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論文

Development and application of a $$^3$$He neutron spin filter at J-PARC

奥平 琢也; 奥 隆之; 猪野 隆*; 林田 洋寿*; 吉良 弘*; 酒井 健二; 廣井 孝介; 高橋 慎吾*; 相澤 一也; 遠藤 仁*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 977, p.164301_1 - 164301_8, 2020/10

We are developing a neutron polarizer with polarized $$^3$$He gas, referred to as a $$^3$$He spin filter, based on the Spin Exchange Optical Pumping (SEOP) for polarized neutron scattering experiments at Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). A $$^3$$He gas-filling station was constructed at J-PARC, and several $$^3$$He cells with long spin relaxation times have been fabricated using the gas-filling station. A laboratory has been prepared in the MLF beam hall for polarizing $$^3$$He cells, and compact pumping systems with laser powers of 30 W and 110 W, which can be installed onto a neutron beamline, have been developed. A $$^3$$He polarization of 85% was achieved at a neutron beamline by using the pumping system with the 110 W laser. Recently, the first user experiment utilizing the $$^3$$He spin filter was conducted, and there have been several more since then. The development and utilization of $$^3$$He spin filters at MLF of J-PARC are reported.

報告書

廃ゼオライトの長期保管方策の検討; ゼオライト吸着塔を用いた塩分洗浄挙動評価,1

佐藤 博之; 寺田 敦彦; 林田 均; 上地 優; 小林 順; 山岸 功; 森田 圭介; 加藤 千明

JAEA-Research 2013-042, 25 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-042.pdf:5.13MB

福島原子力発電所事故の滞留水処理で使用済みとなったゼオライト吸着塔(KURION吸着塔)は、塩分腐食を防ぐために、内部を淡水で洗浄し長期保管されている。しかし、残留する塩分量によっては腐食への影響も懸念されることから、腐食評価のために海水系小規模試験を通して、その洗浄効果の検証を進めている。洗浄状態は対象となる装置に依存することが考えられることから、KURION吸着塔を用いた洗浄試験を実施している。試験は、KURION吸着塔内を1,650ppmNaCl水(1,000ppmCl相当)で満水にした後に容積流量4.5m$$^{3}$$/hで純水を注入して洗浄し、吸着塔の排水から洗浄時のサンプル水を取ってCl濃度を計測した。その結果、吸着塔内のCl濃度は、吸着材充填体積の約2倍の通水量で1,000ppmから0.5ppm以下にまで低下し、KURION吸着塔において洗浄効果が高いことを確認した。

論文

Evaluation of water distribution in a small operating fuel cell using neutron color image intensifier

安田 良; 日塔 光一*; 小長井 主税*; 塩澤 方浩*; 竹中 信幸*; 浅野 等*; 村川 英樹*; 杉本 勝美*; 野島 健大; 林田 洋寿; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 651(1), p.268 - 272, 2011/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:43.63(Instruments & Instrumentation)

中性子ラジオグラフィは、燃料電池内部の水分布可視化に有効な技術である。本研究では、高輝度・高空間分解能中性子イメージング検出器の中性子イメージインテンシファイアを用いて、小型燃料電池内部を発電開始からフラッディングに起因すると考えられる電圧降下までの過程を連続的に観察した。発電過程において、電池中心部から水が生成し、徐々に流路端部の両側から滞留していく様子を確認した。一方で、発電時の電池電圧は水分の滞留とともに低下し、流路端部の水滴が結合した直後に急激な電圧降下が生じ発電を停止している。本稿では、こうした結果に加え、発電に伴う生成水の挙動と電圧変化との相関に関する考察したことについて述べる。

報告書

自己放出ガンマ線を用いたNa透視手法に関する研究; 解析的評価による基本原理の検証

平林 勝; 大高 雅彦; 林田 均; 荒 邦章

JNC-TN9400 2003-016, 35 Pages, 2003/04

JNC-TN9400-2003-016.pdf:1.45MB

液体金属Na冷却炉の一次系ききシステム、炉内構造物および冷却材バウンダリの健全性を確認するために、放射化されたNaから放出されるガンマ線を利用した監視・検査技術を提案した。計測手法は、特定方向から放出される複数の光子数に関する情報を基に、コンピュータトモグラフィによってガンマ線源の画像を再構成するものである。 この計測手法について、適用性および開発課題を検討した。以下に、得られた主要な結果を示す。 (1)代表的な一次系主配管の冷却材から放出されるガンマ線の減衰をシミュレーションし、計測手法の適用性を解析的に検討した結果、ガンマ線源の画像が再構成できることを確認した。 (2)検出器の効率を20%とし、1mm程度の分解能を得るための計測時間を検討した。一次系主配管では、検出器一千個を用いて約4分/断面、代表的な蒸気発生器では、検出器一万個を用いて約2日/断面の計測時間である。 (3)本システムを実現するためには、試験研究による計測原理の検証および検出器システムの構築が考えられる。検出器システムの主要な構成要素としては、入射するガンマ線の方向を制限するコリメータ、ガンマ線検出器、スキャナ、信号処理装置および画像処理装置が上げられる。コリメータは、分解能を決定する重要な要素であるため、試験研究と解析的評価を組み合わせて最適な設計を行う必要がある。

報告書

ナトリウム冷却炉の検査・補修技術に関する検討

木曽原 直之; 内田 昌人; 此村 守; 笠井 重夫; 惣万 芳人; 島川 佳郎; 堀 徹; 近澤 佳隆; 宮原 信哉; 浜田 広次; et al.

JNC-TN9400 2003-002, 109 Pages, 2002/12

JNC-TN9400-2003-002.pdf:8.12MB

FBRの冷却材であるナトリウムは、伝熱性能や材料との共存性などの観点で様々な利点を有しているが、化学的に活性で水や空気と反応しやすいことや、光学的に不透明であることからNa機器の検査が困難であるなどNa固有の課題がある。この様なNaの欠点は実用化プラントにおいても、安全性や稼働率などの経済性に影響を及ぼす可能性があるため、これらの課題が顕在化しないように対策を講じておかなければならない。したがって、蒸気発生器(SG)伝熱管破損によるNa/水反応、Na機器の検査・補修(ISI&R)及び配管・機器からのNa漏えいの3つに着目し、実用化炉の観点で検討を行うワーキング・グループを発足させた。 SG水リークについては、経済性(財産保護や稼働率)の観点で破損伝播に対する取り組み方針の考え方を整理した。この結果SGが大型化していることから水リーク事故から破損領域を極限化し、SG伝熱管を保護するための方策を採用した。予備的な解析の結果、リーク検出系などの水リーク対策設備を高度化することで大型SGにおいても破損伝播を抑制できる見通しが得られた。今後は、詳細な破損伝播解析による評価や水リーク対策設備高度化方策の技術的実現性の検討を行う予定である。 ISI&Rについては、実用化炉の検査・補修の考え方について先行炉のそれと比較し、整理を行った。また、Naドレンなしでの検査・補修の可能性についても検討し、開発要素が多いことが明らかになった。今後は実用化炉としての特徴を踏まえて検査・補修の考え方を検討し、その上で必要となる技術の達成方策を明らかにする。Na漏えいについては、1次系及び2次系機器からのNa漏えい事故に対する取り組み方針について考え方をまとめた。そして、稼働率低下防止の観点からNa漏えい後の早期補修の具体的方法について2次系Na主配管を対象とし、2重構造の特殊性を踏まえた検討を行い、課題を摘出した。今後は先行炉の配管補修も参考とし、漏えい箇所に応じたより詳細な補修方法を検討する必要がある。さらにACS伝熱管やポンプなどの機器からの漏えい、および1次系Na漏えい事故の対応など引き続いて検討をしていく。

報告書

超音波温度計ナトリウム試験,1; 超音波トランスデューサ配管直付型試験体の試験結果のまとめ

林田 均; 小柿 信寿; 上田 雅司; 磯崎 正; 荒 邦章

JNC-TN9400 98-001, 54 Pages, 1998/10

JNC-TN9400-98-001.pdf:1.39MB

ナトリウム中の音速が温度により変化することを利用して、配管外からナトリウム温度を計測する超音波温度計の開発を実施している。超音波温度計は、ナトリウム中の伝搬時間を計測し、伝搬時間と伝搬距離から音速を求めることで、ナトリウム温度を算出する。超音波温度計の開発の一環として、超音波温度計のナトリウム温度計測適用性を検討するために、実際にナトリウム試験装置により試験を実施した。その結果、以下のような知見を得た。1)本試験範囲では、超音波温度計は、Naの流速、カバーガスの圧力、Na中の不純物濃度などの影響を受けない。また、2.5$$^{circ}$$Cの試験誤差を有する本試験において、超音波による温度計測値のばらつきは約1$$^{circ}$$C強程度と小さい値になった。2)超音波温度計は、低温(200$$^{circ}$$C)のみの校正と既知の熱膨張係数を用いることで、全試験温度範囲の校正を実施した場合に対して1$$^{circ}$$C程度の違いに収まる。3)超音波伝搬時間の計測は、複数回の超音波送受信による計測の平均値を用いることで、十分安定した値が得られる。4)超音波トランスデューサと配管との音響結合材としては、水ガラスよりも銅板の方が適している。音響結合材に銅板を用いる場合に、配管への押付力は試験で用いた2.0kg/mm$$^{2}$$よりも小さな値で十分である。5)超音波トランスデューサの配管への取り付けは、配管に溶接を必要としないクランプ方式で十分安定して使用できる。6)約2ヶ月のNa試験期間では、超音波温度計の計測特性に変化は生じない。したがって、本手法の超音波温度計は、配管内のNa温度を計測する温度計として適用可能性が高いと考えられる。

報告書

ナトリウム用液面可視化システム及び気泡検出器の開発;音響シミュレーション,水中基礎試験の画像化特性検討

林田 均; 平林 勝

PNC-TN9410 97-053, 29 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-053.pdf:1.72MB

FBRプラントは1次冷却材中にカバーガスが巻き込まれない様にする必要があり、実証炉以降では原子炉がコンパクト化されるために、その対策が特に重要になる。そのため、設計段階でナトリウム試験により炉容器内等の自由液面の挙動を把握する必要がある。また、実プラントにおいて冷却材中に気泡が混入していないことを確認するために、原子炉容器入口配管にて気泡を計測する技術も安全性向上のために求められる。そこで超音波を用いてナトリウム液面の挙動を画像化する液面可視化システムと、ナトリウム配管中の気泡を画像化して検出する気泡検出器について、基礎的な画像化特性に関する知見を得るために音響伝播シミュレーションと水中基礎試験を行った。先ず、最初に超音波を用いて対象を画像化した場合の基本的な特性を調べるために、液面の巻き込み渦モデルについて音響伝播シミュレーションを行った。次に、複数の超音波トランスデューサを同時に送受信し、相互相関法で各トランスデューサと対象物間の伝播時間を求め開口合成法により画像化する計測システムを試作(試作システムは、信号処理能力の制限から、ある一定時間の連続データを取得した後に、オフラインで相互相関及び開口合成処理を行うものとした。)し、ポリスチレンフィルムの棒による押下による模擬液面の変動や水中を浮上する気泡の画像化について水中基礎試験を行った。その結果、音響シミュレーションでは液面の巻き込み渦モデルを画像化できることが確認でき、水中基礎試験では模擬液面や浮上する気泡の移動に対応した画像を得ることができた。ただし、課題として巻き込み渦の傾斜部の画像がうまく得られない点があり、現状の様に巻き込み渦の下方にのみ超音波トランスデューサを配置する方式に対し、巻き込み渦を取り囲むように側面方向にも受信(あるいは送信)用トランスデューサを配置する方式について検討する必要があると考えている。また、気泡検出については、得られる気泡の画像の大きさ及び形状と、実際の対応について今後定量的な評価が必要となる。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画; 炉容器および1次冷却系モデルの検討

上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.

PNC-TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08

PNC-TN9410-96-279.pdf:2.92MB

動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。

口頭

中性子ラジオグラフィによる発電下における燃料電池内部の水分布評価

安田 良; 塩澤 方浩*; 竹中 信幸*; 浅野 等*; 林田 洋寿; 酒井 卓郎; 本田 充紀; 飯倉 寛; 野島 健大; 松林 政仁

no journal, , 

中性子ラジオグラフィは、燃料電池内部の水分布可視化に有効な技術である。本研究では、高輝度・高空間分解能中性子イメージング検出器の中性子IIを用いて、小型燃料電池内部を発電開始からフラッディングに起因すると考えられる電圧降下までの過程を連続的に観察した。発電過程において、電池内部のMEA・拡散層部から水が生成し、徐々に流路端部の両側から滞留していく様子を確認した。一方で、発電時の電池電圧は水分の滞留と伴に低下し、流路端部の水滴が結合した直後に急激な電圧降下が生じ発電を停止した。以上の結果から、急激な電圧降下は、水分による流路閉塞が原因と考えられることがわかった。

特許

INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER-INCORPORATED TYPE STEAM GENERATOR

林田 均; 荒 邦章

not registered

特願 10/138306  公開特許公報  特許公報

An intermediate heat exchanger-incorporated type steam generator having an intermediate heat exchanger tube20and a steam generating heat exchanger tube22disposed separately in a vessel10storing a secondary coolant14therein. A pump mechanism is made of an electromagnetic pump mechanism formed by an electromagnetic driving coil24provided on an outer circumference of the vessel and a magnetic core26attached to an inner cylinder12disposed in the vessel. At least one porous plate or slotted plate18is preferably disposed between the intermediate heat exchanger tube and steam generating heat exchanger tube.

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