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報告書

形状記憶合金の機械的特性モデル化

和田 学*; 井出 雄介*; 溝手 信一朗*; 直井 久*; 月森 和之

JNC TY9400 2002-012, 101 Pages, 2002/08

JNC-TY9400-2002-012.pdf:5.83MB

核燃料サイクル開発機構では、高速炉炉心の安全性・経済性を追求する観点より、炉心の変形挙動を詳細に把握するための解析手法の開発を進めている。この開発プロセスにおいては、炉内実験では十分なデータが得られない為、炉外において集合体モデルを形状記憶合金で作成し、その形状回復機能を使って集合体湾曲挙動を表現することにより、炉心全体としての挙動を模索する方法を考案した。本研究では、この試験方法を実現するために必要な形状記憶合金の熱的・機械的挙動の把握、およびこれに基づく数学的モデル化について検討を行った。本研究の供試材には最近開発された28%Mn-6%Si-55Cr-Feの鉄系形状記憶合金を用い、鉄系形状記憶合金の変形特性に及ぼす熱的・機械的孵化加工ひずみや応力の影響などを材料試験により把握し、数値解析に展開するために有効なモデル式の構築とその妥当性の検証を行った。この結果、今回の研究でモデル化した鉄系形状記憶合金の機械的特性を用いて、縮尺された簡単な燃料集合体模擬試験体の3点曲げ変形挙動を推定できる可能性を得た。

論文

高温ガス炉を用いた実用規模水蒸気改質器の性能検討

文沢 元雄; 稲葉 良知; 辻 延昌*; 大橋 一孝*; 井出 朗*; 竹中 豊*

日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.100 - 105, 1998/00

本研究では、高温ガス炉を用いた核熱利用システムの効率向上を目的として、実用規模システムでの水蒸気改質器の性能を検討してきた。すなわち、実用規模水蒸気改質器で可変量(温度、圧力、流量)よりメタン転換率などの特性を評価した。本水蒸気改質器の特徴は改質管外面を突起付き構造とし、伝熱促進を図ったこと及びインナーチューブによる改質管内面からの触媒層再加熱を図ったことである。解析の結果、伝熱促進構造を採用するとメタン転換率は約4%増加し、インナーチューブの効果はメタン転換率が1.4%の増加となることがわかった。

報告書

核熱の産業利用に関する検討

稲葉 良知; 文沢 元雄; 菱田 誠*; 井出 朗*; 竹中 豊*; 殿河内 誠*

JAERI-Tech 96-057, 132 Pages, 1997/01

JAERI-Tech-96-057.pdf:4.08MB

本研究では、原子力エネルギーを電気としてだけでなく、熱エネルギー源として直接産業利用するシステムに関して検討を行った。原子炉型としては高温熱利用に適している高温ガス炉とし、まず各国の高温ガス炉による核熱利用プラントの設計例及び日本の代表的コンビナート等を調査した。これを基に、核熱を利用した産業システムとして化学プラントにおけるコジェネレーションとアンモニア合成プラントにおける石炭ガス化を選定し、そのシステム設計を行って、核熱利用プラントのシステム概念を明確にした。石炭ガス化システムに関しては、石炭ガス化炉を2段式にすることにより、2次ヘリウムガスの熱利用率を上げることができた。また、このような核熱の産業利用を実現する上で、解決を要する課題を整理・検討した。経済性については、従来システムに二酸化炭素対策を施した場合、核熱利用システムが従来システムと競合可能であることを示した。さらに、原子力コンビナートの将来像を示すと共に、選定システムをエネルギーモデルによって評価するためのデータを整備した。

論文

Heavy-ion fusion and JAERI recoil mass separator

池添 博; 永目 諭一郎; 西中 一朗; 生田 智彦*; 濱田 真悟; 杉山 康治; 井出野 一実; 大槻 勤*; 佐々木 玲二*; 青木 由香*

2nd Japan-Italy Joint Symp. 95 on Prespectives in Heavy Ion Physics, 0, p.54 - 67, 1995/00

重元素や未知の重いアイソトープを加速器を使って合成する場合、熱い融合反応と冷たい融合反応が使われてきた。複合核の励起エネルギーを最小にするため、両反応とも融合障壁近傍の入射エネルギーで反応を行う。この低エネルギー反応では、原子核の変形度や標的核の原子番号と入射粒子の原子番号の積Z$$_{1}$$Z$$_{2}$$の大きさが大きく融合確率に影響する。この報告では、熱い融合反応では完全融合反応が起きており生成核合成にとって有利であるが、冷たい融合反応ではほとんどが不完全融合であり生成核の合成確率は計算値より極端に小さくなる。これは融合断面積の測定結果より結論づけられる。又入射粒子として中性子過剰核を用いた方が有利であることものべる。さらに測定装置が完成したのでその概要を発表する。

論文

Design of high temperature reactor fuel and reactor core structure

斎藤 伸三; 井出 朗*

JAIF-GKAE Seminar on Fuel Elements and Fuel Composition, p.2-1 - 2-20, 1987/00

高温工学試験研究炉の設計において、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを可能とする燃料及び炉心構造設計の詳細をまとめた。すなわち、考慮すべき因子として燃料の破損機構、燃料温度、照射量、燃料棒の熱応力、照射寸法変化黒鉛ブロックの熱応力、照射変形、地震荷重、もれ流れ等を摘出し、燃料棒本数及びダウエル・ソケット形状の最適化、運転モードの詳細化によって目的を達成した。

論文

ブロック型燃料高温ガス炉炉心の地震応答特性,1; コラムの振動実験

幾島 毅; 石塚 宏; 井出 朗*; 早川 均*; 新貝 和照*

日本原子力学会誌, 22(1), p.55 - 67, 1980/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.98(Nuclear Science & Technology)

黒鉛ブロックから構成された多目的高温ガス実験炉炉心の耐震研究の第1段階として、炉心構成要素である1本のコラムの1/2縮尺模型による振動実験を実施した。そして次の結果を得たので報告する。コラムはソフトスプリング特性と、境界との衝突によるギャップガタ系のハードスプリング特性を有する。衝突最大応答値は境界ギャップ幅の増加とともに増大する。上端ブロックのギャップ幅の増加はコラムの最大変位点を押し上げるが、上端ブロック重量増加はその逆の効果を有する。地震波入力に対する最大応答値は正弦波のそれの40~75%である。コラムの減衰定数は約30%であり、コラムの変位振幅の増加とともに大きくなる。シミュレーション解析値と実験値とは良く一致し、本文で示した解析法がブロック型燃料高温ガス炉炉心の地震応答解析法に有効であることがわかった。

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