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論文

Research on hydrogen safety technology utilizing the automotive catalyst

大野 瞳*; 竹中 啓恭*; 喜多 知輝*; 谷口 昌司*; 松村 大樹; 西畑 保雄; 日野 竜太郎; Reinecke, E.-A.*; 高瀬 和之*; 田中 裕久*

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 11(1), p.40 - 45, 2019/05

Safety management technology of hydrogen gas is extremely important not only for nuclear power generation but also for future society. A brand-new passive autocatalytic recombiner (PAR) system utilizing the monolithic "intelligent catalyst" has been studied for the long-term storage of high-concentration radioactive materials related to the decommissioning of nuclear reactors. The monolith-type automotive catalyst showed high hydrogen conversion activity from a room temperature in a large scale reactor of REKO-4. It became clear that natural convection by reaction is greatly improved by roughening the cell density of the monolith catalyst especially under static environmental conditions such as in a storage container. Taking advantage of this superior catalytic property, we aim to complete the safety technology for storage containers at an early stage and advance the development of highly active catalyst from further low temperature.

報告書

Preliminary combustion analyses using OpenFOAM

Thwe, T. A.; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎

JAEA-Technology 2018-012, 45 Pages, 2019/01

JAEA-Technology-2018-012.pdf:4.34MB

原子力発電所に関連するシビアインシデントや製造工程のリスク以外に、原子力廃棄物のリスクも社会を脅かす可能性がある。低レベル及び高レベルの放射性廃棄物を含む核廃棄物の長期保管下では、金属廃棄物の腐食や容器壁自体の腐食及び廃棄物中の水の放射線分解により水素が自発的に発生する。そこで、水素安全及び環境汚染のリスク低減のために、放射性廃棄物容器における水素燃焼爆発の挙動と特性を調べることとした。本報告書では、OpenFOAMを適用し、簡易コンテナー内におけるメタン燃焼の温度, 速度と二酸化炭素分布を調べる数値解析シミュレーションを行った。燃焼シ解析では、LESフレームを備えているFireFoamソルバーを使用した。結果として、容器の高さ及び流入口のサイズが大きくなるとともに平均温度が上昇することが分かった。一方、FireFoamソルバーで行ったメタン、水素及びヘリウムの拡散挙動シミュレーションから、メタンや水素よりもヘリウムのほうが速く拡散することが明らかにした。XiFoamソルバーを利用することにより、化学量論的条件下で立方体燃焼容器における水素空気予混合火炎の火炎伝播半径が得られた。

論文

Numerical investigation on unstable behaviors of cellular premixed flames at low Lewis numbers based on the diffusive-thermal model and compressible Navier-Stokes equations

Thwe, T. A.; 門脇 敏; 日野 竜太郎

Journal of Thermal Science and Technology (Internet), 13(2), p.18-00457_1 - 18-00457_12, 2018/12

拡散・熱的(D-T)モデル及び圧縮性ナビエーストークス(N-S)方程式を用いて広域における低ルイス数セル状予混合火炎の不安定挙動について、反応流れ場の二次元非定常数値解析を行った。圧縮性N-S方程式によって得られた火炎の成長増幅率は、D-Tモデルによって得られたものより大きく、不安定領域は広いことが分かった。計算領域を広くした結果、大きなセル状火炎から分離された小さなセルの数は劇的に増加した。このとき、圧縮性N-S方程式に基づく数値結果では、より強い不安定挙動及びより大きな平均燃焼速度が観察された。併せて、圧縮性N-S方程式によって得られたフラクタル次元は、D-Tモデルによって得られたものよりも大きかった。加えて、放射熱損失が低ルイス数予混合火炎の不安定性を促進することを確認した。

報告書

原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)

日野 竜太郎; 竹上 弘彰; 山崎 幸恵; 小川 徹

JAEA-Review 2016-038, 294 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2016-038.pdf:11.08MB

福島第一原子力発電所事故後に、シビアアクシデント時の水素対策は、我が国において大きな技術的課題として認識されるにいたった。しかし、原子力技術者と燃焼・爆発の専門家との間で共通の知識基盤を形成し、将来の原子力安全を確保、向上させていく努力は始まったばかりである。そのような活動の一つとして、「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック」を、資源エネルギー庁受託事業「水素安全対策高度化」の一環として作成した。本ハンドブックでは以下を目指した:(1)原子力の技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示す、(2)原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに、原子力における水素安全の要点が示されているものとする、(3)事故後廃棄物管理までを視野に入れて、放射線分解水素に関する情報を拡充する、(4)過酷事故解析等の特定・狭義の専門家を対象にするものではなく、高度な解析式なしに迅速に図表で判断を助けるものとする、(5)解析技術者にも役立つように、詳細なデータベースの所在や、最新の解析ツールのオーバービューを添える。

論文

Development of hydrogen behavior simulation code system

寺田 敦彦; 松本 昌昭*; 杉山 均*; 上地 優; 日野 竜太郎

Proceedings of 6th International Conference on Hydrogen Safety (ICHS 2015) (CD-ROM), 11 Pages, 2015/10

原子力機構では、シビアアクシデント状況下における水素安全の向上に向けて、水素の発生から拡散、燃焼、爆発に至る挙動を予測する水素挙動解析システムの構築を進めている。システムは、研究者, エンジニア等のユーザを支援するために、様々なCFD, FEMコードで構成されている。本報では、水素挙動解析システムの構築に向けた取り組みの一環として、既存試験データを用いた浮力乱流モデル, 凝縮モデルについてのコード検証結果を報告する。

論文

Development of new type passive autocatalytic recombiner, 1; Experimental study on degradation of catalyst

上地 優; 松村 大樹; 谷口 昌司*; 西畑 保雄; 田中 裕久*; 平田 慎吾*; 原 未来也; 日野 竜太郎

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05

原子力発電所の過酷事故時においては、多量の水素が格納容器又は原子炉建屋へ放出される可能性がある。受動的触媒式再結合器(PAR)は、水素濃度緩和と安全な自己管理の最も有効な手段の一つである。既存のPARの性能向上のため、特に重量やサイズに着目した新形式のPARの開発を進めているところである。本研究では、自動車触媒の活性に対する水蒸気共存の影響について実験的な検討を実施した。その結果、水蒸気は、触媒反応の開始をわずかに遅らせる傾向があるものの、定常的な影響はないことを明らかにした。

論文

Development of hydrogen behavior simulation code system; Outline of code system and validation using existing data

寺田 敦彦; 松本 昌昭*; 杉山 均*; 上地 優; 門脇 敏*; 日野 竜太郎

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

福島第一原子力発電所事故では、被覆管の酸化によって発生した大量の水素が原子炉建屋に漏洩し、水素爆発が引き起こることで環境に深刻な影響を与えるに至った。原子力発電所の安全対策のさらなる向上に向けて、特にシビアアクシデント時における、拡散流動、燃焼、爆発による構造物への影響を考慮した水素挙動を予測するシステムの開発を進めている。このシステムは、多くの研究者, 技術者を支援するために様々なCFD、及びFEMのツールで構成されている。本報では、開発を進めているシステムの概要と配管破断試験の予備解析にて良好な機能検証がえられた結果等を報告する。

論文

Cosmic-ray muon radiography for reactor core observation

高松 邦吉; 竹上 弘彰; 伊藤 主税; 鈴木 敬一*; 大沼 寛*; 日野 竜太郎; 奥村 忠彦*

Annals of Nuclear Energy, 78, p.166 - 175, 2015/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の燃料デブリの状況把握に向けた炉内可視化の技術開発として、原子炉内可視化に宇宙線ミューオンの適用性を検証するため、原子力機構のHTTRを対象とした炉内可視化予備試験を実施した。その結果、原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、同時計数法を用いた宇宙線ミューオン可視化技術により、炉心および炉内構造物を可視化できた。

論文

Development of new type passive autocatalytic recombiner, 1; Characterization of monolithic catalyst

上地 優; 谷口 昌司*; 西畑 保雄; 永石 隆二; 田中 裕久*; 平田 慎吾*; 原 未来也; 日野 竜太郎

Proceedings of 2nd International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014), p.87 - 88, 2014/11

原子炉におけるSAMのひとつである水素影響緩和のため、新形式の静的触媒式再結合器が開発されている。これは、重量削減や水素処理性能、環境耐性及び製品品質の向上のため、自動車用のモノリス担体触媒をもとに開発が進められている。本研究では、触媒の基本性能を明らかにするため水素再結合反応における活性化エネルギーを評価した。また、$$gamma$$線照射による劣化に関する評価も併せて実施した。実験結果から、量論組成ガス供給において、活性化エネルギーは5.7kJ/molと算出された。また、1.0MGyまでの$$gamma$$線照射では、劣化が生じることはなく、むしろ触媒活性を増加させる効果があることが分かった。

論文

三次元空間への水素拡散現象の数値予測

杉山 均*; 高橋 佳多*; 加藤 直人*; 寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎

自動車技術会学術講演会前刷集, (109-14), p.5 - 10, 2014/10

開口部を有する室内空間における水素混合気の垂直方向浮力流についての数値解析を実施した。代数応力モデルを用いた数値解析の妥当性の確認及び、漏洩水素の拡散流動挙動メカニズムを明らかにするため、水素濃度について数値解析と実験結果を比較した。数値解析は、実験結果を詳細には再現できていないが、主要な流動挙動は一致している。また、計算結果から水素濃度の低減効果の影響はフルード数による整理が有用であることがわかった。

論文

円柱を有する矩形断面管路内の乱流構造解析

杉山 均*; 小手森 俊紀*; 加藤 直人*; 寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎

自動車技術会学術講演会前刷集, (147-14), p.25 - 30, 2014/10

本解析では矩形断面を有する直線管路内に円柱が底壁面近傍に流れと平行に設置された乱流場を解析対象とした。こうした流れでは、乱れの非等方性から生成される第2種二次流れの存在と円柱が壁面近傍に設置されたことによる脈動流が存在する。本報で提案する代数応力モデルによる解析方法では、実験結果との比較検証から、速度分布を正確に予測することができ、壁面と円柱との間隙に形成される脈動流の存在についても確認することができた。

論文

Revaluation of hydrogen generation by water radiolysis in SDS vessels at TMI-2 accident

永石 隆二; 森田 圭介; 山岸 功; 日野 竜太郎; 小川 徹

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

BB2014-1745.pdf:0.92MB

スリーマイル島原子力発電所(TMI-2)の冷却水喪失事故で発生した汚染水を処理した吸着塔(SDSベッセル)に対しては、残水量、放射線分解による水素の発生、ゼオライトに吸着した$$^{137}$$Csの分布等が実際の吸着塔を用いて大規模に測定され、その結果は吸着塔のサイズや構造の情報とともに公開されている。本研究ではTMI-2事故で使用した吸着材を用いて、水蒸気吸着挙動等の表面構造の測定、並びに$$gamma$$線照射による水素発生の測定といった小規模な試験を行い、そこで得た最新の結果と公開情報をもとに、TMI-2事故での吸着塔内の吸収線量率及び水素発生率の再評価を試みた。本研究で行った評価の手順及び結果は、福島第一原子力発電所事故の汚染水処理で発生する廃吸着塔の内部で起こる水素発生の挙動を把握する上でも重要である。

論文

Consideration of radiolytic behavior in diluted and concentrated systems of seawater for computational simulation of hydrogen generation

永石 隆二; 井上 将男; 日野 竜太郎; 小川 徹

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所事故では破損した原子炉施設の冷却のために海水を使ったため、スリーマイル島原子力発電所の冷却水喪失事故とは異なり、事故後に発生した汚染水に海水成分が含まれた。これに伴い、腐食や水素発生と密接に関係する、海水の放射線分解の反応計算がいくつかのグループによって行われたが、それらは1次収量や放射線誘起反応の塩濃度依存性(塩効果)を考慮していないため、広範囲の塩濃度に対して適用できない。そこで、本研究では、1次収量の塩効果を示す定常照射実験の結果、並びに反応の塩効果を示すパルス照射実験(パルスラジオリシス)の結果をもとに、海水の希釈及び濃厚系での放射線分解挙動に関する考察を試みた。

論文

Boiling heat transfer characteristics of a sulfuric-acid flow in thermochemical iodine-sulfur cycle

野口 弘喜; 寺田 敦彦; 小貫 薫; 日野 竜太郎

Chemical Engineering Research & Design, 92(9), p.1659 - 1663, 2014/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:91.22(Engineering, Chemical)

硫酸蒸発器は熱化学法ISプロセスの主要機器の一つであり本器を設計するためには硫酸沸騰熱伝達率が必要となる。しかしながら実測値の報告例が無いため、これまで提案さている様々な熱伝達率予測式の適用性を実験的に確認する必要があった。そこで、ISプロセスで使用する濃度の硫酸(90wt%)を用いた沸騰熱伝達率測定試験を行なった。その結果、一般に広く使用されているNishikawa-Fujitaの式による予測値は実測値の半分程度であることが分かった。この式に代わり、二成分系沸騰熱伝達率予測式として知られているStephan-K$"o$rnerの式の適用を試みた。実験定数を最適化して本式を用いれば、実験結果を$$pm$$15%の精度で予測可能であることを明らかにした。これにより硫酸沸騰熱伝達率の予測式としてStephan-K$"o$rnerの式が適用可能なことをその実験定数および予測精度とともに示した。

論文

Study of hydrogen mitigation for safe storage of spent cesium adsorption vessels

上地 優; 寺田 敦彦; 岡垣 百合亜; 日野 竜太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.964 - 967, 2014/07

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

福島第一原子力発電所の使用済セシウム吸着塔の安全な保管に向けて、水素対策は重要な課題である。吸着塔内では、残留水の放射線水分解により、水素が発生し、容器内に蓄積する可能性がある。本稿では、FLUENTコードを用いた熱流動解析結果の検証のために、模擬容器内の流動をPIVにより計測した結果を報告する。試験結果から、容器内では非常に低速な上昇流が生じるとともに、ステップ部において循環流が生じることが明らかになった。この流動様相は解析結果とも一致した。加えて、触媒による水素再結合反応についてその効果を確認した。実機環境において想定される高湿度環境においても触媒が機能することが明らかになった。

論文

Characterization and storage of radioactive zeolite waste

山岸 功; 永石 隆二; 加藤 千明; 森田 圭介; 寺田 敦彦; 上地 優; 日野 竜太郎; 佐藤 博之; 西原 健司; 津幡 靖宏; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.1044 - 1053, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の放射性塩水の処理で発生した使用済ゼオライト吸着塔の安全保管を目的として、ゼオライト系吸着材Herscheliteの基礎特性を研究し、水素発生及び容器の塩分腐食を評価した。Herschelite試料の水素発生量は、試料の水位と溶存種に依存する。これは、発生した水素が、水面へ拡散移動する過程で、ラジカルにより酸化されるためである。このような水の液深効果を考慮して、海水あるいは純水に浸かったHerscheliteからの水素発生率を評価した。これら基礎特性データを用いて、基準となる崩壊熱504Wの吸着塔内の水素濃度を熱流動解析した。その結果、塔内に残留する洗浄水の有無に係わらず、水素濃度は爆発下限界(4%)に至らないと評価された。吸着塔容器材料であるステンレス鋼SUS316Lの定常腐食電位は、吸収線量率とともに増加したが、Herscheliteを共存させることで増加が抑制された。崩壊熱504Wの吸着塔底部の環境は750Gy/h-60$$^{circ}$$C以下と評価され、20,000ppmCl$$^{-}$$濃度以下では、Herscheliteと接触した316L鋼の局部腐食は直ちに発生しないと考えられる。

報告書

廃ゼオライトの長期保管方策の検討; 水素拡散/燃焼影響評価解析システムの整備

寺田 敦彦; 竹上 弘彰; 上地 優; 日野 竜太郎

JAEA-Data/Code 2013-011, 53 Pages, 2014/03

JAEA-Data-Code-2013-011.pdf:4.29MB

福島第一原子力発電所の事故では、汚染滞留水を淡水化するため、放射能源であるセシウムをゼオライトで吸着し除去する汚染水処理システムが稼働している。ゼオライトは吸着塔に充填して使用され、使用済みの廃ゼオライトは吸着塔に充填したまま長期保管する。このとき、廃ゼオライトに吸着された水分や吸着塔内の残留水が放射線分解して水素と酸素を発生する。そこで、水素拡散挙動や、万が一の水素燃焼・爆発に対する安全対策の妥当性を確認するため、詳細な水素濃度/温度分布をもとに、水素燃焼・爆発事故時の事象推移とそれらの影響を解析する水素拡散/燃焼影響評価解析システムを整備した。本報告では、整備した解析システムの概要、機能確認のために実施した予備解析評価結果を紹介する。

論文

宇宙線ミューオンによるHTTR内部構造の可視化予備試験

竹上 弘彰; 高松 邦吉; 伊藤 主税; 日野 竜太郎; 鈴木 敬一*; 大沼 寛*; 奥村 忠彦*

日本原子力学会和文論文誌, 13(1), p.7 - 16, 2014/03

東京電力福島第一原子力発電所(福島第一原発)の事故では、溶融・固化した燃料がデブリとなり、その一部は圧力容器を貫通し格納容器内に落下していると推定されており、燃料デブリの状況把握が重要な課題となっている。本研究では、原子炉の外側から燃料デブリの位置情報を取得するための一方策として、ミューオンを用いた原子炉内部構造の可視化の可能性を探るため、既存のミューオン測定装置を用いて日本原子力研究開発機構の高温工学試験研究炉(HTTR)内部構造の可視化予備試験を行った。さらに、予備試験の結果を基に、福島第一原発の可視化に適用する場合の課題を抽出し、対策を検討した。その結果、同時計数法を用いた宇宙線ミューオン可視化技術により、原子炉内の炉心、コンクリート壁といった特徴的な構造を可視化できることを示した。また、福島第一原発敷地内での測定における課題と対策を検討した結果、既存技術による装置の改造等で、新たな技術開発を行うことなく対応可能であることを示した。

報告書

オンサイト非破壊検査技術の開発; HTTRの内部構造可視化予備試験

竹上 弘彰; 寺田 敦彦; 野口 弘喜; 上地 優; 小野 正人; 高松 邦吉; 伊藤 主税; 日野 竜太郎; 鈴木 敬一*; 大沼 寛*; et al.

JAEA-Research 2013-032, 25 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-032.pdf:3.56MB

本研究では、原子炉建屋外から非破壊で燃料デブリの位置情報を取得可能な技術の候補として、宇宙線ミューオンを用いた非破壊検査技術に着目した。この技術は地盤探査を目的として開発された技術であることから、原子炉内部調査への適用性を検証するため、既存のミューオン受光システムを用いて、大洗研究開発センターに設置されている高温工学試験研究炉(HTTR)の内部構造可視化予備試験を実施した。可視化予備試験の結果、同時計数法を用いたミューオン非破壊検査技術により、HTTR内部の炉心、コンクリートのような高密度の構造物が判別可能であることを示した。また、オンサイト測定における課題を検討した結果、既存装置の改良により対応可能であることを示した。

論文

Study of an incrementally loaded multistage flash desalination system for optimum use of sensible waste heat from nuclear power plant

Yan, X.; 野口 弘喜; 佐藤 博之; 橘 幸男; 國富 一彦; 日野 竜太郎

International Journal of Energy Research, 37(14), p.1811 - 1820, 2013/11

 被引用回数:12 パーセンタイル:17.36(Energy & Fuels)

GTHTR300発電システムの低温廃熱は、多段フラッシュ型(MSF)海水淡水化プラントに供給される。従来のMSFプラントでは、GTHTR300発電システムの廃熱温度の範囲において、単位排熱量当たりの最大淡水製造量を与える最適な蒸発室入口の塩水温度が存在する。海水淡水化プラントのより有効な性能向上に向けて、多くのステップで蒸発負荷を段階的に増加する新しいMSFの概念を提案する。提案したMSF概念では、同じフラッシュ段数と温度範囲を使用することで、従来のMSFと同様に運転することができる。また、MSFの最適化により、淡水製造量は、GTHTR300発電システムの発電性能に影響を及ぼすことなく45%増加させることができ、さらにGTHTR300発電システムの熱エネルギー利用率は85%に達することができる。

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