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田中 草太; 木野内 忠稔*; 藤井 告*; 今中 哲二*; 高橋 知之*; 福谷 哲*; 牧 大介*; 納冨 昭弘*; 高橋 千太郎*
Scientific Reports (Internet), 10, p.16055_1 - 16055_7, 2020/09
被引用回数:7 パーセンタイル:49.75(Multidisciplinary Sciences)福島第一原子力発電所事故以降、鱗翅目昆虫における形態異常が報告されてきた。しかしながら、この形態異常が放射線によって直接引き起こされたかどうかについては、吸収線量と線量効果関係の研究がなされていないため、明らかではない。本研究では、CsCl溶液を添加した人工飼料を用いてカイコに対する内部被ばく実験を実施し、形態異常を評価するために吸収線量を推定した。サナギの翅の長さと全長の比を被ばく群とコントロール群で比較した結果、有意差は認められなかった。この結果は、福島第一原子力発電所事故後のCs汚染による直接的な放射線影響により、鱗翅目昆虫に形態異常が生じる可能性が低いこと示唆している。
島村 佳伸*; 松下 真也*; 藤井 朋之*; 東郷 敬一郎*; 秋田 貢一*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美*
Metals, 9(5), p.527_1 - 527_9, 2019/05
被引用回数:4 パーセンタイル:23.64(Materials Science, Multidisciplinary)In order to examine the feasibility of applying synchrotron radiation CT imaging to alloy steels for non-destructive inspection of inclusions for potential origins of internal fatigue damage in the very high cycle region, synchrotron radiation CT imaging was utilized for repeated non-destructive observation of Cr-Mo steel. An ultrasonic fatigue testing machine was used in aid of the repeated observation. As a result, it was found that the synchrotron radiation CT imaging with 70 keV was useful for non-destructive observation of inclusions of more than 10 m, one of which may be an internal fatigue origin. No identifiable damage was observed around every inclusion, and in the base metal, at least up to 70% of fatigue life was observed in the imaging volume.
真田 祐幸; 松井 裕哉; 山本 卓也*; 青木 智幸*; 小川 豊和*; 城 まゆみ*; 藤井 義明*
平成19年度資源・素材学会北海道支部総会及び春季講演会講演要旨集, p.9 - 10, 2007/06
現在、日本原子力研究開発機構は、高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する研究開発の一環として、北海道幌延町で幌延深地層研究計画と称する地下研究施設(掘削深度500m)の建設を伴う研究プロジェクトを進めている。この地下研究施設周辺に分布する岩石は、多孔質でかつ低透水性であるという特徴を有する。このため、岩盤中に坑道を掘削すると、坑道周辺岩盤中に大きな過剰間隙水圧が生じ、坑道周辺の岩盤が不安定になる可能性がある。本研究では、このような水-応力の連成挙動が周辺岩盤及び支保に与える影響を数値解析により検討した。その結果、等方圧でない場合は、坑道奥部に過剰間隙水圧が発生し、かつその消散がゆっくり進むことにより長期に渡る特徴的な坑道の変形が生じる可能性が示唆された。一方、支保工の耐力は発生支保応力に対し、十分な裕度があることがわかった。
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:14 パーセンタイル:75.32(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950C、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950C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1492C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1495Cを下回っている。
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:7 パーセンタイル:68.63(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。
丸山 創; 村上 知行*; 藤井 貞夫*; 藤本 望; 田中 利幸; 数土 幸夫; 斎藤 伸三
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.425 - 430, 1991/00
HTTRの炉心熱流力設計においては、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。この時、設計上の不確定性を評価するためにホットスポットファクター(工学的安全係数)を用いる。ホットスポットファクターには、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。