検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1

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

Establishment of reasonable 2-D model to investigate heat transfer and flow characteristics by using scale model of vessel cooling system for HTTR

高田 昌二; Ngarayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 沢 和弘*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00536_1 - 19-00536_12, 2020/06

高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200$$^{circ}$$C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できる$$kappa$$-$$omega$$-SSTモデルを選定し、従来の$$kappa$$-$$varepsilon$$モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。この結果、圧力容器上部にホットスポットがなく、模擬炉心により加熱された高温のヘリウムガスが乱流によりよく混合され圧力容器上部を均一に加熱する様子を適切に評価した。

論文

Verification of safety margin of reactor pressure vessel exposed to various thermal transients based on probabilistic approach

鈴木 雅秀*; 村上 健太*; 鈴木 峻史*; 岡山 龍太*; 勝山 仁哉; Li, Y.

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 11(4), p.172 - 178, 2020/02

原子炉圧力容器の健全性は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象を考慮して、想定欠陥に対する破壊力学的評価により確認することとなっている。現在の原子力プラントで使用されている決定論的評価による安全裕度(温度裕度)と、確率論的破壊力学コードPASCAL3及びPASCAL4.0を用いて求めた条件付き亀裂進展・破壊確率の関係について、様々な熱過渡を考慮して検討した。その結果、温度裕度と条件付き亀裂進展確率には一定の相関があることが分かった。一方、条件付き破壊確率については、過渡中の亀裂伝播停止の影響や再加圧の影響等から、温度裕度とのよい相関はみられなかった。このことから、特に弁の開固着に関する再加圧を伴う過渡を考慮する場合に、確率論的手法が有用であると考えられる。

論文

Establishment of numerical model to investigate heat transfer and flow characteristics by using scale model of vessel cooling system for HTTR

高田 昌二; Ngarayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 澤 和彦*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200$$^{circ}$$C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できるk-$$omega$$-SSTモデルを選定し、従来のk-$$varepsilon$$モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。このことから、k-$$omega$$-SSTモデルは、圧力容器上部の温度分布を剥離、再付着および遷移流れを再現できたと考えられ、本モデルはVCSの温度評価の精度向上に有効であることを明らかにした。

論文

Modelling of cesium chemisorption under nuclear power plant severe accident conditions

Miradji, F.; 鈴木 知史; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 逢坂 正彦; Barrachin, M.*; Do, T. M. D.*; 村上 健太*; 鈴木 雅秀*

Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 21 Pages, 2019/03

Under the scope of analyses of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) Severe Accident (SA), estimation of Cs distribution, especially localization in the upper part of the core, has large uncertainties partly caused by the current implemented Cs-chemisorption models in SA analysis codes. This is in part due to the scarce knowledge related to Cs chemisorption mechanisms onto structure surfaces. The objective of this work is, therefore, to improve Cs chemisorption models by consolidation and extension of knowledge in the chemical process of Cs chemisorption. In this study, we will present in the first part experimental tests for grasping the phenomenology of Cs chemisorption onto stainless steel (SS) surfaces under reproductive conditions of 1F SA. The chemical factors involving in the Cs chemisorption process were investigated and implemented in an improved Cs chemisorption model based on a mass transfer theory. The second part of the study will discuss further improvement of built Cs chemisorption model to take into account revaporizaton process of Cs chemisorbed species. For such improvement, the thermodynamic properties of all possible Cs-(Fe)-Si-O chemisorbed species were provided using first-principles calculations. In the last part of the study, chemical equilibrium calculations were conducted to evaluate the relative stability of possible Cs-(Fe)-Si-O chemisorbed species in SA conditions.

論文

改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器の耐震座屈評価法に関する研究

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 久保 幸士*; 佐藤 健一郎*; 若井 隆純; 下村 健太

日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.591 - 595, 2017/10

次世代高速炉の容器は、容器径が増大し、相対的に薄肉化することに加え、近年の想定地震荷重の増大に対応するため水平免震化されることにより、長周期の水平地震荷重が負荷された状態で、相対的に大きな鉛直荷重を繰り返し受けることになる。加えて、容器材料として、従来のオーステナイト系ステンレス鋼のほか、高降伏応力かつ加工硬化係数の小さい改良9Cr-1Mo鋼の適用も見込まれる。高速炉高温構造設計規格で規定されている座屈評価法は、厚肉容器の塑性座屈を主対象としており、繰返し荷重の影響も考慮されていない。そこで、既往研究の知見も踏まえ、薄肉円筒容器構造の軸圧縮、曲げ、せん断の弾性座屈とそれらの相互作用、および鉛直荷重の繰返し負荷による座屈荷重低下を考慮でき、かつ改良9Cr-1Mo鋼製容器にも適用可能な新たな座屈評価式を提案し、改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器に対する座屈試験と数値解析を実施し、当該座屈評価法の適用性と解析精度を検討した。

報告書

日本-IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要; 2016年

山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.

JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-002.pdf:9.41MB

IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。

論文

Sagittal focusing of synchrotron radiation X-rays using a winged crystal

二澤 宏司*; 米田 安宏; 上野 剛*; 村上 博則*; 岡島 由佳*; 山本 健一郎*; 仙波 泰徳*; 上杉 健太朗*; 田中 義人*; 山本 雅樹*; et al.

Journal of Synchrotron Radiation, 20(2), p.219 - 225, 2013/03

 被引用回数:11 パーセンタイル:39.85(Instruments & Instrumentation)

シリコン(111)結晶を用いた放射光X線のサジタル集光を行った。結晶弯曲時に生じるアンチクラシカル歪みを軽減するために溝型結晶を用いたが、この結晶には理想的な凹面曲げを実現するために結晶の外形寸法に黄金比と呼ばれる律速があると信じられてきた。しかし、我々は、この従来の黄金比を大きく逸脱するアスペクト比の結晶においても良好なサジタル集光が可能であることを示した。理論上、偏光電磁石ビームラインの発光点サイズと同等のビームサイズまで集光可能であるため、この手法はタンパク構造解析などにも広く適用することが可能である。

論文

Resonant X-ray magnetic diffraction experiments on SmB$$_2$$C$$_2$$

稲見 俊哉; 本間 徹生*; 筒井 智嗣*; 犬童 健太郎*; 小野寺 秀也*; 石井 賢司; 大和田 謙二; 葛下 かおり*; 中尾 裕則*; 村上 洋一*

Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 310(2, Part1), p.748 - 750, 2007/03

われわれはSmB$$_2$$C$$_2$$$$T_{rm N2}$$=37Kと$$T_{rm N1}$$=51Kの逐次相転移を共鳴X線回折で調べた。強い共鳴回折がSmの$$L_3$$吸収端で$$T_{rm N2}$$以下では101反射に観測され、一方、中間相では、非整合な$${vec Q}$$=(1$$pmdelta$$, $$pmdelta$$,1)の位置に観測された($$delta$$=0.13)。したがって、SmB$$_2$$C$$_2$$の逐次相転移は整合-非整合磁気相転移であることがわかった。

論文

A Response of an imaging plate to heavy ion beams and its LET effects

阿部 健*; 小嶋 拓治; 鈴谷 卓之*; 村上 泰朗*; 斉藤 究*; 藤 健太郎*; 酒井 卓郎; 武部 雅汎*

Radiation Detectors and Their Uses, p.323 - 328, 1998/00

異種放射線混在場における線種・エネルギー弁別画像計測技術を確立するため、イメージングプレート(IP,輝尽発光体:BaFBr:Eu$$^{2+}$$)の放射線応答特性を調べており、既にX($$gamma$$)線、電子線及び軽イオンビームに関しては、IPに含まれる色素の効果や放射線の飛程のちがいを利用した弁別方法を見出した。今回はより高い線エネルギー付与(LET)をもつKrまでの重イオンに対する応答特性を調べた。照射後のIPの光励起スペクトルは、500及び600nmにおいてそれぞれF及びBrの色センターに起因するピークをもつが、これを近似関数を用いて成分分離すると他にも小ピークがあり、これらの存在と強度変化が元のピークの位置や形を決めていることが新たにわかった。さらにこの成分がフェーディング挙動に関連することが示唆された。また照射後光ブリーチングを行うと、ピーク成分が個別に励起光強度に依存し、この現象が機構解明に結びつくことが考えられた。

口頭

ジルコニウム水素固溶体及び水素化物中面欠陥の第一原理計算

宇田川 豊; 山口 正剛; 阿部 弘亨*; 浅利 圭亮*; 篠原 靖周*; 村上 健太*; 中園 祥央*; 三原 武*; 澤山 陽平*; 関村 直人*; et al.

no journal, , 

ジルコニウム水素脆化の微視的機構を明らかにするため、ジルコニウム水素固溶体及び水素化物の表面エネルギと$$gamma$$表面を第一原理計算により評価した。計算には密度汎関数理論に基づく第一原理計算コードVASP(GGA-PAWポテンシャル)を用い、ジルコニウム単体($$alpha$$-hcp)及び水素固溶体(Hを含む$$alpha$$-hcp格子)については底面及び柱面、水素化物については(111), (110)及び(100)面の計算を行った。水素化物では表面エネルギ($$gamma$$$$_{S}$$)低下に加え、すべり,転位運動に対する抵抗の指標となる$$gamma$$表面鞍点エネルギ($$gamma$$$$_{US}$$)が大幅に増加し、これにより水素化物自身が極めて脆性的にふるまうことがわかった。一方水素固溶体における水素は$$gamma$$$$_{S}$$$$gamma$$$$_{US}$$をそれぞれ減少させる傾向が見られる。水素固溶体の傾向との比較から、水素化物に特有な脆化の要因は$$gamma$$$$_{US}$$増加、すなわちすべりや転位運動に対する障壁エネルギの増大にあると考えられる。

口頭

機械混合法により調製したMOX粉末の焼結特性

鈴木 紀一; 武内 健太郎; 村上 龍敏; 加藤 正人; 宇野 弘樹*; 砂押 剛雄*

no journal, , 

機械混合法によりPu富化度25%に調製したMOX粉末を用いて、焼結雰囲気の水素水分比がペレット中のPu, U均質性に及ぼす影響を調べた。この結果、水素/水分比が低いほど、均質なペレットが得られることを確認した。

口頭

放射性物質モニタリングデータベースの現状

関 暁之; 鈴木 健太; 高橋 義知; 松原 武史; 首藤 重雄; 斎藤 公明; 武宮 博; 村上 冶子*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故以来、多くの環境モニタリング調査が行われており、これら調査によって得られた測定データは、放射性物質の分布状況の把握や将来予測に不可欠なデータであり、長期にわたり保存されるべき貴重なデータである。しかしながら、これら測定データは、各実施機関の目的にあわせて主にPDFによる独自の形式で公開されており、かつ、各実施機関により独立なサイトで公開しているため、ユーザが利活用しにくい状況だった。そこで、これら測定データを利活用しやすい統一した形式にまとめ、同じシステムからのデータ取得を可能とした環境モニタリングデータベースを構築した。さらに、このデータベースは数値情報だけでなく、ユーザのニーズに合わせてモニタニング情報を分かり易く可視化して情報を公開した。

口頭

The Characteristics of concrete after high temperature exposures simulating severe accident

Nhut, V. L.*; Do, Thi Mai Dung*; 村上 健太*; 鈴木 雅秀*; 山田 知典; 柴田 卓弥

no journal, , 

The integrity of concrete structures in nuclear power plants has risen as a major issue in recent years. This is due to the needs to assess the safety of structures after the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station for decommissioning process. In order to be able to assess the current state of concrete structures, understanding degradation mechanism and developing appropriate test methods for on-site application are required. For that reason, this study primarily focuses on the effect of high temperatures aimed to enhance the knowledge of degradation mechanism due to thermal exposure.

口頭

原子炉圧力容器の内部欠陥を想定した確率論的健全性評価

鈴木 峻史*; 岡山 龍太*; 村上 健太*; 鈴木 雅秀*; 勝山 仁哉; Li, Y.

no journal, , 

原子炉圧力容器の健全性は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象を考慮して、想定欠陥に対する破壊力学的評価により確認することとなっている。既往研究において、表面欠陥を対象に、決定論的評価による安全裕度(温度裕度)と確率論的評価による条件付き亀裂進展確率にはよい相関があることが示されている。本発表では、内部欠陥を想定した場合における、安全裕度と条件付き亀裂進展・破壊確率の関係について、PASCAL3を用いて解析・検討を行った。

口頭

確率論的破壊力学を用いた原子炉圧力容器の過渡時健全性評価

鈴木 峻史*; 鈴木 雅秀*; 村上 健太*; 勝山 仁哉; Li, Y.

no journal, , 

原子炉圧力容器の健全性は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象を考慮して、想定欠陥に対する破壊力学的評価により確認することとなっている。これまでの研究において過渡事象の想定は健全性評価に大きく影響することが知られている。本報告では従来の代表的な過渡事象以外に再加圧などにより大きな影響を持つ事象がある可能性について検討し、決定論的評価による安全裕度(温度裕度)と確率論的評価による条件付き亀裂進展・破壊確率の関係について確率論的破壊力学コードを用いて解析・検討を行った。

口頭

Reaction products in Cs-adsorption on concrete in the 600$$sim$$150$$^{circ}$$C temperature range

Do, Thi-Mai-Dung*; Nhut, V. L.*; 村上 健太*; 末松 久幸*; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; Miradji, F.; 逢坂 正彦

no journal, , 

Arガス雰囲気中600$$sim$$150$$^{circ}$$CにおけるCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$とコンクリートの相互作用について調査した。この温度範囲においてCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$エアロゾルとコンクリートとの反応は見られなかったが、Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$が吸湿特性により液体になり、コンクリート内部に拡散する挙動がみられた。

口頭

Synthesis and characterization of cesium silicate Cs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$

Do, Thi Mai Dung*; Ngarayana, I.*; Nguyen, H. D.*; 村上 健太*; 末松 久幸*; 小出 学*; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦

no journal, , 

福島の廃炉作業において、構造材表面に付着した放射性セシウムが問題となっており、ステンレス鋼に付着したセシウムについては、ケイ素と反応して水に溶けにくいCs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$が生成すると考えられている。しかし、このような化学吸着挙動については、まだよくわかっていない。そのため、Cs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$を合成し、X線回折装置や元素分析機能付き透過型電子顕微鏡等を用いて、その化学的安定性等を明らかにするために必要となるCs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$の結晶構造などを調べた。

17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1