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論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

論文

Melting behavior and thermal conductivity of solid sodium-concrete reaction product

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06

本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942$$^{circ}$$Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840$$^{circ}$$C、融点は840-850$$^{circ}$$Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20$$^{circ}$$C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$やNa$$_{4}$$SiO$$_{4}$$等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は$$lambda$$=1-3W/m-Kとなった。これは、xNa$$_{2}$$O-1-xSiO$$_{2}$$ (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700$$^{circ}$$Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。

論文

The Effects of plutonium content and self-irradiation on thermal conductivity of mixed oxide fuel

生澤 佳久; 森本 恭一; 加藤 正人; 齋藤 浩介; 宇埜 正美*

Nuclear Technology, 205(3), p.474 - 485, 2019/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

混合酸化物燃料の熱伝導率に及ぼすプルトニウム含有量と自己照射の影響を評価した。熱伝導率の測定試料は、UO$$_{2}$$燃料および数種類のMOX燃料である。MOX燃料は、数種類のプルトニウム含有量及び、20年間保管したものである。これらの試料の熱伝導率は、レーザーフラッシュ法により得られた熱拡散率測定値から決定した。プルトニウム含有量の増加に伴い熱伝導率は低下したが、この効果はわずかであった。保管されたMOX燃料の試料を用いて、自己照射の効果を調べた結果、自己照射による熱伝導率の低下は、プルトニウム含有量、同位体組成および保管期間に依存することが分かった。格子パラメータの変化から、20年間の保管による熱伝導率の低下を予測することが可能であり、また、自己照射による熱伝導率の低下は、熱処理により回復し、1200Kを超える温度でほぼ完全に回復した。これらの評価結果から、フォノン伝導モデルに基づく熱伝導率を定式化した。この式は、プルトニウム含有量と自己照射の影響を考慮し、MOX燃料の熱伝導率を予測することができる。

論文

Numerical modeling of radiation heat transfer under sodium spray combustion in sodium-cooled fast reactors

青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10

ナトリウムの漏えい燃焼はナトリウム冷却高速炉における懸念事項の一つである。その際、ふく射は主要な熱移行形態であり、本研究では燃焼液滴からのふく射熱移行をモデル化する。液滴表面での放射および吸収、散乱を考慮して、ふく射の壁面境界と同様な定式化によってモデル化を行う。開発したモデルの確認として、単純体系での検証解析や上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析を実施する。その結果、従来のモデルで生じていたガス温度や圧力の過大評価が低減されることが確認された。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction, 2

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.874 - 884, 2018/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究の一環として、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)の停止機構を解明するための実験を行った。実験では、細長いコンクリート試験体を使用し、途中で周囲の断熱材を取り外して、強制冷却できるようにした。反応時間を変えた実験を複数回実施することにより、ナトリウム(Na)や反応生成物の分布の時間変化に係るデータを取得した。その結果、初期段階では反応界面において十分に存在していたNaが時間の経過とともに減少し、反応停止後は、Na濃度が18-24wt.%、Si濃度が22-18wt.%となった。また、熱力学計算より、反応界面での安定物質は90wt.%以上がNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$等の固体物質であり、Naは含まれないことがわかった。さらに、定常状態の沈降拡散方程式を用いてこれらの解釈を試みた。SCR初期では、水素発生速度が高いために微粒化した反応生成物はプール中を浮遊するが、コンクリート侵食の進展ならびに反応生成物の増加につれて、水素発生速度に依存しつつも反応生成物の沈降・堆積が顕著になると説明できる。以上により、反応界面での反応生成物の堆積に起因するNaの欠乏により、SCRが次第に停止するとの結論に至った。

論文

Discussion about sodium-concrete reaction in presence of internal heater

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は、格納容器内に大量の水素やエアロゾルを発生させるために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故時において重要な現象の一つである。本研究では、800$$^{circ}$$Cに加熱した内部加熱器を入れたSCR実験を行い、内部加熱器下部の化学反応特性について研究した。さらに、SCRの自己終息機構についても内部加熱器の影響を考察した。本研究では、内部加熱器がナトリウム、コンクリート中の湿分、反応生成物の移動を妨げてしまうために、ナトリウムは内部加熱器の周囲から表面コンクリートに浸透し、反応することになった。SCRが進んでいくと、内部加熱器の下部には反応生成物が徐々に堆積し、それがナトリウムの拡散を妨げることになった。したがって、内部加熱器の周囲のコンクリートよりも内部加熱器下部のコンクリートの方がナトリウム濃度は相対的に小さく、コンクリート侵食量も内部加熱器の周囲よりも内部加熱器下部の方が小さくなった。しかしながら、反応の界面におけるナトリウム濃度は、内部加熱器との位置に係らず約30wt.%となった。これは、過去の研究で得られた実験結果と同程度であり、Na$$_2$$SiO$$_3$$程度の濃度である。内部加熱器が存在するSCRの自己終息機構においても、ナトリウム濃度は非常に重要なパラメータであることが分かった。

論文

多次元ナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFの過酷事故解析への適用; 上向きスプレイ燃焼実験検証解析

青柳 光裕; 高田 孝; 大野 修司; 宇埜 正美*

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00374_1 - 17-00374_13, 2018/03

本研究ではナトリウム冷却高速炉の格納容器へ負荷を与えうるリスクの一つとされるナトリウム漏えい燃焼事象に着目し、ナトリウム燃焼時の熱影響詳細評価手法の開発を行っている。本報ではモデル改良について簡単に述べた後、上向きスプレイ燃焼試験のベンチマーク解析について、各モデル改良の詳細な影響因子について追加分析評価によって明らかにする。さらに改良モデルの汎用性を示すため、同ベンチマーク解析結果に基づき、上向きスプレイ以外のナトリウム燃焼事象への適用性について検討する。

論文

Na-コンクリート反応生成物の熱物性

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

熱測定, 45(1), p.2 - 8, 2018/01

液体金属ナトリウム(Na)は、高い熱伝導等の特性のため高速炉の冷却材として使われてきた。しかしながら、Na漏えい事故時に鋼製ライナーが破損した場合は、Na-コンクリート反応(SCR)が発生する可能性がある。SCRは、Naとコンクリート成分の化学反応に依存して、コンクリート侵食、水素発生するために、Na漏えい事故時に重要な現象の一つである。本研究では、Naとコンクリート粉末を用いて、SCRに関する基礎的な実験を行った。ここでコンクリート粉末は、日本の原子力発電所の構造コンクリートとして一般的に使われるシリカ系コンクリートを粉末化して使用した。反応過程においては、約100$$^{circ}$$C, 300$$^{circ}$$C, 500$$^{circ}$$CでNaの融解、NaOH-SiO$$_{2}$$の反応、Na-H$$_{2}$$O-SiO$$_{2}$$の反応等の温度変化が観察された。特に、500$$^{circ}$$C近傍での激しい反応においては、Na-コンクリート粉末の混合割合$$gammaapprox0.32$$$$836sim853^circ$$Cの温度ピークが観察され、反応熱は$$0.15sim0.23$$kW/gと推定された。反応生成物の主成分は、X線分析からNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$、融点, 密度, 比熱, 熱伝導率, 粘度等の熱物性値は$$x$$Na$$_{2}$$O-$$(1-x)$$SiO$$_{2}$$ ($$xleq 0.5$$)と同程度であることを確認した。

論文

Oxide-metal ratio dependence of central void formation of mixed oxide fuel irradiated in fast reactors

生澤 佳久; 前田 宏治; 加藤 正人; 宇埜 正美*

Nuclear Technology, 199(1), p.83 - 95, 2017/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

照射挙動解析コードの計算結果に基づき、高速実験炉常陽で照射されたB14照射試験燃料のPIE結果から得られた組織変化のO/M比依存性について評価した。解析の結果、定比組成の酸化物燃料の組織変化は、低O/M比の酸化物燃料と比べ燃料温度が低いにもかかわらず、組織変化が進展していた。これは、以下のように考えられる。第一に、定比組成の燃料は熱伝導が高いため、燃料温度が低下する。第二に高い酸素ポテシャルによりUO$$_{3}$$の蒸気圧が高くなり、ポア移動速度が速くなったものと考えられる。加えて、本解析結果は、中心空孔径は燃料温度だけでなく蒸気圧にも強く依存すること示した。

論文

Cs-Te corrosion depth dependence on distribution of chromium carbide precipitation in high chromium steel

佐々木 孔英; 藤村 凌太*; 谷垣 考則; 松原 正典*; 福元 謙一*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.139 - 146, 2017/02

AA2016-0211.pdf:2.83MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

「もんじゅ」で採用しているMOX燃料ピンを高燃焼度化するにあたって、燃焼に伴い発生する核分裂生成物(Fission Product: FP)による燃料被覆管内面腐食(FP腐食)を低減する必要がある。次世代の燃料被覆管候補材として析出強化型フェライト/マルテンサイト鋼や酸化物分散強化鋼などの高クロム鋼が有力とされており、その開発として照射損傷特性や高温強度の観点から材料組成や組織が最適化されてきた。一方、FP腐食に関しては、炉内試験(常陽, BOR-60, Phenix, FFTF)にて数十$$mu$$mの減肉が確認されており、腐食量評価式にて目標燃焼度250GWd/tで約350$$mu$$m(被覆管厚さの約7割)もの腐食量が予測されているにも拘らず、被覆管材料開発に考慮されていない。これまでのFP腐食の基礎研究分野では腐食メカニズムが議論され、Cs-Te化合物と合金中のクロムやクロム炭化物との反応が主な腐食反応とされている。本研究では、耐FP腐食性向上のための基礎研究として、高クロム鋼中の炭化物分布とCs-Te腐食量との関係について調査した。本研究の結果、炭化物が結晶粒界に多く分布している材料組織は、そうでないものより腐食が進展しやすいことがわかった。

論文

Thermodynamic and thermophysical properties of the actinide nitrides

宇埜 正美*; 西 剛史; 高野 公秀

Comprehensive Nuclear Materials, 2, p.61 - 85, 2012/03

原子力材料に関する現在の幅広いレビューComprehensive Nuclear Materialsの中で、窒化物燃料のアクチノイド窒化物の熱的特性,機械的特性に関する章を執筆した。序章では、章の意義について記載した。第2章ではアクチノイド窒化物の状態図と結晶構造についてまとめた。第3章ではこれらの融点(分解温度),平衡蒸気圧,比熱,ギブスの自由エネルギー,熱伝導率に関して、原子力機構の研究成果も加えて解説した。第4章ではアクチノイド窒化物の機械的性質について当機構で得られた熱膨張のデータも加えて記述した。なお、窒化物燃料の特徴や開発経緯については、本章の別章でレビューとなるため、本章では割愛した。

論文

Preparation and characterization of the simulated burnup americium; Containing uranium-plutonium mixed oxide fuel

田中 康介; 逢坂 正彦; 三輪 周平; 廣沢 孝志; 黒崎 健*; 牟田 浩明*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*

Journal of Nuclear Materials, 420(1-3), p.207 - 212, 2012/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Materials Science, Multidisciplinary)

模擬低除染酸化物燃料を調製し、相状態評価及び弾性率,融点測定を実施し、低除染酸化物燃料の高燃焼度領域での特性を評価した。

論文

Actinide-handling experience for training and education of future expert under J-ACTINET

逢坂 正彦; 小無 健司*; 林 博和; Li, D.*; 本間 佳哉*; 山村 朝雄*; 佐藤 勇; 三輪 周平; 関本 俊*; 窪田 卓見*; et al.

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

将来アクチノイド研究・技術に従事することが期待される若手に向けたJ-ACTINET主催のサマースクールが成功裏に開催された。第1回のサマースクールは2009年8月茨城地区で開催され、2010年8月関西地区での開催が続いた。アクチノイド研究の入門コースとして、大学・大学院学生並びに若手研究者・エンジニアを対象として、実際のアクチノイド体験を主眼とした。3$$sim$$4日の短期間のスクールでアクチノイドの体験を行い、アクチノイドへの興味を引き出すために多くの努力が払われた。茨城地区でのサマースクールにおいてはアクチノイド取扱いの模擬体験が、また、関西地区でのサマースクールにおいては実際のアクチノイドを用いた実験が好評を博した。今後J-ACTINETサマースクールを毎年開催していく予定である。

論文

Oxygen non-stoichiometries in (Th$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$

逢坂 正彦; 三輪 周平; 黒崎 健*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*

Journal of Nuclear Materials, 408(3), p.285 - 288, 2011/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Materials Science, Multidisciplinary)

Ceの還元挙動の観点から(Th$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$の酸素不定比を調べた。酸素ポテンシャルの関数として、1173, 1273及び1373Kにおいて、熱重量法により酸素不定比を実験的に決定した。(Th$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$の等温曲線はアクチノイド/ランタノイド二酸化物のそれと同様の傾向を示した。(Th$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$の酸素不定比のCeO$$_{2-x}$$及び(U$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$との比較評価等を通じて、Ceの還元挙動は欠陥構造及びその変化との関係性があることがわかった。

論文

Effect of americium and simulated fission products addition on oxygen potential of uranium-plutonium mixed oxide fuels

田中 康介; 逢坂 正彦; 黒崎 健*; 牟田 浩明*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1215, p.95 - 100, 2010/10

MOX燃料にAm及びFPを添加した模擬低除染MOX試料を従来の粉末冶金技術を用いて調製し、TG-DTAにより酸素ポテンシャルを測定した。その結果、低除染MOX燃料はFPを含まない燃料よりもわずかに酸素ポテンシャルが上昇することがわかった。また、燃焼度の進展とともに酸素ポテンシャルが上昇することを確認した。

論文

Thermal conductivities of Cs-$$M$$-O ($$M$$ = Mo or U) ternary compounds

徳島 ニ之*; 田中 康介; 黒崎 健*; 儀間 大充*; 牟田 浩明*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1215, p.151 - 156, 2010/10

ホットプレス及び放電プラズマ焼結(SPS)により製造したCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$及びCs$$_{2}$$UO$$_{4}$$の熱伝導率を測定した。その結果、これらの熱伝導率はUO$$_{2}$$及びMOX燃料に比べ低い値となることがわかった。

論文

Oxygen potential of (Th$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$

逢坂 正彦; 田中 康介; 三輪 周平; 黒崎 健*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1215, p.199 - 203, 2010/10

熱重量分析法により1173及び1273Kにおける(Th$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルをO/M比の関数として実験的に決定した。(Th$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルはO/M比が増加するにつれて増大し、O/M=2付近で急激な上昇が見られた。これらの特徴は蛍石構造を有する酸素不定比アクチニド二酸化物に典型的に見られるものであった。(Th$$_{0.7}$$Ce$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルは、Ceの平均価数に対してプロットした場合、同等な値であった。

論文

Chemical states of fission products and actinides in irradiated oxide fuels analyzed by thermodynamic calculation and post-irradiation examination

黒崎 健*; 田中 康介; 逢坂 正彦; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2010/10

照射中の燃料挙動に重要となる燃料の化学形を熱力学計算と照射後試験により評価した。

論文

Development of nitride fuel and pyrochemical process for transmutation of minor actinides

荒井 康夫; 赤堀 光雄; 湊 和生; 宇埜 正美*

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.189 - 197, 2010/00

マイナーアクチノイド核変換のための窒化物燃料と乾式処理技術に関する研究の進展を報告する。窒化物燃料は炭素熱還元で調製し、X線回折や化学分析によってその特性を把握した。マイナーアクチノイド窒化物のほか、非放射性の核分裂生成物元素を添加した燃焼度模擬窒化物や核的に不活性な希釈材を含む窒化物を調製し、熱伝導度をはじめとする熱物性値を取得した。乾式処理技術に関しても、上記の窒化物試料を用いて溶融塩電解挙動をおもに電気化学的測定によって明らかにしたほか、液体カドミウム陰極に回収したアクチノイドを再窒化して窒化物ペレット調製の原料とした。このほか、原子力機構が進めている窒化物燃料の照射試験についても述べる。

論文

Mechanical properties at sub-microscale and macroscale of polycrystalline uranium mononitride

安達 淳*; 黒崎 健*; 宇埜 正美*; 山中 伸介*; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 湊 和生

Journal of Nuclear Materials, 384(1), p.6 - 11, 2009/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.9(Materials Science, Multidisciplinary)

サブマイクロ及びマクロスケールにおける多結晶体ウラン窒化物(UN)のインデンテーション硬度,ビッカース硬度,破壊靭性、及びヤング率をインデンテーション試験,ビッカース硬度試験、及び超音波パルスエコー法により測定した。ヤング率及びビッカース硬度は文献値と良い一致を示した。UNの破壊靭性はUO$$_{2}$$の約3倍となることがわかった。さらに、UNのインデンテーション硬度に及ぼすインデンテーションサイズの影響を明らかにした。

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