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論文

Development of safety design technologies for sodium-cooled fast reactor coupled to thermal energy storage system with sodium-molten salt heat exchanger, 2; Study of sodium-molten salt heat exchanger heat transfer performance

林 正明*; 中原 宏尊*; 白倉 翔太*; 山野 秀将

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉のリスク評価技術開発の一環として、熱伝達係数の相関式を用いて伝熱性能の簡易評価を実施した。評価技術を開発するため、熱交換器の部分モデルを用いてSTAR-CCM+による熱流動解析を実施した。ナトリウム-溶融塩熱交換器の性能評価技術を開発するととともに、伝熱向上方策効果を確認した。

論文

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発,1; 全体概要及び伝熱管破損の影響検討

山野 秀将; 高野 和也; 栗坂 健一; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 佐藤 理花; 白倉 翔太*

第28回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/06

溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要に加えて、ナトリウム-溶融塩伝熱破損の影響検討について報告する。

論文

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発,2; ナトリウム-溶融塩熱交換器伝熱性能評価

林 正明*; 中原 宏尊*; 阿部 崇*; 松永 修平*; 宮田 肇*; 白倉 翔太*; 山野 秀将

第28回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/06

本論文では、2023年度までに実施したナトリウム-溶融塩熱交換器の性能評価技術と伝熱向上方策の効果を確認したことを報告する。

論文

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発; プロジェクト全体概要

山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。

論文

Development of safety design technologies for sodium-cooled fast reactor coupled to thermal energy storage system with sodium-molten salt heat exchanger

山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*; 林 正明*

Proceedings of 8th International Conference on New Energy and Future Energy Systems (NEFES 2023) (Internet), p.27 - 34, 2023/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Green & Sustainable Science & Technology)

溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。

報告書

もんじゅ燃料体取出し作業報告書; 2020年度の「燃料体の取出し」作業

塩田 祐揮; 有吉 秀夫; 塩濱 保貴; 磯部 祐太; 竹内 遼太郎; 工藤 淳貴; 花木 祥太朗; 浜野 知治; 高木 剛彦

JAEA-Technology 2022-019, 95 Pages, 2022/09

JAEA-Technology-2022-019.pdf:7.59MB

もんじゅ廃止措置計画の第1段階では「燃料体取出し作業」を行う。燃料体取出し作業では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬燃料体(以下「模擬体」という。)等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、4つのキャンペーンに分けて炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。本作業報告書は、全4キャンペーンのうち、第3キャンペーンの「燃料体の取出し」作業について纏めたものである。第3キャンペーンにおける「燃料体の取出し」作業では、炉心に装荷されていた72体の炉心燃料集合体と74体のブランケット燃料集合体(合計146体)を炉心から取出し、炉外燃料貯蔵槽へと貯蔵した。また、炉外燃料貯蔵槽にあった模擬体(145体)及び固定吸収体(1体)(合計146体)を炉心へ装荷した。その間、13種類、36件の警報・不具合等が発生したが、何れも燃料体や設備の安全に直ちに影響しない想定内事象であった。よって、燃料体落下等の重大な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止する可能性がある事象は発生していない。また、機器の動作・性能に係る不具合に対しては直接要因を除去し、安全を確保した上で作業を継続することができた。もんじゅの燃料取扱設備はナトリウム冷却高速炉固有の機能を持つものであり、実燃料体を対象とした連続・継続的な運転は途に就いたばかりであるため、標準化が進んだ軽水炉の燃料取扱設備のように多くの経験は無い。そのため、様々な事象を想定し、それを基に事象が発生する頻度をできる限り抑える対策、工程影響を最小化する復旧策を施した。

論文

Evolution of the reaction and alteration of granite with Ordinary Portland cement leachates; Sequential flow experiments and reactive transport modelling

Bateman, K.*; 村山 翔太*; 花町 優次*; Wilson, J.*; 瀬田 孝将*; 天野 由記; 久保田 満*; 大内 祐司*; 舘 幸男

Minerals (Internet), 12(7), p.883_1 - 883_20, 2022/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:24.92(Geochemistry & Geophysics)

The construction of a repository for geological disposal of radioactive waste will include the use of cement-based materials. Following closure, groundwater will saturate the repository and the extensive use of cement will result in the development of a highly alkaline porewater, pH $$>$$ 12.5; this fluid will migrate into and react with the host rock. The chemistry of the fluid will evolve over time, initially high [Na] and [K], evolving to a Ca-rich fluid, and finally returning to the groundwater composition. This evolving chemistry will affect the long-term performance of the repository, altering the physical and chemical properties, including radionuclide behaviour. Understanding these changes forms the basis for predicting the long-term evolution of the repository. This study focused on the determination of the nature and extent of the chemical reaction, as well as the formation and persistence of secondary mineral phases within a granite, comparing data from sequential flow experiments with the results of reactive transport modelling. The reaction of the granite with the cement leachates resulted in small changes in pH and the precipitation of calcium aluminum silicate hydrate (C-(A-)S-H) phases of varying compositions, of greatest abundance with the Ca-rich fluid. As the system evolved, secondary C-(A-)S-H phases re-dissolved, partly replaced by zeolites. This general sequence was successfully simulated using reactive transport modelling.

論文

Temporal variability of $$^{137}$$Cs concentrations in coastal sediments off Fukushima

鈴木 翔太郎*; 天野 洋典*; 榎本 昌宏*; 松本 陽*; 守岡 良晃*; 佐久間 一幸; 鶴田 忠彦; 帰山 秀樹*; 三浦 輝*; 津旨 大輔*; et al.

Science of the Total Environment, 831, p.154670_1 - 154670_15, 2022/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:15.53(Environmental Sciences)

The monthly monitoring data (total 3647 samples) between May. 2011 and Mar. 2020 were analyzed to describe temporal variability of $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediments off Fukushima. $$^{137}$$Cs concentration of sediment had decreasing trend, but non-linear model fitting suggested that this decreasing trend showed slower. Additionally, $$^{137}$$Cs concentration were up to 4.08 times greater in shallow sampling sites (7, 10, 20 m depth) following heavy rainfall events (before five months vs. after five months), such as typhoons. These were consistent with increasing particulate $$^{137}$$Cs (P-$$^{137}$$Cs) fluxes from river and increasing dissolved $$^{137}$$Cs (D-$$^{137}$$Cs) concentration in seawater. Finally, the numerical experiment was conducted and revealed that riverine $$^{137}$$Cs input could preserve $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediment. These results indicate that riverine $$^{137}$$Cs input via heavy rainfall events is one of the main factors for preserving $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediment off Fukushima.

論文

Evolution of the reaction and alteration of mudstone with ordinary Portland cement leachates; Sequential flow experiments and reactive-transport modelling

Bateman, K.; 村山 翔太*; 花町 優次*; Wilson, J.*; 瀬田 孝将*; 天野 由記; 久保田 満*; 大内 祐司*; 舘 幸男

Minerals (Internet), 11(9), p.1026_1 - 1026_23, 2021/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:15.42(Geochemistry & Geophysics)

The construction of a repository for geological disposal of radioactive waste will include the use of cement-based materials. Following closure, groundwater will saturate the repository and the extensive use of cement will result in the development of a highly alkaline porewater, pH $$>$$ 12.5. This fluid will migrate into and react with the host rock. The chemistry of the fluid will evolve over time, initially high [Na] and [K], evolving to a Ca-rich fluid and finally returning to the groundwater composition. This evolving chemistry will affect the long-term performance of the repository altering the physical and chemical properties, including radionuclide behaviour. Understanding these changes forms the basis for predicting the long-term evolution of the repository. This study focused on the determination of the nature and extent of the chemical reaction; the formation and persistence of secondary mineral phases within an argillaceous mudstone, comparing both data from sequential flow experiments with the results of reactive transport modeling. The reaction of the mudstone with the cement leachates resulted in small changes in pH but the precipitation of calcium aluminium silicate hydrate (C-A-S-H) phases of varying compositions. With the change to the groundwater secondary C-(A-)S-H phases re-dissolved being replaced by secondary carbonates. This general sequence was successfully simulated by the reactive transport model simulations.

論文

Estimation of synthesizing new superheavy elements using dynamical model

有友 嘉浩*; 天野 翔太*; 奥林 瑞貴*; 栁 漠*; 西尾 勝久; 太田 雅久*

Physics of Atomic Nuclei, 83(4), p.545 - 549, 2020/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Physics, Nuclear)

For the success of synthesis of the superheavy elements Z $$>$$ 118, it is indispensable to clarify the fusion-fission mechanism, which includes a role of the nuclear structure of colliding nuclei and the deformation in the fusion process. We develop the dynamical model to estimate the probability to produce new superheavy nuclei. To approach Island of Stability and synthesize new elements, we propose a new idea, which takes advantage of the shell structure in fusion and fission process.

論文

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管1/10縮尺試験装置を用いた偏流流入条件下のLDV流速測定

岩本 幸治*; 近藤 学*; 小川 翔太*; 田中 正暁; 山野 秀将

日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1383 - 1387, 2012/08

本研究の主目的は、現在計画中のナトリウム高速炉(JSFR)1次系ホットレグ配管の安全設計に資するべく、縮尺試験装置を用いてさまざまな流入条件での流動状態を把握することである。ホットレグ配管のような曲率の強いエルボには強い流体力が作用する。その流体力が周期的に作用する場合、配管構造との共振を避けるべく流体の振動そのものを抑える、ないしはその固有振動数を配管構造のそれと合致させない工夫が必要である。一般に管軸曲率半径が管内径に近いエルボでは、エルボ下流において周期的な流体振動が発生することが明らかにされている。これらの振動は無次元周波数(ストロハル数)にして0.5程度になる。このことから、エルボを含む配管構造においてはランダム振動に対する堅牢性だけでなく、ストロハル数0.5に相当する共振にも気を配らなければならない。この振動に対して、著者らはLDVによる流速測定及び流れの可視化を行い、エルボ内側で発達した境界層の両端から放出される交互渦によってこの振動が生じることを明らかにした。

口頭

偏流が流入する場合における高レイノルズ数ベンド内流れのLDV計測

小川 祥太*; 岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 山野 秀将; 田中 正暁

no journal, , 

配管の曲がり部では、曲がりの内側の境界層から周期的な渦が放出され、流力振動が起こることがある。境界層の形状は流入条件に大きく依存するため、振動の形態が変化する可能性がある。本研究では、その影響を検討するために、偏流が曲がり部に流入する流れに対してLDVによる流速測定を行った。

口頭

Contribution of particulate $$^{137}$$Cs from rivers to $$^{137}$$Cs concentrations in coastal sediment off Fukushima

鈴木 翔太郎*; 佐久間 一幸; 鶴田 忠彦; 松本 陽*; 天野 洋典*; 榎本 昌宏*; 守岡 良晃*; 神山 享一*; 高田 兵衛*

no journal, , 

To evaluate contribution of riverine particulate $$^{137}$$Cs input, we estimated $$^{137}$$Cs concentration coastal sediment (7-20 m depth) with particulate $$^{137}$$Cs flux of the total 13 rivers (Uda, Mano, Niida, Ohta, Odaka, Ukedo(+Takase), Maeda, Kuma, Tomioka, Ide, Kido, Natsui, Same) calculated by tank model for water discharge and empirical equations for suspended solids fluxes and $$^{137}$$Cs discharge between May 2011 and March 2020. Calculated particulate $$^{137}$$Cs flux from the river were ranged from 2.11$${times}$$10$$^{9}$$ to 4979$${times}$$10$$^{9}$$ Bq/month. Estimated $$^{137}$$Cs concentration including particulate $$^{137}$$Cs via deposition kept concentration level more than minimum 0.351 Bq/kg-dry when initial $$^{137}$$Cs concentration, variation rate and deposition ratio were set 300 Bq/kg-dry, -95% and 0.1, respectively.

口頭

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発,5; 熱交換器伝熱性能向上策に関する検討

林 正明*; 中原 宏尊*; 阿部 崇*; 松永 修平*; 白倉 翔太*; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発の一環として、液体金属ナトリウムと硝酸系溶融塩との熱交換器形式の最適化及び伝熱向上策を検討している。選定した熱交換器の要素モデル伝熱流動解析を実施しており、本発表では解析結果に基づく伝熱特性評価について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の流力振動評価,4; 1/10縮尺試験におけるLDV流速測定

岩本 幸治*; 小川 翔太*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将

no journal, , 

LDV measurements in a 90$$^{circ}$$ elbow which curvature radius coincides with the diameter have been examined for a deflected inflow that became faster inside. Compared to a case of a 4.9D pipe, the deflected inflow reinforced a convex velocity distribution near the curvature in the downstream region. This concludes the deflected inflow promotes the secondary flow of Prandtl's first kind. Frequency analyses of axial flow fluctuations show the dominant frequency can be seen in the downstream even when deflected. But its Strouhal number increases to 0.6 from 0.5 compared to the short one. Results of frequency analyses are also shown for an inflow from a 10D pipe and a swirl generator. Dominant Strouhal numbers mostly become 0.5 except for 0.6 in cases of the inflow from the 10D pipe and deflector. This frequency shift might be related with the boundary layer size and the local flow velocity since the corresponding fluctuation is caused by vortex from the boundary layer at the elbow.

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