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論文

A New method for the quantitative analysis of the scale and composition of nanosized oxide in 9Cr-ODS steel

大沼 正人*; 鈴木 淳市; 大塚 智史; Kim, S.-W.; 皆藤 威二; 井上 賢紀; 北澤 英明*

Acta Materialia, 57(18), p.5571 - 5581, 2009/10

 被引用回数:115 パーセンタイル:97.19(Materials Science, Multidisciplinary)

The size and number density of nano-oxide particles in 9Cr-ODS steels with different concentrations of excess O, Ti and W are quantitatively determined using Small-angle neutron (SANS) and X-ray scattering (SAXS). Using the difference of the SANS and SAXS intensity in absolute units, the technique called the "alloy contrast variation (ACV) method" has been used to determine the compositions of the nano-oxide precipitates. The results indicate that the finest size and highest number density of nano-oxide particles is obtained by suppressing the amount of excess O and increasing the amount of Ti. The ACV method indicates that the finest nano-oxide has a chemical composition close to Y$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$.

論文

Clarification of strain limits considering the ratcheting fatigue strength of 316FR steel

磯部 展宏*; 祐川 正之*; 中山 康成*; 伊達 信悟*; 大谷 知未*; 高橋 由紀夫*; 笠原 直人; 柴本 宏*; 長島 英明*; 井上 和彦*

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.347 - 352, 2008/02

 被引用回数:21 パーセンタイル:78.91(Nuclear Science & Technology)

高速炉設計基準の高度化を目的として、ラチェット疲労条件におけるひずみ制限について検討した。ラチェット変形を与える期間を1000回とし、累積非弾性ひずみをパラメータとして疲労試験を行った。累積非弾性ひずみの増加に伴い、平均応力が上昇し、疲労寿命が低下したが、平均応力が25MPa以下のときは、疲労寿命の低下はほとんど無視できた。高速炉運転条件に対して安全側と考えられるラチェット期間1000回の条件では、平均応力25MPaに対応する累積非弾性ひずみは2.2パーセントであり、現行の設計基準におけるひずみ制限値(2パーセント)により、ラチェットによる疲労寿命低下も防止できると考えられる。

論文

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて

高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03

核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)

論文

Application of Classification Method to obtain Primary Stresses without Evaluation Sections to Perforated Structures

長島 英明; 柴本 宏; 井上 和彦; 笠原 直人; 定廣 大輔*

Proceedings of 2005 ASME International Mechanical Engineering Congress and Exposition (CD-ROM), 0 Pages, 2005/08

原子力機器の設計に採用されている「解析による設計」では、外力と釣り合う1次応力と内力成分である2次応力とを分類した上で構造物中の応力を制限するため、評価断面設定が困難な機器構造の1次応力評価法が望まれている。1次応力には応力の再配分が生じない特徴があることに着目したGLOSS(Generalized Local Stress Strain)法を拡張し、弾塑性解析を用いて比較的容易に1次応力を分類・評価できる方法を2次元構造に適用し、その適用性の可能性を検討した。

論文

DEVELOPMENT OF GUIDELINE FOR THERMAL LOAD MODELING

柴本 宏; 長島 英明; 井上 和彦; 笠原 直人; 神保 雅一*; 古橋 一郎*

Proceedings of 2005 ASME International Mechanical Engineering Congress and Exposition (CD-ROM), 0 Pages, 2005/08

実用高速炉は、設計合理化に伴い荷重条件が厳しくなっており、合理的な荷重緩和が望まれている。高速炉では熱荷重が支配的荷重であるが、熱荷重の設定法に関しては設定の難しさ等に起因して従来、基準化されてはいなかった。(なお、近年、軽水炉に配管の高サイクル熱疲労に関しては指摘化されている)このため、熱荷重設定法の開発を進め、現在、策定作業が進められている実用高速炉用の高温構造設計基準(FDS)の一環として、"熱荷重設定に関するガイドライン"を策定することとした。本ガイドラインには系統熱過度荷重の設定法及びサーマルストライピング荷重の設定法に関して記載する。系統熱過度荷重に関しては実験計画法を導入した合理的な評価法を提案・ガイドライン化し、荷重設定の合理化が図れるようにした。サーマルストライピング荷重に関しては4ステップから成る評価体系を導入した。提案した周波数応答関数法の活用(第4ステップ)により荷重設定の一層の合理化が図れる。

論文

Recent developments for fast reactor structural design standard (FDS)

笠原 直人; 中村 協正; 伊藤 啓; 柴本 宏; 長島 英明; 井上 和彦

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.1131 - 1140, 2005/08

高速炉の実用化には、信頼性と経済性に優れたプラントシステムの開発が不可欠である。そのため、核燃料サイクル開発機構と日本原子力発電は、共同でこのような要件を満たすプラント像の創出に向け、「FBRサイクル実用化戦略調査研究」を実施している。そのなかで、高温,低圧,肉薄構造等高速炉の特性を考慮した合理的な構造設計技術の確証及びそれらを踏まえた構造設計基準体系の確率が、経済性を向上させるうえでの枢要課題の一つとして摘出されている。これを受けて、実用化高速炉のプラント機器の特徴を活かし、合理的な設計を可能とする「実用化高速炉構造設計基準(略称FDS=Fast Reactor Structural Design Standard)策定のための研究開発を実施している。主要開発課題は、機器の使用条件に応じて合理的健全性評価を行うための「破損クライテリアの高度化」,高温機器の非弾性変形を精度よく評価するための「非弾性設計解析に関するガイドライン」,及び高温低圧条件での支配荷重を設定するための「熱荷重設定に関するガイドライン」の整備である。平成16年度に本研究に関するMET受託研究が終了したことから、これまでの進捗を報告する。

報告書

高温構造設計高度化研究; 平成16年度 共同研究報告書

森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 中村 協正*; 井上 和彦*; 長島 英明*

JNC TY9400 2005-012, 2351 Pages, 2005/07

JNC-TY9400-2005-012-1.pdf:135.59MB
JNC-TY9400-2005-012-2.pdf:63.18MB

安全で経済的な実用高速炉の実現に向けて、構想計画技術を確立するため、核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)は、平成12年度より5年間、高温構造設計手法高度化に関する共同研究を実施してきた。本年度は、昨年度より継続して(1)実用化構造設計基準(2)新材料の基準化(3)システム化規格の検討を行った。また、最終年度であるので、5年間の成果を下記のように「実用高速炉高温構造設計方針(暫定案)」、「FBR用12Cr鋼候補仕様材 材料強度基準(暫定案)」等にまとめた。なお、本成果の中には、原電が経済産業省より受託し、JNCがその実施に協力した「発電用新型炉技術確証試験」の成果が含まれている。1.実用化構造設計基準の検討 2.新材料の基準化の検討 3.実用規格体系(システム化規格)の検討

論文

Simulation of technetium behaviour in Purex extraction system

藤根 幸雄; 館盛 勝一; 大井 孝治; 鈴木 伸一; 前田 充; 本山 聡*; 井上 英明*

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management; RECOD '94, Vol.1, 0, 14 Pages, 1994/00

ピュレックス法再処理の抽出第1サイクル共除染工程では、テクネチウムがUO$$_{22+}$$、Pu$$^{4+}$$、Zr$$^{4+}$$などと錯体を作ってTBPに抽出されプロセスの後段へ流れて行く。U/Pu分離工程に多量のテクネチウムが流入すると、還元されたPu$$^{3+}$$の再酸化反応が発生し、ウランからのプルトニウムの分離が不完全になる。これを防止するために共除染工程とU/Pu分離工程の間においてテクネチウムを分離除去する操作を行う。MOX燃料等の従来と異なる燃料を処理する際には、テクネチウムがU/Pu分離性能に及ぼす影響を評価して操作条件を最適化しておく必要があり、そのためのシミュレーションコードを開発して、プロセスの検討を行った。

報告書

舶用炉の燃料集合体平均少数群核定数計算コード: ASSEMBLY-SHIP

板垣 正文; 内藤 俶孝; 飯島 光一郎*; 井上 英明*

JAERI-M 87-150, 66 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-150.pdf:1.68MB

ASSEMBLY-SHIPは「むつ」炉心管理用計算コード群に対し燃焼度依存の少数群核定数を提供することを目的とした計算コードである。

論文

Application of MINCS code to numerical benchmark problems for two-fluid model

平野 雅司; 渡辺 正; 田辺 文也; 大崎 浩*; 井上 英明*; 加茂 英樹*; 秋元 正幸

混相流, 1(1), p.79 - 95, 1987/00

構成式モデルの開発、評価のための道具として、1次元過渡二相流解析コードMINCSを開発した。

論文

Evaluation of interfacial shear model for bubbly flow regime with the MINCS code

平野 雅司; 渡辺 正; 田辺 文也; 秋元 正幸; 大崎 浩*; 井上 英明*; 加茂 英樹*; 鴻坂 厚夫

Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.1 - 80, 1986/00

過渡2相流の予測には、構成式が重要であるという観点から、過渡2相流解析コードMINCSを用い、東芝ブローダウン実験解析を通してTRAC-PF1コードの気泡流様式における相間摩擦モデルを評価した。MINCSは、2速度2温度(2V2T)モデルのみならず、ドリフトブラックスモデルといった、より単純な2相流モデルを扱うことができる。本評価過程では、(i)TRACのモデルのMINCSへの組み込み、(ii)TRACコードによる結果との比較、(iii)MINCSによる、種々のドリフトフラックス相間式を用いた東芝実験解析、(iv)最適予測を与えるドリフトフラックス相間式の相間摩擦モデルへの拡張、(v)拡張したモデルのGEレベルスウェル実験解析への適用、を実施した。

論文

Development of transient two-phase flow analyzer:MINCS

秋元 正幸; 平野 雅司; 渡辺 正; 鴻坂 厚夫; 加茂 英樹*; 井上 英明*; 大崎 浩*

Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operations, p.1 - 72, 1986/00

過渡二層流のモデルで最も重要な各種構成式を評価する計算コードMINCSの開発を行った。評価すべき構成式とそれに含まれる実験相関式は使用者によって入力データとして与えられる。構成式の評価では、関連する類似のモデルとの比較が重要であるので、本コードには2V2Tモデル等9種類のモデルが内蔵されている。各モデルに対応する保存式の数値解法に次のような特徴がある。2V2Tモデルから簡便なモデルへの移行は、2V2Tの差分式を基に行い、時間積分には完全陰解法を採用していることである。これらの方法によって、数値拡散等の数値誤差がモデルに依存しなくなり、安定な数値解が得られるので、構成式の精度評価が系統的にできる。

論文

Double heterogeneity effect of fuel pin and subassembly in a fast power reactor

中川 正幸; 井上 英明*

Nuclear Science and Engineering, 53(2), p.214 - 228, 1983/00

原型炉クラスの高速炉において、燃料ピンとサブアッセンブリーの二重非均質性が、各種核特性に及ぼす効果を定量的に研究した。幾何形状に対しては、燃料ピンをスミアするモデルで充分精度が良いことを示した。また共鳴遮蔽因子に対しては、クラスター系での非物質効果を取りいれる方法を提案し、これによる計算結果を示した。非均質効果の大きさは、keffに対し0.5%、Naボイド反応度に対して26%、ドップラー反応度に対し7%、そして反応率分布に対しても重要であることを示した。

論文

Doppler effect of structural materials in fast reactors

高野 秀機; 井上 英明*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(4), p.315 - 318, 1981/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.27(Nuclear Science & Technology)

構造材のドップラー効果の実効増倍係数(keff)と等温ドップラー係数へ及ぼす影響が調べられた。0から300Kの温度変化によるドップラー反応度は、MZBのような原型炉クラスの高速炉では、0.2%以上keffに影響する。更に構造材ドップラー効果は、SEFOR炉心で等温ドップラー効果に約8%寄与する可能性が存在する。 FCA炉心での鉄とステンレス・サンプルドップラー実験の解析を行ない、構造材物質の捕獲断面積の温度依存性を調べた。その結果、構造材に対する正確な核データ評価、特に1~200keV領域での鉄の共鳴に対する評価が要求されることが分った。

口頭

実用高速炉構造設計基準のための技術開発,16; 非弾性設計解析手法の配管設計への適用

藤又 和博*; 長島 英明*; 祐川 正之*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人

no journal, , 

高速炉の配管設計では、高温運転による非弾性変形に留意する必要がある。従来の設計では、ビームモデルを用いた弾性解析とひずみ集中係数を用いてひずみを予測していたが、精度が低いことから過剰に保守的な設計となる場合があった。配管設計ではエルボ部の評価が重要であり、エルボ部は3次元的な非弾性変形を示すため、従来のビームモデルでは高精度の評価には無理があった。一方、シェルモデルによる非弾性解析は、モデル作成の手間や計算負荷の観点から実設計には不向きであった。最近の汎用の有限要素解析用ソルバには、エルボ要素が装備されている。このエルボ要素は、シェル要素並みの精度が得られ、かつ取り扱いが簡易である。そこで、設計用の配管解析法として、エルボ要素を用いた非弾性解析法を提案した。2次系ミドルレグ配管(12Cr系鋼)を対象として、設計法の適用性を確認するとともに、設計合理化の可能性について評価した。また、エルボ要素を用いてシェル要素並みの精度を得るに必要なメッシュ分割法についても検討した。この結果、高精度の評価が行え、エルボ数,配管引廻しの合理化が可能となる見通しが得られた。エルボ要素を用いることでサポート等のモデル化が容易となり、シェル要素を用いた解析と比較して、解析モデルの作成時間を1/10程度に短縮することができる。

口頭

JAEA大洗研究所における東京電力福島第一原子力発電所事故後9年間の環境放射線モニタリング結果に対する考察

井上 雄貴; 山田 純也; 前田 英太; 畠山 巧; 宮内 英明; 橋本 周

no journal, , 

原子力機構大洗研究所(以下「大洗研」)では、大洗研の原子力施設からの影響がないことを確認するため環境放射線モニタリングを行っている。大洗研では東京電力福島第一原子力発電所事故(以下「1F事故」)後、1F事故による放射性プルームが通過し、約9年経過した現在も環境試料からは放射性Csが検出されている。そこで、大洗研で実施した9年間の環境放射線モニタリング結果を整理するとともに、平常の変動幅による施設寄与の有無の評価の適用について検討した。1F事故後9年間の空間線量率及び環境試料中の放射性Cs濃度は減少傾向にあった。平常の変動幅の評価では、施設寄与が無いにも関わらず変動幅を超過した環境試料があったことから、平常の変動幅による評価だけでは施設寄与の有無を判断することができないと考えられる。

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