995年に開始された概念設計活動が1997年に一応の区切りを迎えたので、この機会に、IFMIF設計活動の現状と今後の展望についてまとめ、紹介したものである。

論文

Fluid stability analysis for IFMIF target

井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 中村 秀夫; 竹内 浩; D.Tirelli*; S.Cevolani*

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.548 - 555, 1998/00

国際核融合材料照射施設(IFMIF)設計活動の一環として、凹壁面に沿った液体リチウム(Li)ターゲットジェット流の熱流体的安定性を調べた。IFMIFは核融合材料の試験・開発のため、ターゲットでの重陽子-Li反応で高エネルギー(約14MeV)の高中性子束照射場を供する。幅260mm、自由表面長350mm以上のLiジェットは真空中を高速(≦20m/s)で流れ、重陽子ビームによる発熱(≦10MW)を除去する。このジェット流に関し、2次元及び3次元解析を行った。ノズル出口付近でのジェット挙動:流体的安定性として、絞りノズル出口付近でのジェット流の過渡的挙動を2次元流体解析で調べた。ノズル内の圧力分布により自由表面側の流れが加速され、バックウォール側の流れが減速されることを示した。さらにノズル出口位置によりジェット厚さが制御されることを示した。3次元対流:熱流体的安定性として、激しい蒸発を起こさない程度に低くあるべき表面温度を正確に求めるため、対流が温度に及ぼす影響を解析した。実際のIFMIF条件では、対流による自由表面の温度上昇はターゲット流内での熱的不安定性を起こすには小さすぎることを示した。

論文

Design study of target system in IFMIF-CDE

加藤 義夫; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 竹内 浩; S.Cevolani*; Martone, M.*; T.Hua*; D.Smith*; 勝田 博司

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.541 - 547, 1998/00

国際核融合照射試験施設-概念設計評価活動(IFMIF-CDE:1997-98)におけるターゲット系設計研究の成果を以下の3項目にまとめた。(1)ターゲット系レイアウトの最適化:コスト削減のためシステムの熱応力解析とともに進めたレイアウト最適化の結果、Liハザード対策のための循環Arガス体積の約37%の削減が可能となった。(2)水ループによるターゲットLiジェット流模擬実験:水実験結果からLiジェット流は設計仕様範囲(10-20m/s)で安定であり、内部速度分布は深さ方向にほぼ直線的に10%減少すること、液膜厚さは流速に依存せずほぼ一定(Max.25$$mu$$m)であることなどが予測できる。(3)コールドトラップによるトリチウム(T)除去法の解析:Swamping法を適用することにより、1次系中のTインベントリを約3g(0.65appm)に維持することが可能である。

論文

IFMIF target safety concepts and analysis

F.Bianchi*; L.Burgazzi*; 加藤 義夫; 勝田 博司; 小西 哲之; 竹内 浩; Martone, M.*

Proc. of 2nd Int. Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp'98), p.556 - 561, 1998/00

核融合材料の照射試験を目的として、重陽子ビームと流動金属リチウムターゲットを用いた高エネルギー中性子源IFMIF(International Fusion Materials Irradiation Facility)の概念設計が1995~96年に行われた。この施設の安全解析を、特に安全上重要なターゲット系について行った。ターゲットは大流量の液体リチウムループを中心に構成され、バックウォールにより照射領域と分けられている。FMEA(Failure Mode Effect Analysis)により異常事象を摘出し、さらに重要な事象について安全解析を行った。リチウムの漏えいはさらに空気や水に接触すると大きな事故につながるので、設計で安全対策を講ずる必要がある。リチウム中のトリチウムも安全上重要な問題であり、この除去管理が必要である。

報告書

溶融塩粘性率測定装置の製作

林 博和; 加藤 義夫; 小川 徹; 佐藤 讓*

JAERI-Tech 97-024, 40 Pages, 1997/06

JAERI-Tech-97-024.pdf:1.08MB

溶融塩の粘性率を測定するための回転振動法及び細管法による粘性率測定装置を製作した。回転振動式粘性率測定装置では、振動周期と対数減衰率を時間計測の方法で測定した。測定装置の制御と粘性率の計算(絶対測定)にはパーソナルコンピューターを用いる構成とした。細管式粘性率測定装置は透明石英ガラス製・密封型とし、透明電気炉と組み合わせて直接観察によって流出時間も測定した。後者では蒸留水を標準物質として、相対測定によって粘性率を求めた。溶融塩化カリウムを用いて両装置の検定を行い、測定値と標準値の差は回転振動法では5%以内、細管法では3%以内であることを確認した。

報告書

Preliminary analyses of Li jet flows for the IFMIF target

井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 中村 秀夫; 前川 洋

JAERI-Research 97-030, 45 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-030.pdf:1.42MB

1995年2月に開始された国際核融合材料照射施設(IFMIF)概念設計活動(CDA)の一環として、凹面壁に沿った液体リチウム(Li)ジェットの特性につき、多次元数値解析コードFLOW-3Dを用いて調べた。IFMIFは低放射化、耐照射性核融合材料の試験、開発のために、Liターゲット内での重陽子-Li反応により高エネルギー(約14MeV)で高中性子束の照射場を供する。Liジェットは真空中を高速(≦20m/s)で流れ、強力重陽子ビームの熱(≦10MW)を除去する。IFMIF-CDAにて提案された条件下でのターゲットジェット流に関して2次元の熱流体解析を行い、流れが安定な状態で、自由表面での激しい蒸発やジェット内最高温度位置での気泡生成を避けるために十分な温度余裕が有ることを示した。

論文

Thermal and fluid analysis for the IFMIF lithium target jet flow

井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 伊東 章雄*; 加藤 義夫; 前川 洋

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1276 - 1283, 1997/00

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、凹面壁に沿って真空中を高速で流れ自由表面を有するリチウム(Li)ジェットターゲット中で、14MeVの中性子を発生させる。ターゲットジェットは強力重陽子ビームを受けるが、ジェット内での気泡生成やジェットの自由表面での激しい蒸発を起こさないようにしなければならない。そこで、バックウォール形状やジェット平均流速に影響を受けるであろう温度分布と流れの状態を評価するために、2次元の熱流体解析を実施した。計算された温度分布により、バックウォール半径とジェット平均流速の種々の組み合わせに対し、気泡生成や激しい蒸発を避けるために十分な温度余裕が有ることを示した。境界層のジェット厚への影響も検討した。

論文

Water experiment of high-speed, free-surface, plane jet along concave wall

中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1268 - 1275, 1997/00

IFMIF装置の液体リチウムターゲットを水流で模擬し、その凹面壁を流下する高速の板状噴流の安定性を、約17m/s以下の流速で調べた。今回新たに採用した直列2段の2次元レデューサノズルは、内壁で剥離を生ずること無く、安定で均一な流速分布の噴流を生成した。噴流の表面には長さに沿って2次元、3次元の界面波が生じたが、全長130mmに渡り、大きさの変化は小さかった。噴流内の流速分布は、ノズル出口付近で自由渦の流速分布(半径に反比例)に変化し、この結果噴流の厚さが増加した。1次元運動方程式を用いた厚さ予測は、この変化を考慮に入れることで実験結果を良く予測した。

論文

Conceptual design study of IFMIF target system

加藤 義夫; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 前川 洋; 勝田 博司; T.Hua*; S.Cevolani*

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1260 - 1267, 1997/00

IFMIF-CDA(国際核融合材料照射施設-概念設計活動:1995.2~1997.2)におけるターゲット系概念設計の概要をターゲット部の熱流体特性に重点を置いて述べた。線型加速器から入射する重陽子ビームは最大40MeV,250mAであり、ターゲットLi中でd-Li反応により14MeV中性子を発生させる。ビームエネルギーはLi中で大部分熱に変換されるため、流体Liターゲットの流速は最高20m/sで、最大10MWの除熱を行う。なおビーム照射領域は縦5cm$$times$$幅20cmの矩形で熱負荷は最大約0.1MW/cm$$^{2}$$となる。自由表面の安定化と内部沸騰の防止を行い、安定な中性子場を提供するために、Liジェット流を曲率半径2.5cmのバックウォールにそわせて流す。このバックウォールは約50dpa/fpy以上の中性子照射損傷を受けると予想されるため、交換可能バックウォールの構造検討を行った。

論文

Anodic dissolution of uranium mononitride in lithium chloride-potassium chloride eutectic melt

小林 紀昭; 小川 徹; 赤堀 光雄; 加藤 義夫

Journal of the American Ceramic Society, 78(8), p.2279 - 2281, 1995/00

 被引用回数:21 パーセンタイル:30.7(Materials Science, Ceramics)

窒化物燃料の再処理を溶融塩電解法によって行うことにより、$$^{15}$$Nの回収再利用が可能になる。溶融塩電解法再処理の成立性検討のためには、アクチニド窒化物及び各種FP窒化物の陽極溶解挙動の知見を必要とする。ここでは、UNの陽極溶解特性を調べ、結果を熱力学的予測と比較した。

論文

Conceptual design study of accelerator-based transmutation system with liquid TRU-alloy target and molten-salt blanket

佐々 敏信; 滝塚 貴和; 西田 雄彦; 勝田 博司; 加藤 義夫; 高橋 博*

Prog. Nucl. Energy, 29(SUPPL), p.319 - 325, 1995/00

日本原子力研究所では、OMEGA計画の下で、融体TRU合金ターゲットと溶融塩ブランケットによる加速器消滅処理システムの概念設計を行っている。このシステムは、主に、1.5GeV大強度陽子加速器、未臨界炉心、オンライン反応生成物分離プロセッサから構成される。炉心は、融体金属ターゲット、減速材を伴うブランケット、及び溶融塩プレナムから構成される。TRUとFPはターゲット領域で、核破砕反応等により消滅される。熱と反応生成物は、溶融塩を介して炉外に導かれ、溶融塩は熱交換器と反応生成物分離プロセッサを通った後、再び炉内に戻される。890kgのTRUがシステムに装荷され、年間16%のTRUが消滅可能である。また、ターゲット領域でのTRU同様にFPも溶融塩プレナム領域での熱中性子捕獲反応で消滅することが期待される。

論文

材料研究用エネルギー選択型中性子照射試験施設(ESNIT)計画

大野 英雄; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 野田 健治; 近藤 達男

日本原子力学会誌, 34(1), p.33 - 40, 1992/01

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

材料の中性子照射研究の新展開による基盤の強化と核融合炉材料開発の進展とを念頭に、重陽子加速器をベースとするエネルギー選択型中性子照射試験施設(ESNIT:Energy Selective Neutron Irradiation Test Facility)の構想と技術検討の現状を要約した。本稿では、ESNITの概念、重陽子加速器システムならびに液体金属Liターゲットシステムの技術的検討、ESNITを用いる材料研究とその特徴などについてまとめた。

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