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報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC-TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

論文

高温蒸気と壁構成材料の化学反応による可燃性ガス発生に関する数値シミュレーション

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 藤井 貞夫*

第17回数値流体力学シンポジウム講演要旨集, p.B2_2_1 - B2_2_4, 2003/12

温度や圧力の条件によっては、冷却材が原子炉構成材料と化学的に反応し、水素,酸素,メタン等を生成することが考えられる。これらは可燃性ガスであり、その取り扱いは十分な注意が必要であるが、原子炉条件下における化学反応挙動を実験的に調べることは容易ではない。そこで、著者らは熱流動に起因する化学反応時の生成物質の反応安全性を数値的に検証することを目的として、物質と流体間の相変化挙動を解析するコードの開発を行っている。今回、著者らが改良を加えた物質拡散モデルと気相,液相,固相を統一的に解く3次補間擬似粒子法の採用により、従来は蒸気と黒鉛表面間での反応挙動予測範囲を黒鉛内部にまで拡張できる見通しを得た。

論文

高温環境下における噴出蒸気と炭素材の化学反応挙動に関する数値シミュレーション

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 藤井 貞夫*; 渡部 勝博*

日本応用数理学会2002年度年会講演論文集(インターネット), 7 Pages, 2002/00

核融合炉や超高温ガス炉のような高温環境中に冷却水が侵入した場合、水の蒸発に伴って発生する蒸気と壁構成材である黒鉛とが化学的に反応し、水素等の可燃性ガスの生成が考えられる。したがって、原子炉の安全設計の観点から、発生する可燃性ガスの定量評価が重要であるが、原子炉を模擬した高温環境下で化学反応挙動を実験的に調べることは簡単ではない。そこで、冷却水侵入によって想定される蒸気と炭素系材料間の化学反応挙動を数値的に予測する解析手法について検討した。気相,液相,固相を統一的に解く3次補間擬似粒子法を用いて、固気界面での化学反応について解析し、高温雰囲気中に一定流速で侵入する蒸気と黒鉛とが反応して水素,メタン等の可燃性ガスを発生するメカニズムの数値的解明に成功した。一連の解析から、化学反応に対して蒸気流速が重要なパラメータであることが明らかになり、蒸気と固体間の化学反応挙動を数値的に定量評価できる見通しを高くした。

論文

Numerical simulation of radiative effects in the laser-produced plasma

内海 隆行*; 佐々木 明; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*

Proceedings of 4th International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications (SNA 2000) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/09

インコヒレントX線源開発や電子衝突励起X線レーザの開発のためには、固体ターゲットへのレーザ照射により生成されるレーザプラズマの状態を精度よく予測することが重要な要件である。このために光量子-物質相互作用シミュレーションの一環としてCIP法(3次補間疑似粒子法)に基づく解析コードを開発し、このコードにSESAMEやQEOSの物質の状態方程式、TKNモデルやDrudeモデルによる熱伝導係数、吸収係数を組み込んできた。特に超高強度レーザー照射により照射近傍の温度が1keV以上となる状態においては輻射による熱輸送が大きな影響をあたえる。このためここでは、このコードに輻射モデルと遮蔽水素モデルに基づく平均輻射係数を組み込み、レーザー生成プラズマの形成過程をシミュレーションした結果を報告する。また、輻射モデルの数値解法としてSuccessive Overrelaxation (SOR)法を適用したことによる計算量増大について報告する。

論文

超高出力・超短パルスレーザー照射による物質状態の解析; プラズマ中のレーザー光の伝播特性

内海 隆行*; 佐々木 明; 藤井 貞夫*

計算工学講演会論文集, 5, 4 Pages, 2000/05

過渡的電子衝突励起X線レーザーを発振させるために、固体ターゲットをダブルパルスの短パルスレーザーで照射する方法が考えられている。第一のパルスで固体ターゲットを急速に加熱してプラズマ化する。第二のパルスでプラズマを追加熱し、媒質イオンをレーザー上準位に励起し、X線利得を発生させる。このシミュレーションのためには、レーザー光の吸収過程、レーザー光のエネルギーの吸収率とその空間分布の決定が重要である。ここでは、レーザー光線の軌跡はアイコナル方程式に従うとし、プラズマ中での光線の吸収過程を流体コードに組込み超高出力・超短パルスレーザーを固体へ照射した場合のレーザー光のプラズマ中での伝播特性について検討する。

論文

Numerical simulation of thin foils irradiated by ultrashort pulse laser

内海 隆行*; 佐々木 明; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*

Proceedings of 13th International Conference on High-Power Particle Beams (BEAMS 2000) (CD-ROM), 4 Pages, 2000/00

原研において先端的光量子光源の開発とその応用研究の一環として超短パルス・高ピーク出力で繰り返し動作可能なレーザーが開発され、固体ターゲットへの照射を数値的に解析することが要求されている。このため、計算手法としては、3次補間擬似粒子法(CIP: Cubic-Interpolated Propagation)とC-CUP(CIP-Combined Unified Procedure)法が固・液・気各相界面での大きな密度変化を精度良く捉えられ、圧縮性・非圧縮性流体の統一解法に極めて有効な計算手法と考え、CIP法を異なる種類の物質に対して適用できるように拡張し、多相・多成分の連続体が存在する系に適用可能なコードを開発した。さらに、状態方程式(EOS)や熱輸送モデルと物質特性値を本コードに組み込み、固体スラブターゲット照射に伴う熱流動現象を解析してきた。一方、固体ターゲットとして薄膜を用いることにより、ターゲット内部への熱伝導による損失なしにプラズマを瞬間的に生成できると考えられる。このコードを超短パルス・高ピーク出力レーザの薄膜への照射によるレーザプラズマの生成とその伝搬のシミュレーションに適用した結果を示す。

論文

Numerical study of solids irradiated with high-peak-power ultrashort laser pulse

内海 隆行*; 佐々木 明; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*

Computational Fluid Dynamics Journal, 8(1), p.128 - 134, 1999/04

プリパルス方式による効率的な電子衝突励起X線レーザーの開発のためには、固体ターゲットへのレーザー照射により生成されるレーザープラズマの状態を精度よく予測することが重要な要件である。レーザー光が固体ターゲットに照射されると、溶融・蒸発の後に高エネルギーの集中した状態として高温・高密度プラズマが生成される。このレーザー生成プラズマの状態を解析する方法の1つとして、これらの複雑な現象を連続体、あるいは混相流としてとらえ、流体運動として定式化することができる。この現象を精度よくシミュレーションするためにCIP法(3次補間擬似粒子法)に基づく解析コードを開発した。本論文では、固体ターゲットへの高強度・短パルスレーザー照射により、平坦な先端をもつ比較的均一なプラズマ状態が形成され、膨張伝播して行く状態をシミュレートしたことを報告する。

報告書

高温ガス炉の伝熱・流動分野における研究開発の歩み

佐野川 好母*; 宮本 喜晟; 秋野 詔夫; 椎名 保顕; 菱田 誠*; 小川 益郎; 文沢 元雄; 稲垣 嘉之; 武田 哲明; 高田 昌二; et al.

JAERI-Review 98-024, 403 Pages, 1999/01

JAERI-Review-98-024.pdf:17.17MB

原研は昭和44年5月に、1000$$^{circ}$$Cの高温核熱を炉外に取り出して種々の目的に利用する多目的高温ガス実験炉(VHTR)の計画を立てた。それ以来この炉の設計・製作に不可欠なデータの取得と、高温のヘリウムガス循環技術の確立を目指して、約30年間にわたって研究開発を行ってきたが、この報告書は、そのなかでも伝熱・流動分野の主な成果の要点を、実際にその研究開発に従事した研究者自身が執筆したものをまとめたものであり、そのなかには、従来の学問上の定説を書き換えた研究もいくつかある。しかしながら、この長い年月の間には、実際に研究開発に従事した者の多くは原研を去り、また資料が散逸してしまったものもあって、すべてを収録することはできなかったが、貴重な知見として現在の高温工学試験研究炉(HTTR)の設計や技術に直接生かされているものばかりである。また、今後の高温ガス炉(HTGR)の研究開発ばかりではなく、高温を取り扱うすべての機器の技術開発にも役立つ貴重な資料である。

論文

The Numerical simulation of melting and evaporation due to ultrashort pulse laser irradiation

内海 隆行*; 佐々木 明; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*

Inst. Phys. Conf. Ser., (159), p.451 - 454, 1999/00

プリパルス方式による効率的な電子衝突励起X線レーザの開発のためには、固体ターゲットへのレーザ照射により生成されるレーザプラズマの状態を精度よく予測することが重要な要件である。レーザ光が固体ターゲットに照射されると、溶融・蒸発の後に高エネルギーの集中した状態として高温・高密度プラズマが生成される。このレーザ生成プラズマの状態を解析する方法の1つとして、これらの複雑な現象を連続体、あるいは混相流としてとらえ、流体運動として定式化することができる。この現象を精度よくシミュレーションするためには、溶融に伴う不連続な物質境界や圧力分布を正確に捕捉する、あるいは圧縮性、非圧縮性の共存する系を解かなくてはならない。このため筆者らはCIP法(3次補間疑似粒子法)に基づく解析コードを開発した。本論文においては、このコードにSESAMEやQEOSの物質の状態方程式、TKNモデルやDrudeモデルによる熱伝導係数、吸収係数を組み込んだ固体溶融・蒸発シミュレーションの結果について報告する。

論文

多相・多成分熱流体解析の定式化

内海 隆行*; 藤井 貞夫*

Therm. Sci. Eng., 7(1), p.21 - 30, 1999/00

X線レーザー発振方式の一つである電子衝突励起型X線レーザーでは、常温の固体ターゲットをレーザー照射して高温・高密度プラズマを生成する過程を含んでいる。このレーザー照射生成プラズマの熱力学特性は、X線レーザーの利得と重要な関係があり、シミュレーション等により正確に推定することが要求されている。超高出力超短レーザー光による物質の溶融・蒸発シミュレーションを行うために多相・多成分の流体が存在する系に適用可能なコードを開発してきた。本論文では、C-CUP法を一般化した本コードの数値解析法の定式化について述べるとともに、このコードによる多相流解析の基本検証問題、及び固体ターゲットへのレーザー照射の解析結果について記述する。

論文

Possibility of volume reduction of blowdown tank in fusion reactor safety system

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 山崎 誠一郎*; 藤井 貞夫*

Fusion Technology, 34(3), p.640 - 644, 1998/11

核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時には、水の沸騰・蒸発に伴って圧力が急上昇するため、条件によっては真空容器破損を引き起こすことが考えられる。ITERの設計では、真空容器内で圧力が上昇した場合にはプラズマチャンバー部とぼぼ同じ大容積を持つサプレッションタンクを接続することによって系統内の減圧を図る計画である。しかし、サプレッションタンクの構造は複雑であり、核融合炉の合理化のためには縮小簡略化が期待されている。本研究ではICE事象時の圧力上昇緩和を目的として、サプレッションタンクに代わる方法の性能を実験的に調べた。水の飽和温度と飽和圧力の関係から、ICE事象が起きた場合には真空容器内に設けた低温部で水蒸気を凝縮させて、低温部の温度で定まる飽和圧力にまで容器内圧力を低下させることが理論上可能である。そこで、既設のICE予備実験装置に水冷ジャッケット付き小型タンクを配管を介して接続して、ICE時の圧力上昇を強制的に抑制する手法を考案した。現在のところ、真空容器の約10%の容積タンクでも冷却温度を変えることによってICE事象後の圧力上昇を任意の圧力以下で抑制できることがわかった。

論文

高温真空中での水蒸発に伴う圧力上昇と凝縮挙動

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 山崎 誠一郎*; 藤井 貞夫*

第35回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.801 - 802, 1998/05

核融合炉で真空容器内冷却材侵入事象(ICE)が起こると水の沸騰・蒸発に伴って圧力が急激に上昇することを、ICE予備実験装置を使って定量的に明らかにした。核融合炉の安全設計を行う場合、真空容器内圧力の上昇は容器破損に繋がるため、圧力上昇を抑制するための安全装置の設置が必要である。水の飽和温度と飽和圧力の関係から、ICEが起きた場合には真空容器内に設けた低温部で水蒸気を凝縮させ、容器内圧力を低温部の温度で定まる飽和圧力に維持させることが理論上可能である。そこで、任意の容積を持つ水冷ジャッケット付きタンクを真空容器に配管を介して接続して、ICE時の圧力上昇を強制的に抑制する手法(強制冷却式付加タンク)を考案した。現在のところ、真空容器の10%の容積の付加タンクでも圧力上昇を2気圧未満に抑制できることがわかった。本手法は核融合炉安全設計の合理化に大いに役立つものと考えられる。

論文

レーザ照射による固体溶融における物質状態の影響

内海 隆行*; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*

計算工学講演会論文集, 3(1), p.235 - 238, 1998/05

最近、原研においてTi:Sapphireレーザーによる100TW10Hzの繰り返し動作超高出力レーザーが開発され、短波長・高効率X線レーザーの発振の実現が期待される。X線レーザー発振方式にはいくつかの候補があるが、そのうちの一つである電子衝突励起型X線レーザーでは、常温の固体ターゲットをレーザー照射して高温・高密度プラズマを生成する過程を含んでいる。このレーザー照射生成プラズマの熱力学特性は、X線レーザーの利得と重要な関係があり、シミュレーション等により正確に推定することが要求される。これまで、超高出力超短レーザー光による物質の溶融・蒸発シミュレーションを行うために多相・多成分の流体が存在する系に適用可能なコードを開発してきた。ここでは、レーザー光をアルミニウム金属に照射する問題に適用して、状態方程式のシミュレーション結果への影響について報告する。

論文

CIP法を用いた固体溶融シミュレーション

内海 隆行*; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 佐々木 明; 赤松 幹夫*

CIPUS Annual Report, 4 Pages, 1998/00

X線レーザー照射によるプラズマ生成過程を連続体運動方程式で記述されるようなマクロスコピックな流体シミュレーションの立場から把握するためには、光と物質その相互作用のモデル化だけでなく、固体ターゲット照射にともなって生じる固・液・気各相の界面での大きな密度変化を精度良く捉えられ、かつ圧縮性高速流れから非圧縮性流れまでの広い範囲の流動現象を統一的に取り扱えることが必要である。矢部によって提案された3次補間擬似粒子法(CIP:Cubic-Interpolated Propagation)は、固・液・気各相を含む圧縮性・非圧縮性流体の統一解法に極めて有効な計算手法と考えられる。筆者らは、CIP法を異なる2種類の物質に対して適用できるように拡張し、多相・多成分の流体が存在する系に適用可能なコードを開発してきた。本報では、そのコードの概要と超短パルスレーザー光を金属に照射する問題に適用した結果について報告する。

論文

Penetration of isothermal plunging jet into denser liquid

H.Park*; 山野 憲洋; 森山 清史; 丸山 結; Y.Yang*; A.R.Antariksawan*; 杉本 純; 藤井 貞夫*

Proc. of 4th KSME-JSME Fluids Engineering Conf., p.581 - 584, 1998/00

等温非沸騰での液体ジェットの液体プールへの貫入挙動を実験及び数値解析により調べた。実験では、直径10mm、流入速度3~9m/sの水ジェットを、2D及び3D形状の水、フロリナート、アナトミカル合金のプールに注入した。プールの深さは150~200mm、ジェットとプールの密度比は1~9.4である。ジェットのプール表面への衝突、貫入により空洞が形成され、底部ではジェット及び巻き込まれた空気が水平方向に拡がる様子が観察された。また、空気とプール液体の界面で不安定波が見られた。CIP法に基づく数値解析モデルでこのような挙動を再現できた。ジェットの貫入深さについて、実験結果からFroud数と密度比を用いた相関式を得た。

論文

Visualization of exchange flows through breaches of a vacuum vessel in a fusion reactor under the LOVA condition

高瀬 和之; 功刀 資彰; 藤井 貞夫*; 柴崎 博晶*

Flow Visualization Image Process. 1997, 1(00), p.185 - 190, 1997/00

核融合炉の真空容器が破断した場合(LOVA)に置換流に同伴されて真空容器内部から外部に放出される放射化ダストの微粒子の飛散挙動を定量化するための手法開発を目的として、破断口部に生じる置換流挙動を煙を使って可視化し、その結果を相関法によって画像処理して置換流の局所速度分布、平均流速、置換流量等を特定する研究を実施した。筆者らの一部は、LOVA時の置換流挙動は真空容器内の置換量と時間の関係から破断直後の急変化領域、その後の過渡領域、及び十分時間が経過した後の最終領域の3領域に大別できることを既に明らかにしている。本研究の結果、可視化画像から推定した破断口部の置換流の平均流速計算値は、前述した最終領域における結果を良く模擬するものの、速度変化の割合が大きい急変化領域や過渡領域の結果を予測することは困難であることが分かった。しかしながら、非接触で置換流挙動を把握することが可能である可視化システムは、微粒子ダストの飛散挙動の定量化に有効であることが確認できた。今後は、微粒子ダストを含む高速気体の流動挙動を観察できるように現状の可視化システムを改良する考えである。

論文

Numerical analysis of buoyancy-driven exchange flow with regard to an HTTR air ingress accident

文沢 元雄; 功刀 資彰; 菱田 誠; 赤松 幹夫*; 藤井 貞夫*; 五十嵐 実*

Nuclear Technology, 110, p.263 - 272, 1995/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.93(Nuclear Science & Technology)

本研究は、高温ガス炉のスタンドパイプ破断時空気浸入事故に関連して行った数値解析である。すなわち、流体物性値の温度依存性を考慮した一般曲線座標系を用いた3次元熱流動解析コードを開発し、以前行った閉空間内置換流についての実験体系へ適用した。数値解析結果は、実験結果と同様に非定常で非対称な流れ場が観測された。

報告書

知的原子炉設計システム(IRDS)用炉心熱流力設計モジュールの開発

久語 輝彦; 藤井 貞夫*; 中川 正幸

JAERI-Data/Code 94-001, 187 Pages, 1994/08

JAERI-Data-Code-94-001.pdf:7.51MB

新型炉炉心の概念設計の支援を目的として、簡便かつ効率的に熱流力分野の設計及び評価のできる炉心熱流力設計モジュールを開発した。本モジュールは知的原子炉設計システムIRDSに組み込まれる。利点として、各種の炉型が扱えること、炉型や設計内容に応じて4つの熱流力・燃料挙動解析コードを内蔵していること、概念の変更に柔軟に対応できること、容易に結果の判断ができるように分かりやすい形式で結果を提示できること等の機能を有している。本モジュールは、エンジニアリングワークステーション上での実行を前提とし、入出力処理に関するマンマシンインターフェースを充実させている。更に、効率的な設計支援を目的として、知識工学的手法を用いて、任意の2設計変数に関する設計成立範囲(設計ウィンドウ)探索機能を内蔵している。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、解析に必要な入力変数の解説等を記したものである。

論文

Evaluation of core thermal and hydraulic characteristics of HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:38.13(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492$$^{circ}$$Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495$$^{circ}$$Cを下回っている。

論文

Evaluation of hot spot factors for thermal and hydraulic design of HTTR

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.73(Nuclear Science & Technology)

HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

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