Development of a structured overset Navier-Stokes solver with a moving grid and full multigrid method

大橋 訓英*; 日野 孝則*; 小林 寛*; 小野寺 直幸; 坂本 信晶*

Journal of Marine Science and Technology, 24(3), p.884 - 901, 2019/09

https://doi.org/10.1007/s00773-018-0594-7

船舶の運動解析に向けて、移動重合格子に対して非定常レイノルズ平均モデルによる解析手法を構築した。解析手法の定式化として、圧力と速度の連成は弱圧縮性近似による手法を採用するとともに、複雑な船体運動は格子変形手法および対流項補正によって実現している。本研究では、マルチグリッド法による圧力Poisson方程式の解法を導入することで計算の高速化を実現した。重合格子に対する複雑なマルチグリッド法においても、各解像度および重合格子の接続情報に従って圧力の修正を行うことで、連続の式を満足している。以上の解析手法により、定常波を含む船舶周りの流れの計算が実現された。

Ion hydration and association in an aqueous calcium chloride solution in the GPa range

山口 敏男*; 西野 雅晃*; 吉田 亨次*; 匠 正治*; 永田 潔文*; 服部 高典

European Journal of Inorganic Chemistry, 2019(8), p.1170 - 1177, 2019/02

https://doi.org/10.1002/ejic.201900016

2mol dm CaCl重水水溶液の中性子回折測定を常温常圧および常温1GPaで行った。イオン水和と会合および水溶液を原子レベルで明らかにするためS(Q)を経験ポテンシャル構造精密化(EPSR)モデリングにより解析した。2つの圧力において、CaイオンはCa-O距離2.44、Ca-D距離3.70で7つの水分子により囲まれており、陽イオンの水和に圧力は影響しないことを示している。一方でClイオンは圧力に対し劇的な変化を示し、加圧によりCl-O距離の3.18から3.15の減少を伴い、Clイオンへの酸素の配位数は7から14に変化した。しかしながらここで、Clイオン周りの水素の配位数は、Cl-D距離が2.22から2.18へ減少しつつも、66.7とあまり変わらなかった。また溶媒の水の圧力変化は大きく、O-O距離は2.79から2.85に減少し、酸素原子の配位数は4.7から10.3に増大する。一方、水素原子は、加圧によらずO-D距離1.74、配位数も1.2のままであった。これらのことは、OD結合が加圧により大きく曲がることを示している。この水素結合の変化が、Clイオンまわりの酸素の配位数の大きな増大を引き起こしたものと思われる。

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

https://doi.org/10.3390/qubs1030009

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

Mechanical properties of fuel debris for defueling toward decommissioning

星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO content range from 10% to 65%.

Fission product separation from seawater by electrocoagulation method

北垣 徹; 星野 貴紀; 三本松 勇二; 矢野 公彦; 竹内 正行; 五十嵐 武士*; 鈴木 達也*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 296(2), p.975 - 979, 2013/05

https://doi.org/10.1007/s10967-012-2120-4

At the Fukushima Daiichi NPPs, a large amount of seawater containing high activity fission product was accumulated and its treatment has been serious problem. Electrocoagulation method is expected to be part of a useful separation system that can reduce the amount of waste and decrease processing time. In this study, powdered adsorbents, such as ferrocyanide and zeolite, added to seawater containing simulated fission products, and electrocoagulation effect were investigated. As a result, more than 99% of Cs and I were removed. Moreover, rapid solution reactivity with heat was not observed, so the thermal risk of aqueous processing of the aggregation would be low. In addition, thermal analyses showed that the electrocoagulation process did not lead to thermal decomposition. Therefore, in the case electrocoagulation method is applied to decontamination system, it has the potential to thermally stabilize and reduce waste.

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/mとした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/7/075029

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

Location of deuterium atoms in BaZrInO by neutron powder diffraction

長崎 正雅*; 伊藤 剛*; 吉野 正人*; 岩崎 航太*; 塩谷 真也*; 深澤 裕; 井川 直樹; 石井 慶信*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.6), p.122 - 127, 2008/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2008.10875992

燃料電池用固体電解質としての利用が期待されるプロトン伝導性物質BaZrInOについて、プロトンが占める結晶位置を特定するため10Kの低温にて粉末中性子回折実験を行い、リートベルト解析及び最大エントロピー法解析を行った。試料は固相反応によって作製し、重水を含水させることで物質中にプロトンを導入した。本物質は空間群が-の立方晶プロベスカイト型構造であること,重水含前後の核密度分布図の変化からプロトン位置は12サイト近傍に存在することが明らかになった。

Location of deuterium atoms in BaSnInO by neutron powder diffraction at 10 K

伊藤 剛*; 長崎 正雅*; 岩崎 航太*; 吉野 正人*; 松井 恒雄*; 井川 直樹; 石井 慶信

Solid State Ionics, 178(1-2), p.13 - 17, 2007/01

https://doi.org/10.1016/j.ssi.2006.10.030

典型的なプロブスカイト型プロトン伝導体であるBaSnInOについて、プロトン伝導経路を明らかにするためにそのプロトンの位置を中性子回折法によって解析した。重水素溶解前後の試料について10Kの低温における中性子回折をJRR-3に設置した高分解能中性子回折装置(HRPD)によって測定した。得られた中性子回折パターンについて、リートベルト解析法及びマキシマムエントロピー法を併用することで詳細な結晶構造を解析し、さらに重水素溶解前後の結晶構造を比較することで、試料中の水素位置を決定した。その結果、BaSnInOの空間群はであり、重水素は12サイトを占有すること、また、酸素-重水素の原子間距離は0.97Aであることが明らかになった。

「常陽」における燃料破損模擬試験; FEDL炉内試験(III)

伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 服部 和裕; 大山 一弘; 助川 一弥*; 村上 隆典; 皆藤 泰昭; 西野 一成; 青山 卓史; et al.

JNC TN9410 2005-003, 165 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-003.pdf:12.66MB

高速実験炉「常陽」では、国の安全研究の一つである「燃料破損時の運転手法最適化に関する研究」の一環として、炉内で放出された核分裂生成物の挙動と燃料破損検出設備(FFD)及びシッピング法破損燃料位置検出設備(FFDL)の検出性能の評価を実施している。本研究では、MK-Ⅱ炉心において、試験用燃料要素の被覆管のガスプレナム部にスリットを設けてこれを照射する試験(昭和60年4月、FFDL炉内試験(I))、試験用燃料要素の被覆管の燃料カラム部にスリットを設けて照射する試験(平成4年11月、FFDL炉内試験(Ⅱ))を実施した。「常陽」は、MK-Ⅲ炉心への改造を完了し、平成16年度よりMK-Ⅲ炉心での本格運転を開始した。MK-Ⅲ炉心では、炉心構成等の変更に伴いFPのプラント系統内での振舞いが変化し、FFD設備やFFDL設備の感度・応答に影響を及ぼすことが考えられる。そのため、MK-Ⅲ炉心における燃料破損時のFPの振る舞いやFFD及びFFDL設備の性能を確認しておく必要がある。さらには、前回のFFDL炉内試験(Ⅱ)を実施してから約12年が経過しており、万一の燃料破損や、将来計画しているRTCB試験(燃料被覆管が破損に至るまで照射を継続する試験)に備え、MK-Ⅲ炉心運転時における燃料破損時のプラント運転手順を検証するとともに、対応能力の向上を図ることが重要である。そこで、平成16年11月11日から11月29日までの期間において、FFDL炉内試験(Ⅲ)を実施した。本試験では、MK-Ⅲ炉心において、燃料被覆管に人工欠陥を設けた試験用燃料要素を炉心中心に装荷して照射し、燃料破損を検知してから原子炉を停止して燃料を取り出すまでの一連のプラント操作を行い、燃料破損発生時における高速炉の運転手法を検証した。また、本試験において、運転・操作手順の改善や設備の改造・整備等の改善事項も摘出できた。今後は、これらの対応を図り、MK-Ⅲ炉心運転に備えるとともに、本試験結果を、将来のFBRの安全性の向上に反映させていく。