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論文

Verification of nuclear calculation methodology and preliminary uncertainty quantification in a sodium-cooled fast reactor

池田 一三*; 本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.1175 - 1183, 2014/04

This paper treats the verification of nuclear calculation methodology of control rod reactivity and the uncertainty quantification of calculation model in order to design a next demonstration fast breeder reactor, Japan Sodium cooled Fast Reactor. Verification and validation of design methodology is required and various kinds of uncertainty in nuclear characteristics should be comprehensively assessed. This study starts in pursuit of them in the context of preliminary conceptual design. First, this work compares the calculation results of the deterministic calculation method with Monte Carlo one in order to verify it. Second, the uncertainties associated with the calculation model are preliminarily estimated based on the correction values. Consequently, it is naturally concluded that the nuclear calculation methodology can precisely prospect that of control rod reactivity, representing the mathematical model with the specified limit of accuracy.

論文

ナトリウム冷却高速炉のショートエルボ配管を有する炉上部プレナム部の非定常解析モデルの整備

田中 正暁; 藤崎 竜也*; 大木 裕*

日本機械学会関東支部茨城講演会2013講演論文集, p.141 - 142, 2013/09

本研究では、ナトリウム冷却大型高速炉(JSFR)のホットレグ配管部および上部プレナム部で局所的に発生する非定常流動現象に対する数値解析手法の構築を目的としている。本報では、炉上部プレナム部とショートエルボ配管部を結合させた非対称フルセクタ統合解析モデルについて示し、既往実験結果との比較により当該解析結果の妥当性を確認した結果を報告する。

論文

Development of PIRT and assessment matrix for verification and validation of sodium fire analysis codes

大野 修司; 大島 宏之; 田嶋 雄次*; 大木 裕*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.241 - 254, 2012/06

高速炉プラントの安全性評価に使用するナトリウム燃焼解析コードを対象として、その信頼性を系統的に示すために検証と妥当性確認に関する活動を進めている。2つの解析コードSPHINCS及びAQUA-SFに焦点を当てて、まず対象とする重要現象を明らかにするためのPIRTテーブルを作成し、次に妥当性確認に用いる試験を示す評価マトリックスを提案した。さらに、単一液滴燃焼試験の解析を実施して、両解析コードのスプレイ燃焼モデルが液滴燃焼量を約30%以内の誤差で評価できることを示した。

論文

Development of PIRT and assessment matrix for V&V of sodium fire analysis codes

大野 修司; 大島 宏之; 田嶋 雄次*; 大木 裕*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10

高速炉プラントで想定されるナトリウム漏えい燃焼事象に関して、その熱影響を評価する解析コードの系統的な検証・妥当性確認を開始した。ナトリウム燃焼解析コードSPHINCS及びAQUA-SFを主対象として、重要現象を同定するPIRTを作成するとともに、評価マトリクスを展開することによって妥当性確認に使用する試験データを明らかにした。さらに、液滴燃焼に関する個別効果試験の解析を行い、計算モデルがおおむね30%以下の誤差で落下液滴の燃焼量を予測できることを示した。

論文

Carbon-14 analysis in solidified product of non-metallic solid waste by a combination of alkaline fusion and gaseous CO$$_{2}$$ trapping

石森 健一郎; 亀尾 裕; 松江 秀明; 大木 善之*; 中島 幹雄; 高橋 邦明

Applied Radiation and Isotopes, 69(2), p.506 - 510, 2011/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:61.89(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

非金属性の低レベル放射性固体廃棄物を溶融処理して作製される溶融固化体中の$$^{14}$$Cについて簡易・迅速な分析法を確立するために、試料分解法としてアルカリ融解を組合せた放射化学分析を検討した。熱中性子照射による$$^{14}$$N(n,p)$$^{14}$$C核反応を利用して作製した$$^{14}$$C含有模擬溶融固化体の分析を行い、燃焼法を用いる従来の分析法と結果を比較した。アルカリ融解を用いる本法において模擬溶融固化体から$$^{14}$$Cを精度よく定量的に回収されたことから、従来法よりも$$^{14}$$Cを効率的に分離することができ、溶融固化体の分析法として優れていることがわかった。

論文

Validation of a computational simulation method for evaluating thermal stratification in the reactor vessel upper plenum of fast reactors

大野 修司; 大木 裕*; 菅原 章博*; 大島 宏之

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(2), p.205 - 214, 2011/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:49.18(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器上部プレナムにおける温度成層化現象を対象として数値解析手法の検証を行った。2種類の基礎的な温度成層化試験の解析を通じて、成層化挙動に対する商用CFDコード及びインハウスコードの適用性を確認するとともに、計算格子分割やRANS型乱流モデルなどの解析手法を適切に選定するために必要な情報を整理検討した。

論文

Investigation of temperature gradient characteristics for thermal stratification interface in upper plenum of fast reactors

大野 修司; 菅原 章博*; 大木 裕*; 大島 宏之

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/11

高速炉の原子炉上部プレナムで生じる温度成層化挙動の基本特性を調べるために、典型的な炉上部プレナム体系を基準とした数値実験を実施した。FLUENTコードVer.6.3とRNG型k-$$varepsilon$$乱流モデルを使用し、ナトリウムの流量・温度条件や体系サイズを仮想的に変更して温度成層化解析を行った結果、ナトリウムのプレナム内部平均上昇流速及びナトリウム温度差の条件が成層界面温度勾配の支配因子となることを明らかにした。また、成層界面温度勾配を精度良く予測するためには、界面内部の鉛直方向計算格子分割が重要であることを示した。

論文

Development of numerical simulation code for thermal striping phenomena in Japan sodium cooled fast reactor

田中 正暁; 村上 諭*; 大木 裕*; 大島 宏之

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

原子力機構におけるナトリウム冷却大型高速炉(JSFR)で発生する熱疲労現象の評価手法開発の全体計画及び現在の進捗状況について概説する。本現象評価に必要な数値解析コードの整備及び当該数値解析コードの検証過程について説明し、検証の一環として実施した実問題への適用例としてT字管体系での熱流動解析結果及び実炉を対象としてサーマルストライピング現象が顕在する制御棒チャンネル及び周辺ブランケット燃料集合体周辺での熱流動解析から得られた知見について示す。

論文

高速炉上部プレナム内温度成層化に関する解析手法の基本検証; ナトリウム試験の解析

大野 修司; 菅原 章博*; 大木 裕*; 大島 宏之

日本機械学会論文集,B, 76(763), p.451 - 453, 2010/03

実用化高速炉の原子炉上部プレナム内温度成層化現象に関する解析評価手法整備の一環として、軸対称体系下で行われた温度成層化ナトリウム試験の解析を実施した。CFDコードを用いた3次元解析と試験測定値の比較から、RANS型乱流モデルを使用して温度成層化界面の温度勾配や上昇挙動など基本的な現象を良好に解析できることを示した。また、標準$$k$$-$$varepsilon$$, RNG$$k$$-$$varepsilon$$及びRSMの3つの乱流モデルに関して、モデルの違いが現象の予測性へ及ぼす影響を明らかにした。

論文

Numerical analysis of sodium experiment for thermal stratification in upper plenum of fast reactor

大野 修司; 大島 宏之; 菅原 章博*; 大木 裕*

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 12 Pages, 2009/09

原子炉上部プレナム温度成層化現象の基本的解析手法の検証を目的として、ナトリウム試験の多次元数値解析を実施した。その結果、適切なメッシュサイズと高次差分スキームを採用した条件のもと、RANS乱流モデルを使ったCFD解析によって温度成層界面の上昇と温度勾配を良好に予測できることを明らかにした。

論文

高速炉上部プレナム内温度成層化に関する解析手法の基本検証

大野 修司; 大木 裕*; 菅原 章博*; 大島 宏之

日本機械学会論文集,B, 75(751), p.464 - 465, 2009/03

実用化高速炉の原子炉上部プレナムにおける温度成層化現象を高精度で評価するための手法整備の一環として、多次元熱流動解析コードAQUAと商用CFDコードによる基礎的体系下の水試験の解析を実施した。解析値と試験測定値の比較から、鉛直方向計算格子幅を適正化することで解析コードによらず成層界面の形成・上昇・揺動挙動及び界面温度勾配を適切に予測できることを示した。乱流モデルに標準k-e, RNG k-e及びRSMを適用した場合の比較では、いずれのモデルともに成層化の基本現象をおおむね再現した。

論文

Validation of numerical simulation method for thermal stratification in reactor vessel upper plenum of fast reactor

大野 修司; 大木 裕*; 菅原 章博*; 大島 宏之

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2008/11

高速炉上部プレナム温度成層化に関する基本的な数値解析手法を検証するために、商用コードSTAR-CD, FLUENT及び内製コードAQUAを使って、比較的簡易な体系における2種類の試験(水試験,ナトリウム試験)の解析を実施している。メッシュ分割や乱流モデルを変えた場合における温度成層化基本現象の再現性について報告する。

報告書

放射性雑固体廃棄物から製作される溶融固化体の標準試料作製; $$alpha$$線放出核種を含有する溶融固化体標準試料(共同研究)

石森 健一郎; 大木 恵一; 高泉 宏英; 亀尾 裕; 大木 善之*; 中島 幹雄

JAEA-Technology 2007-065, 20 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-065.pdf:1.4MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で発生する非金属の低レベル放射性雑固体廃棄物から作られる溶融固化体を放射化学分析する際に必要となる標準試料を作製するため、溶融固化体を模擬した標準試料の調製法を検討した。模擬雑固体廃棄物を想定して非放射性のコンクリートとFeOの混合粉末を使用してるつぼへの充填条件及び昇温条件を変えて溶融試験を行い、溶湯がるつぼから溢れない最適な条件を決定した。また混合粉末に安定同位体トレーサーとしてCsを添加して1600$$^{circ}$$Cの電気炉で溶融試験を行ったところ、溶融固化体の塩基度を低くすることで揮発しやすいCsも固化体中に残存することがわかった。以上の検討で得られた最適な溶融条件で溶融することで、$$alpha$$線放出核種$$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am, $$^{244}$$Cmを含有する溶融固化体標準試料を作製できた。放射能分析により決定した各核種の放射能濃度は$$^{237}$$Npは0.188$$pm$$0.001Bq/g、$$^{241}$$Amは0.368$$pm$$0.004Bq/g、$$^{244}$$Cmは0.402$$pm$$0.01Bq/gであった。

報告書

多相・多成分系 化学反応平衡計算プログラムGENESYS取扱い説明書

大木 裕*; 岡野 靖; 山口 彰

JNC-TN9520 2004-002, 39 Pages, 2004/06

JNC-TN9520-2004-002.pdf:2.41MB

多相・多成分系化学反応計算プログラムGENESYSに関する、操作マニュアル及び化学物性値などの取扱い説明書を作成した。

報告書

ナトリウム火災時における水平接続部屋間対流通気の数値解析; 複数開口部配置に対する依存性評価

大木 裕*; 高田 孝; 山口 彰

JNC-TN9400 2004-023, 70 Pages, 2004/04

JNC-TN9400-2004-023.pdf:1.86MB

対流通気量がナトリウム燃焼に与える影響は大きい。そして、垂直方向開口部間距離は対流通気量は影響を与える。

論文

Evaluation of three dimensional microstructures on silica glass fabricated by ion microbeam

西川 宏之*; 惣野 崇*; 服部 雅晴*; 大木 義路*; 渡辺 英紀*; 及川 将一*; 荒川 和夫; 神谷 富裕

JAERI-Review 2003-033, TIARA Annual Report 2002, p.254 - 256, 2003/11

原研TIARAの軽イオン及び重イオンマイクロビーム装置を用い、マイクロビーム二次元走査によりフォトにクス基盤材料であるシリカガラスに導波、発光、調光機能を持つ微細な三次元構造を形成するための基礎研究を行った。細い短冊状にマイクロビーム照射した試料について顕微PL-ラマン分光及びAFMによるマッピングを行い、誘起される種々の構造変化を調べ、NBOHCによる650nmのPL帯の強度の分布、及び飛程近傍での高密度化による表面での凹部の生成が観測された。高品質なフォルター素子の作成を目指した光ファイバへのH$$^{+}$$マイクロビーム照射実験では、コア部の局所領域に屈折率変化を誘起することができた。

論文

Radiation effects and surface deformation of silica by ion microbeam

西川 宏之*; 惣野 崇*; 服部 雅晴*; 西原 義孝*; 大木 義路*; 渡辺 英紀*; 及川 将一*; 神谷 富裕; 荒川 和夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 191(1-4), p.342 - 345, 2002/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:74.2(Instruments & Instrumentation)

シリカガラスを用い、MeVエネルギーのイオンマイクロビームの照射効果を顕微フォトルミネッセンス(PL)・ラマン分光器と原子間顕微鏡(AFM)を用いて調べた。フォトルミネッセンス測定では、非架橋酸素ラジカル(≡Si-O)による欠陥を示す650nm帯が、イオンの飛跡に沿って分布している。また、マイクロビームの走査照射により生じた表面形状変化をAFMを用いて調べた結果、表面形状変化はビーム走査幅とイオン到達深度に良く対応して生じていることを明らかにした。さらに、照射と未照射の境界領域に強いPL強度分布を示す部分が生成することを見出した。この境界領域では、シリカガラス内部の高密度化とそれに付随して生じた表面形状変化による応力が原因で生成した欠陥と考えられる。

報告書

大型機器解体施設計画の概要

飛田 祐夫; 中野 朋之; 勾坂 徳二郎*; 大木 雅也*; 浅見 誠*; 谷本 健一; 榎戸 裕二

PNC-TN9080 92-001, 107 Pages, 1992/01

PNC-TN9080-92-001.pdf:2.24MB

大洗工学センターのホット施設は、今後の各施設の新たな業務展開に向けての技術開発や運転計画に基づき、使用済または老朽化した設備機器の解体撤去あるいは施設の更新に伴うデコミッショニングを行う必要がある。この際に発生する放射性廃棄物は、各施設の発生予測データに基づくと、年々増大すると共に固体廃棄物前処理施設(WDF)の受け入れ処理が困難な超大型形状で、汚染形態、線量当量率が極めて高い放射性廃棄物等の発生が予測される。また、更に使用済みとなり施設内に保管されている放射性廃棄物もある。このために、固体廃棄物処前処理施設(WDF)の受け入れ条件を超える超大型機器等を対象に、効果的かつ合理的に処理を行う超大型機器の解体・減容技術および未処理廃棄物の処理技術の先進的な開発等、デコミッショニング技術の研究開発を含めた大型機器解体施設計画の概要について取りまとめた。今後は、本資料を基に施設計画および解体・減容・処理技術等の研究開発計画を具体化していく必要がある。

報告書

ROSA-IV Large Scale Test Facility(LSTF)System Description

ROSA-IVグループ*; 田坂 完二; 田中 貢; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 山本 信夫; 熊丸 博滋; 川路 迅裕; et al.

JAERI-M 84-237, 300 Pages, 1985/01

JAERI-M-84-237.pdf:7.57MB

ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSFF)を用いて、PWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行う。本報は、LSTF実験の結果を理解するのに必要となる情報を提供することを目的としている。本報では、ROSA-IV計画の概要ならびにLSTF装置の設計条件、装置各部の構造及び機能、計測制御系、データ収録系、さらに、LSTF装置で行われる実験の概要について述べる。

口頭

溶融固化体に対する放射能測定手法の簡易・迅速化,5; $$^{14}$$C分離法の検討

石森 健一郎; 大木 恵一; 亀尾 裕; 高泉 宏英; 中島 幹雄; 大木 善之*; 磯貝 啓介*

no journal, , 

雑固体廃棄物をプラズマ溶融して制作した溶融固化体の放射能評価技術開発の一環として、$$beta$$線放出核種$$^{14}$$C分離法を検討した。本報で検討したアルカリ溶融法を適用することで、溶融固化体から$$^{14}$$Cを効率よく回収することが可能となり、従来法よりも優れた$$^{14}$$C分離分析法を構築できた。

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