検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 45 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of the residual sodium quantification method for a fuel pin bundle of SFRs before and after dry cleaning

工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 大高 雅彦; 井手 章博*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.408 - 420, 2020/04

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

ナトリウム冷却高速炉の使用済燃料を模擬した燃料バンドル試験体を用いて、残留ナトリウムの洗浄試験を行ったもの。

論文

A New measuring method for elemental ratio and Vickers hardness of metal-oxide-boride materials based on Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS)

阿部 雄太; 大高 雅彦; 岡崎 航大*; 川上 智彦*; 中桐 俊男

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/05

制御材に炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)を用いている原子炉(福島第一原子力発電所等)では、酸化物の約2倍の硬度を持つホウ化物が生成されているため、金属,酸化物及びホウ化物を判別しながら燃料デブリを取り出すのが効率的である。本報告は、レーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)を用いた元素分析を用いて、金属,酸化物及びホウ化物を判別し、硬度計測方法への適用性を評価した。BWRの炉心溶融・移行挙動を解明するためのプラズマ加熱試験体(CMMR試験体)を用いた。測定は、EPMAによる試験体表面の元素マッピング情報および半定量情報を基に測定箇所を選定した後に、LIBS計測結果とビッカース硬度を比較した。その結果、Zrの結合状態に由来するLIBS蛍光発光強度の変化が確認され、材料硬度評価手法への応用が示唆された。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system, 1; Pilot scale test for fuel pin bundle

工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 井手 章博*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

次世代ナトリウム冷却炉では、プラント経済性向上の観点から、使用済燃料の洗浄プロセスとして革新的な乾式洗浄プロセスを採用している。本論文は、グローブボックス内において、燃料ピンバンドルを模擬した試験体を用いた、ナトリウムを試験体の共存性、残存ナトリウム量に係る基礎試験の結果を報告するものである。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system, 2; Laboratory scale test for fuel assembly and evaluation of the amount of residual sodium

井手 章博*; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

次世代ナトリウム冷却炉では経済性向上のために革新的な使用済み燃料の乾式洗浄プロセスを採用しており、本稿はナトリウムループを使った燃料バンドル規模の試験の結果を報告する。

論文

Development of prototype reactor maintenance, 1; Application to piping system of sodium-cooled reactor prototype

小竹 庄司*; 近澤 佳隆; 高屋 茂; 大高 雅彦; 久保 重信; 荒井 眞伸; 桾木 孝介; 伊藤 隆哉*; 山口 彰*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

研究開発段階炉の保全の考え方を提案した。ナトリウム冷却炉の場合は材料との共存性がよく基本的に劣化はないが、ナトリウム純度および熱過渡の管理が重要である。運転初期の段階では運転経験の少なさを考慮して代表部位の検査をするが、実績を積むことにより試験間隔を延長していくことが可能であると考えられる。実用炉においてはナトリウムの材料共存性を考慮して、定期的な検査を不要とすることを目指している。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system

加藤 篤志; 永井 桂一; 荒 邦章; 大高 雅彦; 岡 伸樹*; 田中 昌子*; 大谷 雄一*; 井手 章博*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

高速炉の燃料取扱においては、使用済燃料集合体にナトリウムが付着しているため、冷却材に水を用いる使用済燃料プール(SFP)に移送される前に、残留ナトリウムの洗浄システムが備えられるが、SFPの水浄化能力等の観点からの設計負荷低減のため、残留ナトリウムの局限化が必要である。もんじゅで採用されたような湿式洗浄プロセスでは洗浄後にナトリウムがほとんど残留しない利点を有するものの、放射性液体廃棄物の発生や設備規模の観点から難点がある。一方、日本の次世代ナトリウム冷却高速炉開発では、高温のArガスと湿分を有するArガスによるナトリウム洗浄と残留ナトリウムの不活性化によりSFPに直接装荷可能な先進乾式洗浄システムを採用する計画である。本報では、本乾式洗浄システムに関する洗浄能力高度化や燃料取扱システムの適正化に係る研究開発の現状を報告する。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 4; Balance of plant

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。

論文

Current status of the technology development on lithium safety handling under IFMIF/EVEDA

古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一; 飯島 稔; 大高 雅彦; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(12), p.2902 - 2909, 2014/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.48(Nuclear Science & Technology)

核融合炉-DEMOで適用が計画されている候補材料の照射試験のために、幅広いアプローチ活動の下で、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学設計・工学実証活動(EVEDA)が進められている。IFMIFターゲット施設の日本側の主要な活動は、世界最大級のリチウムループである「EVEDAリチウム試験ループ(ELTL)」を用いた工学実証である。このELTLの設計・制作と並行して、リチウム安全取扱いに関する技術確立に向けた研究が、IFMIF-EVEDAの下で関連技術の一つとして2008年より開始された。この研究では、リチウムの化学反応に関する実験、リチウム燃焼に関する実験、リチウム中不純物の化学分析技術の確立及び先進型リチウム漏えい検出器の開発を行った。本報告では、これら研究成果の現状について述べる。

論文

Experimental study on lithium leakage behavior

古川 智弘; 大高 雅彦; 平川 康

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 5 Pages, 2014/07

IFMIF工学設計・工学実証活動(IFMIF-EVEDA)の下で、関連研究の1つとして、リチウム安全取扱い技術にかかわる2種類の実験を本研究では実施した。一つは革新的リチウム漏えい検出システムに関する実験であり、もう一つは燃焼リチウムの消火特性に関する実験である。漏えい検出システムに関する実験では、レーザーブレイクダウン法を用いた微少リチウム漏えいに関する検出可能性を評価した。リチウムの消火に関する実験では、2種類のカーボンベースの消火薬剤を対象に、消火特性を評価した。本報告では、これらの研究成果について述べる。

論文

Progress of design study on fuel handling system in JSFR against design extension conditions

大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 井手 章博*; 金子 文彰*; 原 裕之*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.607 - 615, 2014/04

東京電力福島原子力発電所事故を受けたJSFR燃料取扱設備の冷却機能強化のための設計研究として、設計拡張状態(DEC)における冷却機能維持のため、設計基準事故対処設備に対して独立性や多重性を有する代替冷却設備を検討するとともに、その有効性を評価した。

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.54(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Simulation study on unfolding methods for diagnostic X-rays and mixed $$gamma$$ rays

橋本 周; 大高 雅彦; 荒 邦章; 神野 郁夫; 今邨 亮*; 三上 研太*; 野宮 聖一郎*; 尾鍋 秀明*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(1), p.76 - 82, 2009/01

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

X線のエネルギー分布を測定する光子検出器について、先に報告したが、ここでは、その検出器を用いた、診療X線と$$^{137}$$Csと$$^{60}$$Coの混合$$gamma$$線源の測定に用いるアンフォウルディング手法について論じる。さまざまな診療X線に対する応答関数は相互の区別がほとんどつかず、誤差低減法によるアンフォウルディング手法は十分に機能しない。この場合、スペクトルサーベイ手法が有効である。しかしながら、混合$$gamma$$線の測定では誤差低減法は適用可能である。両ケースにおいて、ニューラルネットワーク手法の適用が期待できることも示された。

論文

自己放出$$gamma$$線を用いたナトリウム中可視化技術の開発

大高 雅彦

日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, (32), p.5 - 6, 2006/05

高速炉システムの有望候補概念であるナトリウム冷却炉における実用化課題の一つは軽水炉に比肩する保守性の確保にあり、ナトリウム中における保守・補修技術の開発を実施している。本報では、現在実施している運転中の状態監視のために考案したナトリウム中可視化技術について、可視化原理を中心に数値シミュレーションによる原理確認,技術課題,今後の展開等について紹介する。

論文

Feasibility study of in-sodium imaging technique employing $$gamma$$-ray emission

大高 雅彦; 平林 勝; 荒 邦章

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), P. (50439), 2005/05

None

報告書

ナトリウム微少漏洩検出手法の開発; レーザブレークダウン分光法による検出感度評価予備試験

永井 桂一; 永井 桂一; 大高 雅彦; 宮越 博幸; 小野島 貴光

JNC-TN9400 2003-058, 35 Pages, 2003/05

JNC-TN9400-2003-058.pdf:1.15MB

レーザ誘起ブレークダウン分光法(LIBS:Laser Induced Breakdown Spectroscopy)によるレーザナトリウム(Na)漏洩検出システム(LLD:Laser Sodium Leak Detector)の検出感度評価に先立って、予備的な試験を実施し、評価項目及び試験条件の設定を行うとともに、評価試験計画を検討した。その結果、以下に示す知見を得た。(1) Na燃焼生成エアロゾルの濃度変化によるLLD信号強度は、窒素ガス中で生成したNaミストの場合とほぼ同等の信号強度が得られ、燃焼生成エアロゾルに対しても有効な検出特性を有していることが示された。(2) LLDの検出感度に影響を与えることが予測されるエアロゾルの性状、成分の変化について、その要因として考えられる条件の内、Na燃焼雰囲気またはNa輸送雰囲気の湿分、酸素、エアロゾル輸送圧力について、それぞれ数点のデータを取得し概略評価したところ、有意な感度差は確認できなかった。今後、データ数を増やし詳細な評価を行うとともに、複数の条件が組み合わさった場合について調査する必要がある。(3) 予備試験結果を踏まえ、感度評価試験計画の主要な試験条件を設定した。

報告書

自己放出ガンマ線を用いたNa透視手法に関する研究; 解析的評価による基本原理の検証

平林 勝; 大高 雅彦; 林田 均; 荒 邦章

JNC-TN9400 2003-016, 35 Pages, 2003/04

JNC-TN9400-2003-016.pdf:1.45MB

液体金属Na冷却炉の一次系ききシステム、炉内構造物および冷却材バウンダリの健全性を確認するために、放射化されたNaから放出されるガンマ線を利用した監視・検査技術を提案した。計測手法は、特定方向から放出される複数の光子数に関する情報を基に、コンピュータトモグラフィによってガンマ線源の画像を再構成するものである。 この計測手法について、適用性および開発課題を検討した。以下に、得られた主要な結果を示す。 (1)代表的な一次系主配管の冷却材から放出されるガンマ線の減衰をシミュレーションし、計測手法の適用性を解析的に検討した結果、ガンマ線源の画像が再構成できることを確認した。 (2)検出器の効率を20%とし、1mm程度の分解能を得るための計測時間を検討した。一次系主配管では、検出器一千個を用いて約4分/断面、代表的な蒸気発生器では、検出器一万個を用いて約2日/断面の計測時間である。 (3)本システムを実現するためには、試験研究による計測原理の検証および検出器システムの構築が考えられる。検出器システムの主要な構成要素としては、入射するガンマ線の方向を制限するコリメータ、ガンマ線検出器、スキャナ、信号処理装置および画像処理装置が上げられる。コリメータは、分解能を決定する重要な要素であるため、試験研究と解析的評価を組み合わせて最適な設計を行う必要がある。

論文

Development of computer program for whole core thermal-hydraulic analysis of fast reactors

大島 宏之; 大高 雅彦

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/00

様々な運転状態における高速炉炉心内熱流動挙動を詳細に評価することを目的として、全炉心熱流動解析コ-ドをACTを開発した。ACTコ-ドは、炉心部のみならず、上部プレナム、熱輸送系の解析モジュ-ルを有し、インタ-ラッパ-フロ-や炉心プレナム熱的相互作用、プラント応答を加味した炉心全体の詳細な温度分布を求めることが可能である。ナトリウム炉外試験解析を通して、ACTコ-ドは実験デ-タを精度の良く再現できることを確認した。

報告書

冷却材温度ゆらぎ現象の解析的評価手法の開発(XIII) $$sim$$壁面噴流場における流体-構造非定常熱的応答特性の実験的検討 $$sim$$

村松 壽晴; 大高 雅彦

JNC-TN9400 99-007, 65 Pages, 1999/01

JNC-TN9400-99-007.pdf:2.64MB

高速炉の炉心出口近傍では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部の表面近傍を通過すると、冷却材中の不規則な温度ゆらぎと構造物とが熱的な相互作用を起こし、その構造材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。本報では、当該熱的相互作用を定量的に把握する目的で行われた壁噴流ナトリウム実験(TIFFSS-II)の時系列データを用い、定常不規則温度ゆらぎ挙動の周波数特性を含む検討を行った。得られた結果は、次の通りである。〔温度ゆらぎ時系列特性〕(1)ノズルからより下流側に位置する熱電対ほど、大きな温度ゆらぎ振幅を与える。これは、壁面噴流場における連行領域厚さが、ノズル端から下流側に向かって発達し始めるためである。〔温度ゆらぎ強度分布特性〕(1)ノズルからより下流側に位置する熱電対ほど、大きな温度ゆらぎ強度を与える。また、ノズル流速に対する依存性は、不明瞭である。これは、壁面近傍での運動量が減少したことによる浮力効果の顕在化によるものであると推定される。〔自己パワースペクトル密度関数〕(1)流体境界層内外での自己パワースぺクトル密度分布では、壁噴流場に特有なバースト挙動の発生によって、50Hz以上の周波数帯でパワーレベルが上昇する。なお、周波数スペクトル分布のノズル流速依存性は、上記浮力効果の顕在化によって明確には確認できない。〔コヒーレンス関数〕(1)大きなコヒーレンシィを与える周波数帯は、大規模運動を支配する4Hz以下の低周波数領域およびバースト挙動による40Hz以上の高周波領域のみに限定される。このような中間周波数帯(4Hz-30Hz)でのコヒーレンシィの欠落特性は、壁噴流場に特有なものである。

報告書

全炉心熱流動解析コードACTの開発(III) - 炉心詳細熱流動モデルと熱輸送系解析コードのカップリング -

大高 雅彦; 大島 宏之

JNC-TN9400 98-004, 34 Pages, 1998/10

JNC-TN9400-98-004.pdf:1.44MB

高速炉の定格運転時および強制循環から自然循環へ移行する場合の過渡時までを含む様々な運転状態に対し、インターラッパーフローを含む炉心部の熱流力挙動を精度良く評価することを目的として全炉心熱流動解析コードACTの開発を実施している。本コードは、必要となる機能を有する複数の解析モジュールをカップリングすることにより、炉心部のみならずプラントシステムの応答を加味した炉心部の詳細な熱流動挙動を評価するものである。本報告では、既設の炉心詳細熱流動モジュールに熱輸送系解析モジュールをカップリングした結果について述べる。この改良によりシステムコンポーネントの運転状況や自然循環時のシステム循環流量を考慮した炉心部熱流力挙動を評価することが可能となった。この解析処理を効率良く実施するために、複数の計算機上で並列処理可能なようにPVM(Parallel Virtual Machine)を使用するコードシステムを構築した。開発したコードの妥当性を確認するために、7体の模擬燃料集合体で構成されたPLANDTL-DHX炉外ナトリウム実験装置と同等のシステム体系をモデル化し、定常状態から自然循環に移行するまでのフローコーストダウンを模擬した過渡解析を行った。その結果、カップリング手法および計算結果の妥当性を確認した。

報告書

全炉心熱流動解析コードACTの開発,2; 炉心詳細熱流動モデルの開発とナトリウム炉外実験による検証

大高 雅彦; 大島 宏之

PNC-TN9410 97-091, 37 Pages, 1997/10

PNC-TN9410-97-091.pdf:0.96MB

高速炉の定格および強制循環から自然循環へ移行する場合の過渡までを含む様々な運転モードに対し、炉心部の熱流力挙動を精度良く評価することを目的として全炉心熱流動解析コードACTの開発を実施している。本コードは複数の解析コードをカップリングすることで、炉心のみならずシステム全体を詳細にモデル化するものである。前報では、燃料集合体間の隙間(集合体間ギャップ部)に存在する冷却材の熱流動挙動を解析する炉心槽解析部の開発について報告した。今回は、集合体内の熱流動解析を行う燃料集合体解析部と炉心槽解析部をカップリングすることでACTの炉心詳細熱流動モデルの開発を実施した。併せてコードの並列化を行うことで大規模計算が可能なものとした。本モデルの開発によって、集合体間ギャップ部の熱流動を考慮した上で、集合体内の温度を精度良く評価することが初めて可能となった。開発したモデルの妥当性を確認するために、7体の集合体で炉心部を摸擬したナトリウム炉外実験データを用い検証解析を行った。その結果、集合体内の冷却材温度は実験誤差以内で一致しACTの炉心部の熱流動解析モデルとして適用できることを確認した。

45 件中 1件目~20件目を表示