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論文

Development of the residual sodium quantification method for a fuel pin bundle of SFRs before and after dry cleaning

工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 大高 雅彦; 井手 章博*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.408 - 420, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の使用済燃料を模擬した燃料バンドル試験体を用いて、残留ナトリウムの洗浄試験を行ったもの。

論文

Development of the residual sodium quantification method for a fuel assembly of SFRs

工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 永井 桂一; 井手 章博*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.9 - 23, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却炉の使用済み燃料の乾式洗浄試験の成果に基づいて、集合体に残留するナトリウム量の評価手法を構築した。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system, 1; Pilot scale test for fuel pin bundle

工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 井手 章博*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

次世代ナトリウム冷却炉では、プラント経済性向上の観点から、使用済燃料の洗浄プロセスとして革新的な乾式洗浄プロセスを採用している。本論文は、グローブボックス内において、燃料ピンバンドルを模擬した試験体を用いた、ナトリウムを試験体の共存性、残存ナトリウム量に係る基礎試験の結果を報告するものである。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system, 2; Laboratory scale test for fuel assembly and evaluation of the amount of residual sodium

井手 章博*; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

次世代ナトリウム冷却炉では経済性向上のために革新的な使用済み燃料の乾式洗浄プロセスを採用しており、本稿はナトリウムループを使った燃料バンドル規模の試験の結果を報告する。

論文

ASTRID nuclear island design; Update in French-Japanese joint team development of decay heat removal systems

Hourcade, E.*; 三原 隆嗣; Dauphin, A.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.556 - 561, 2018/04

2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は、崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本論文では、ASTRIDのDHRSの設計方針に関する進展とレファランスとして選定した系統構成やその目的を紹介する。特に、通常の原子炉停止時の崩壊熱除去と炉壁冷却システムの役割について新たな検討を行った。また、タンク型炉の原子炉容器内での自然循環の促進を図るため、ホットプレナムとコールドプレナムとの間に冷却材流路を形成するシャッター機構を対象に設計検討を進めた。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system

加藤 篤志; 永井 桂一; 荒 邦章; 大高 雅彦; 岡 伸樹*; 田中 昌子*; 大谷 雄一*; 井手 章博*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

高速炉の燃料取扱においては、使用済燃料集合体にナトリウムが付着しているため、冷却材に水を用いる使用済燃料プール(SFP)に移送される前に、残留ナトリウムの洗浄システムが備えられるが、SFPの水浄化能力等の観点からの設計負荷低減のため、残留ナトリウムの局限化が必要である。もんじゅで採用されたような湿式洗浄プロセスでは洗浄後にナトリウムがほとんど残留しない利点を有するものの、放射性液体廃棄物の発生や設備規模の観点から難点がある。一方、日本の次世代ナトリウム冷却高速炉開発では、高温のArガスと湿分を有するArガスによるナトリウム洗浄と残留ナトリウムの不活性化によりSFPに直接装荷可能な先進乾式洗浄システムを採用する計画である。本報では、本乾式洗浄システムに関する洗浄能力高度化や燃料取扱システムの適正化に係る研究開発の現状を報告する。

論文

ASTRID nuclear island design; Advances in French-Japanese joint team development of decay heat removal systems

Hourcade, E.*; Curnier, F.*; 三原 隆嗣; Farges, B.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1740 - 1745, 2016/04

2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本ペーパーでは、ASTRIDのDHRSの現状の設計方針を紹介する。特に、原子炉容器内に配置される複数の熱交換器については設置位置を変えることで運転温度条件に関する多様性を確保することとしており、日本側が2014年から設計検討を開始しているコールドプール設置型の崩壊熱除去系は、過酷事故時のコアキャッチャー上の溶融物質炉心冷却機能にも活用可能となっている。

論文

Evaluation of external event effects on JSFR fuel handling system

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 金子 文彰*; 井手 章博*

Nuclear Technology, 189(1), p.30 - 44, 2015/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.03(Nuclear Science & Technology)

福島事故を受けて、2010年設計のJSFRの燃料交換システムの対地震、津波評価を実施した。地震評価では、各機器の地震時の機器耐性余裕、及び、水プールのスロッシング評価を、福島地震動相当条件下にて実施した。津波評価では、非常用電源喪失時において安定した冷却状態へ導くシナリオ評価を行った。この結果、2010年設計のJSFRは環境への放射性物質拡散を防止する十分な性能を有することを示すとともに、炉外燃料貯蔵槽の冷却システムの改善設計について紹介する。

論文

Velocity of entrainments formed by high velocity air jet flow in stagnant water

赤羽 正彰*; 小泉 安郎; 内堀 昭寛; 上出 英樹; 大島 宏之

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時に反応ジェットの形成とともに発生し、隣接伝熱管ウェステージの主な要因となる液滴エントレインメント・輸送現象を実験により調査した。実験では、液体中高圧空気噴流を高速度カメラにより可視化するとともに、液滴を捉えた画像を処理することにより液滴速度の評価を行った。可視化では、噴流界面からフィラメント状に液体が巻き込まれて液滴が発生する様子を確認した。液滴速度の評価では、噴出方向成分の速度は気体噴出速度の上昇とともに増大することや、噴出方向に対して垂直成分の速度はそれに比べて低いことを明らかとした。以上の通り、隣接伝熱管ウェステージの現象解明及び評価手法の検証に有用な実験データを得た。

論文

Magnetic patterning of FeRh thin films by energetic light ion microbeam irradiation

小出 哲也*; 佐藤 隆博; 江夏 昌志; 齋藤 勇一; 神谷 富裕; 大河内 拓雄*; 小嗣 真人*; 木下 豊彦*; 中村 哲也*; 岩瀬 彰宏*; et al.

Japanese Journal of Applied Physics, 53(5S1), p.05FC06_1 - 05FC06_4, 2014/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.85(Physics, Applied)

MeVエネルギー領域の荷電粒子ビーム照射による金属表面の改質に関する研究を行っている。これまでに、イオンビーム照射によりFeRh合金の磁性を反強磁性状態から強磁性状態に構造変化なく変化できることを見いだした。今回、TIARAの軽イオンマイクロビームを用いたFeRh合金薄膜上へのミクロンサイズの磁性パターン作製を試みた。まず、エネルギー2MeVのプロトンマイクロビームにより膜厚30nmのFeRh合金薄膜に様々なパターンの描画を行い、その後、SPring8における放射光を用いた光電子顕微鏡観察によって磁気ドメイン構造の観察を行った。その結果、ドットや直線,文字などのマイクロメートルサイズの強磁性パターンを試料表面に描画することに成功した。また、照射量により磁化の大きさを制御することに成功し、イオンマイクロビームが、局所的な磁性状態制御に有用な手段であることを示した。

論文

Progress of design study on fuel handling system in JSFR against design extension conditions

大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 井手 章博*; 金子 文彰*; 原 裕之*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.607 - 615, 2014/04

東京電力福島原子力発電所事故を受けたJSFR燃料取扱設備の冷却機能強化のための設計研究として、設計拡張状態(DEC)における冷却機能維持のため、設計基準事故対処設備に対して独立性や多重性を有する代替冷却設備を検討するとともに、その有効性を評価した。

論文

Entrainment into high speed air jet blowing out from a hole to stagnant water

小泉 安郎*; 名古 宏平*; 内堀 昭寛; 上出 英樹; 大島 宏之

Proceedings of ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2013) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/11

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時に形成された反応ジェットが隣接伝熱管に衝突すると、液滴衝突エロージョン等の作用により管壁の損耗を引き起こす。本研究では、液滴衝突エロージョンの発生原因である噴流界面からの液滴エントレインメント現象を解明し、評価モデルの構築に資することを目的として、水又はケロシン中に噴出する空気噴流の可視化実験を実施した。高速度カメラで噴流の挙動を撮影した結果、噴流界面からフィラメント状に液体が巻き込まれ、それに伴い液滴が発生する現象が可視化された。また、可視化画像より、液滴発生率や液滴径等、評価モデルの構築に必要となるデータを得た。データを分析し、空気の噴出速度が増大するとともに液滴数も線形に増大すること、測定された液滴径分布は管内環状流に対する相関式によく従うこと、一方エントレインメント率は管内環状流の相関式による予測よりも低いこと等の新たな知見を得た。

論文

Spin orientation transition across the single-layer graphene/nickel thin film interface

松本 吉弘; 圓谷 志郎; 小出 明広*; 大伴 真名歩; Avramov, P.; 楢本 洋*; 雨宮 健太*; 藤川 高志*; 境 誠司

Journal of Materials Chemistry C, 1(35), p.5533 - 5537, 2013/09

 被引用回数:22 パーセンタイル:71.5(Materials Science, Multidisciplinary)

The spin-electronic structures across the interface between single-layer graphene and a Ni(111) thin film are explored by employing the depth-resolved X-ray absorption and magnetic circular dichroism spectroscopy with the atomic layer resolution. The depth-resolved Ni L-edge analysis clarifies that the Ni atomic layers adjacent to the interface show a transition of the spin orientation to the perpendicular one in contrast with the in-plane one in the bulk region. The C K-edge analysis reveals the intensifying of the spin-orbital interactions induced by the $$Pi$$-d hybridization at the interface as well as out-of-plane spin polarization at the $$Pi$$ band region of graphene. The present study indicates the importance of the interface design at the atomic layer level for graphene-based spintronics.

論文

Local structures and magnetic properties of fullerene-Co systems studied by XAFS and XMCD analyses

北条 育子*; 小出 明広*; 松本 吉弘; 丸山 喬*; 永松 伸一*; 圓谷 志郎; 境 誠司; 藤川 高志*

Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 185(1-2), p.32 - 38, 2012/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.37(Spectroscopy)

In this work we have measured Co K- and L$$_{2,3}$$-edge X-ray absorption near edge structure (XANES) and Co L$$_{2,3}$$-edge X-ray magnetic circular dichroism (XMCD) spectra, and also carried out their calculations for C$$_{60}$$Co$$_x$$ compounds. The observed XANES and XMCD are sensitive to the Co concentration. In the low density region ($$x$$=1.0-1.5), one Co is surrounded by three C$$_{60}$$ balls. The Co L$$_{2,3}$$-edge XMCD analyses gives the spin magnetic moment on Co in the range 0.5-0.9 $$mu_B$$.

論文

Investigation on integrity of JMTR reactor pressure vessel

井手 広史; 木村 明博; 三浦 洋; 長尾 美春; 堀 直彦; 神永 雅紀

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05

JMTRの原子炉圧力容器は、再稼働後も継続的に使用する予定である。そのため、原子炉施設の更新作業の前に、原子炉圧力容器の長期使用を観点として、水中カメラを用いた原子炉圧力容器内部の健全性調査を実施した。その結果、原子炉圧力容器の上蓋ノズル周辺に赤褐色の付着物が確認されたため、付着物を採取し分析を行った結果、鉄が主成分であることがわかった。また、健全性に影響を及ぼすような傷等は観察されず、原子炉圧力容器全体としては、健全性が維持されていることが確認された。また、応力腐食割れ、高速中性子照射量及び疲労の観点から、JMTRの原子炉圧力容器は、今後20年以上は利用できる見通しを得た。今後も予防保全の観点から、JMTR再稼働後において、原子炉圧力容器内部を定期的に点検していく計画である。

論文

The Progress of R&Ds for JSFR innovative technologies

菊池 裕彦*; 持田 晴夫*; 井手 章博*; 飯塚 透*; 早船 浩樹

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/05

This paper shows R&Ds programs for innovative technology about main components of JSFR. JSFR is an advanced loop type Sodium-cooled Fast Reactor. Innovative technologies will be adopted in the JSFR for economic competitiveness, enhancing reliability, and safety. The concept of JSFR is to aim at reducing an amount of commodity, by reduction in the number of cooling loops, an adoption of high-chromium steel with low thermal expansion coefficient and high-temperature strength, and shortening a piping length by connection of outlet/inlet piping to an upper part of the reactor vessel, as well as the integration of a pump into IHX. Further, at secondary cooling system, higher reliable Steam Generator with double-walled straight tube using high chromium steel is adopted. In the FaCT project, a design for JSFR has been executed along design categories such as core design, reactor system, heat transport system, safety design, etc., with corresponding R&Ds.

論文

Numerical study on passive control of thermal striping phenomenon using Lorentz force in fast reactor

高田 孝*; 福田 武司*; 山口 彰; 内堀 昭寛; 木村 暢之; 上出 英樹

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05

高速炉の配管には温度差のある液体ナトリウムが合流する部分が存在し、合流部より下流で乱流混合に伴う周期的な温度変動が配管壁面に伝わるサーマルストライピング現象が配管構造材の熱応力疲労の原因となり問題視されている。液体ナトリウムは電磁流体であることから、磁場を印加するとローレンツ力が発生し、その効果により温度変動を緩和することができると期待される。そこで本研究では、磁場解析手法を組み込んだLES解析コードを新たに開発し、磁場印加による温度変動の緩和効果を確認するため、合流部の存在する流路を対象に数値解析を実施した。合流部より下流で磁場を印加する場合としない場合の解析をそれぞれ実施し、その結果から、流体が磁場を通過した後に温度変動は抑制されることがわかった。これにより、磁場印加による熱疲労緩和方策の有効性を示した。

報告書

JMTR原子炉圧力容器内部の健全性調査

井手 広史; 木村 明博; 三浦 洋; 堀 直彦; 長尾 美春

JAEA-Technology 2009-067, 39 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-067.pdf:13.1MB

JMTRの原子炉圧力容器は、再稼働後も継続的に使用する予定である。そのため、原子炉施設の更新作業の前に、原子炉圧力容器の長期使用を観点として、水中カメラを用いた原子炉圧力容器内部の健全性調査を実施した。その結果、原子炉圧力容器の上蓋ノズル周辺に赤褐色の付着物が確認されたため、付着物を採取し分析を行った結果、鉄が主成分であることがわかった。また、健全性に影響を及ぼすような傷等は観察されず、原子炉圧力容器全体としては、健全性が維持されていることが確認された。また、応力腐食割れ、高速中性子照射量及び疲労の観点から、JMTRの原子炉圧力容器は、今後20年以上は利用できる見通しを得た。今後も予防保全の観点から、JMTR再稼働後において、原子炉圧力容器内部を定期的に点検していく計画である。

論文

立坑掘削における内空変位の初期変形率と覆工コンクリート応力の相関

山崎 雅直; 津坂 仁和; 羽出山 吉裕*; 南出 賢司*; 高橋 昭博*

第38回岩盤力学に関するシンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.196 - 201, 2009/01

本稿は、地下研究施設の立坑掘削に伴う地下空洞の安定性や支保設計の妥当性を評価する目的で、立坑掘削時に取得した内空変位計測データと覆工コンクリート応力計測データから、初期変形率と覆工コンクリート応力の収束値(土被り圧で無次元化)を整理し、両者の相関について分析した結果を報告する。その結果、(1)内空変位の初期変位率と土被り圧で無次元化した覆工コンクリート応力収束値とは相関性が高いこと,(2)ショートステップ工法を対象とした内空変位の初期変位率より覆工コンクリート応力の収束値の予測が可能であることが判明した。

報告書

「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」の解説, 解説B(協力研究)

大島 宏之; 堺 公明; 上出 英樹; 木村 暢之; 江連 俊樹; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 功刀 資彰*; 岡本 孝司*; 田中 伸厚*; et al.

JAEA-Research 2008-049, 44 Pages, 2008/06

JAEA-Research-2008-049.pdf:42.3MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却高速炉の概念検討を進めている。実用化のためのプラントシステム概念は、経済性向上のために出力に比してコンパクトな炉容器を指向している。そのため、既存の概念と比較して炉容器内の流速が相対的に大きくなり、自由液面からのカバーガスの巻込みについてより精度の高い設計評価を行うことが重要となっている。そこで、大学,研究所,電力,メーカの専門家で構成するワーキンググループを設置し、ガス巻込み現象について設計で参照すべき数値解析に基づく指針案の検討を行い、得られた知見をもとに、「数値解析による自由液面からのガス巻込み評価指針」(第1次案)を策定した。本件は、指針の解説として、ワーキンググループにおいて実施した研究に関して紹介するものである。

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