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論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 2; Fuel cladding oxidation

根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 4; Investigation of fuel loading effects in BWR spent fuel rack

東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。

論文

Published electronic media are becoming Grey

熊崎 由衣; 鈴木 悟; 金澤 将士*; 国井 克彦; 米澤 稔; 板橋 慶造*

The Grey Journal; An International Journal on Grey Literature, 15(1), p.45 - 50, 2019/04

原子力機構(JAEA)図書館では会議録や技術レポートを重視して収集している。これらはCD-ROMやUSB等の記録媒体を用いて電子的に刊行されることが増えているが、紙媒体と比較して電子情報の記録媒体の保管可能な年限は短い。たとえばJAEA図書館では1990年代に発行された図書と技術レポートを所蔵しているが、再生機器等の更新に伴って利用できなくなっている資料があり、長期保存や利用環境の維持が課題である。対策としては資料と再生機器のメンテナンス, エミュレーションやマイグレーションが望ましいが、十分にできているとは言い難い。電子情報の長期保存と利用についてJAEA図書館の現状を報告するとともに、公刊された電子媒体情報がGreyになりつつある点について問題提起を行った。

論文

Published electronic media are becoming Grey

熊崎 由衣; 鈴木 悟; 金澤 将士*; 国井 克彦; 米澤 稔; 板橋 慶造

Proceedings of 20th International Conference on Grey Literature (GL-20), p.99 - 104, 2019/02

原子力機構(JAEA)図書館では会議録や技術レポートを重視して収集している。これらはCD-ROMやUSB等の記録媒体を用いて電子的に刊行されることが増えているが、紙媒体と比較して電子情報の記録媒体の保管可能な年限は短い。たとえばJAEA図書館では1990年代に発行された図書と技術レポートを所蔵しているが、そのうち再生可能なソフトウェアがなく、利用できなくなっているものもあり、長期保存や利用環境の維持が課題である。対策としては資料と再生機器のメンテナンス、エミュレーションやマイグレーションが望ましいが、十分にできているとは言い難い。電子情報の長期保存と利用についてJAEA図書館の現状を報告するとともに、公刊された電子媒体情報がGreyになりつつある点について問題提起をしたい。

論文

Investigation of Zircaloy-2 oxidation model for SFP accident analysis

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 近藤 啓悦; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Materials, 488, p.22 - 32, 2017/05

AA2016-0383.pdf:0.86MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

これまでにジルカロイ2被覆管の熱天秤による空気中酸化試験を行ったが、本研究ではそのデータに基づいて使用済み燃料プール(SFP)事故時の被覆管の酸化挙動の解析に適用可能な酸化モデルの構築を行った。その検証にあたり長尺被覆管の酸化試験に関して当該酸化モデルを適用した数値流体解析を行った。酸化試験はSFP事故を模擬した空気流量条件中で高温の温度勾配を付与して実施した。構築した酸化モデルを適用した解析は酸化試験での被覆管表面の酸化皮膜及び多孔質な酸化層の成長をよく再現し、酸化モデルの妥当性が確認できた。本研究の試験条件の範囲では空気流量条件の酸化挙動への影響は明らかには見られなかった。

報告書

放射性物質を含む酸性溶液からのCs分離法の検討及びICP-AESを用いた元素分析

金沢 徹*; 日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦*; 更田 豊志

JAERI-Tech 2004-050, 53 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-050.pdf:4.35MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験では、放出量評価の一環として、実験後に装置配管を酸洗浄した溶液を$$gamma$$線計測し、燃料からの放出量と装置内への沈着量のマスバランスを求めている。しかしながら、照射後数年間冷却した燃料を用いた場合、短半減期核種や微量元素の定量化が不可能である。そこで、これらの放出及び移行評価を目的として、誘導結合プラズマ原子発光分光分析(ICP-AES)を用いて酸洗液中の元素分析を実施することにしている。分析に際しては、装置の汚染防止及び被曝量低減の観点から、主な$$gamma$$線源であるCsを事前に溶液から除去しておく必要がある。アンモニウムモリブドリン酸(AMP)を用いるイオン交換分離法について、分離試験を実施した結果、Csを99.9%以上分離できること、また、錯化剤を併用することによって、一旦分離されたSbも回収可能であることが明らかになった。また、AMP法でCs分離したVEGA-3実験の酸洗液を、ICP-AESにより試験的に元素分析した結果、U, Sr, Zrの定量化に成功した。今後、Cs分離法として沈殿分離法も併用しつつ、ICP-AESを用いて、放出,移行挙動を明らかにしてゆく予定である。

報告書

高温・高圧下におけるNSRR再照射燃料からの放射性物質放出挙動; VEGA-5実験の$$gamma$$線計測結果

日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 金沢 徹; 木内 敏男; 上塚 寛

JAERI-Tech 2003-009, 30 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-009.pdf:1.73MB

原研では、原子炉のシビアアクシデント条件下における照射済燃料からの放射性物質の放出機構解明とソースターム予測精度向上を目的としてVEGA計画を進めている。その第5回目のVEGA-5実験は、高圧のVEGA-2実験で観測された圧力効果の再現性を確認するとともに、短半減期放射性物質の放出挙動を調べることを目的とし、2002年1月に行った。試験燃料は、事前に研究炉(NSRR)で8時間、再照射した後、被覆管を取り除いた燃焼度47GWd/tU(約8.2年冷却)のPWR燃料ペレット2個(約10.9g)であり、1.0MPa,He不活性雰囲気条件で約2,900Kまで昇温した。実験では、高圧条件下におけるCsの放出抑制現象を再確認するとともに、これまでの再照射無しのVEGA実験では観測することができなかったRu-103,Ba-140等の短半減期核種の放出データを$$gamma$$線計測により取得した。

報告書

NSRR実験における燃料破損時の破壊力発生に及ぼす混合酸化物燃料富化度の影響の検討

中村 仁一; 杉山 智之; 中村 武彦; 金沢 徹; 笹島 栄夫

JAERI-Tech 2003-008, 32 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-008.pdf:1.49MB

原研・原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いた反応度事故の模擬実験において、将来のプルサーマル利用に対応するため、プルトニウム富化度12.8%までの混合酸化物(MOX)燃料の使用を計画している。この変更に伴うカプセルの安全設計への影響として試験燃料の破損時に発生する破壊力(衝撃圧力及び水撃力)に及ぼすMOX燃料の富化度の影響について検討した。試験燃料の破損時に発生する衝撃圧力は、燃料被覆管破損時に内部の高圧ガスが解放されて生じるものである。燃料棒内外差は初期圧,FPガス放出量に依存するが、MOX燃料のFPガス放出は富化度に依存しないため、衝撃圧力は富化度の影響を受けないと結論された。また、微粒子化した燃料と冷却水の熱的相互作用で発生する水撃力については、微粒化した燃料粒子から冷却水への熱流束を、高富化度化による熱物性値の変化を考慮して解析評価した。その結果、UO$$_{2}$$燃料と同程度に微粒子化したMOX燃料粒子から破壊力が発生する極短時間において放出される熱流束は、MOX燃料はUO$$_{2}$$燃料に比べてわずかに小さく、水撃力を増加させないものと判断された。

論文

High energy laser wakefield acceleration

小瀧 秀行; 神門 正城; 細貝 知直; 近藤 修司; 益田 伸一; 金沢 修平; 横山 隆司*; 的場 徹; 中島 一久

International Journal of Applied Electromagnetics and Mechanics, 14(1-4), p.255 - 262, 2003/03

現在の加速器では、高周波加速が多く利用されているが、この高周波をレーザーに変えることにより、加速勾配が100~1000倍となり、レーザー加速は加速器小型化の可能性を秘めている。最近、高強度レーザーを用いたレーザー加速が世界中で注目されており、100MeVを超えるエネルギーゲインが実証されている。原研では、フォトカソードRFガンを電子源としたマイクロトロンを高品質電子ビーム源として使用し、これを100TW20fsレーザーで加速する。プラズマ波長は数百フェムト秒と短いため、効率よく加速を行うには、超短パルス電子ビームが必要となる。超短パルス電子ビームの生成及びフェムト秒オーダーでの高精度のレーザー電子ビーム周期には、逆自由電子レーザーとシケインマグネットによるバンチスライスを行う。また、加速長を長くするため、プラズマ光導波路を使用し、cm長の加速を行う。これらを組み合わせ、1GeVの加速を目指す。フォトカソードRFガンとマイクロトロンの性能について、さらに逆自由電子レーザーやプラブマ光導波路の計画を発表する。

論文

Direct measurement of coherent ultrahigh wakefields excited by intense ultrashort laser pulses in a gas-jet plasma

小瀧 秀行; 神門 正城; 桶田 隆継; 益田 伸一; Koga, J. K.; 近藤 修司; 金沢 修平; 横山 隆司*; 的場 徹; 中島 一久

Physics of Plasmas, 9(4), p.1392 - 1400, 2002/04

 被引用回数:43 パーセンタイル:19.26(Physics, Fluids & Plasmas)

高強度レーザーをガス中に集光すると、レーザーの動重力により電子振動(航跡場)が起こる。これは非常に強い電界をもっており、これにより荷電粒子の加速が可能である。これを加速器に応用することかできれば、現在の高周波加速器に比べコンパクトで高エネルギーの加速器を作ることが可能となる。この航跡場をコントロールするためには、この電界や位相の測定ができなければならない。さらに、高強度レーザーの伝播には、レーザーラインを真空にする必要があり、そのためプラズマ源はガスジェットによってつくる必要がある。まず最初、ガスジェットの密度分布の時間変化をマッハツェンダー干渉計を用いて測定した。この測定により、ガスの密度分布は、ガスジェットノズルからの距離が1.5mmの位置において、背圧10気圧のヘリウムの場合、ガス密度が3.5$$times$$10$$^{17}$$(プラズマ密度で7$$times$$10$$^{17}$$)になることがわかった。この結果より、周波数干渉計を用いて、ノズルからの位置を1.5mm,ガスジェットの背圧10気圧のときの、ガスジェット中に集光したレーザーによるプラズマ振動の測定を行い、ここから電界を求めた。20GeV/m以上の高電界の発生を確認した。この結果は、航跡場の線型理論に非常によく一致した。ガスジェットを用いての測定は世界で初めてのことである。ガスジェットのガス密度測定及びガスジェットでのプラズマウェーク測定について報告する。

論文

原研フォトカソードマイクロトロンの現状

神門 正城; 小瀧 秀行; 近藤 修司; 金沢 修平; 益田 伸一; 横山 隆司*; 的場 徹; 中島 一久

Proceedings of 26th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.132 - 134, 2001/08

日本原子力研究所関西研究所光量子科学研究センターに建設されたフォトカソード・マイクロトロンの第一期のビーム試験の結果を報告する。ビーム性能は、電荷量91pC,エミッタンス10$$pi$$mm-mrad,パルス幅10ps,ジッター5.5psが達成された。現在は1GeVレーザー加速に向けての電子ビームライン改造を進めているが、その進捗状況も報告する。また、1GeVレーザー加速実験計画の概要についても報告する。

論文

Development of plasma waveguide using fast z-pinch capillary discharge

益田 伸一; 神門 正城; 小瀧 秀行; 細貝 知直*; 近藤 修司; 金沢 修平; 横山 隆司*; 的場 徹; 中島 一久

Proceedings of 13th Symposium on Accelerator Science and Technology, 3 Pages, 2001/00

原研関西において、100TWレーザーを用いたレーザー航跡場加速器実験が計画されている。高速Zピンチキャピラリ放電によるプラズマ導波路の開発は、加速長をかせぐために重要な課題の一つである。これまでに、われわれは2cm長のプラズマ導波路を開発し、レーザーの導波実験に成功した。現在、1GeVレーザー加速実験のための10cm長のプラズマ導波路を開発中である。開発状況とPICシミュレーションの結果について報告する。

論文

High energy electron acceleration by high peak power laser

小瀧 秀行; 神門 正城; 近藤 修司; 益田 伸一; 金沢 修平; 横山 隆司*; 的場 徹; 中島 一久

Proceedings of 13th Symposium on Accelerator Science and Technology, 3 Pages, 2001/00

高周波での加速をレーザーに変えることにより、加速勾配が100$$sim$$1000倍となり、レーザー加速は加速器小型化の可能性を秘めている。日本原子力研究所では、フォトカソードRFガンを電子源としたマイクロトロンを高品質電子ビーム源として使用し、これを100TW 20fsレーザーが加速する。効率よく加速を行うには、超短パルス電子ビーム,フェムト秒オーダーでの高精度の同期,レーザーの長距離伝播等を必要である。これらの要素技術及び組合せることによる高効率のレーザー加速,ガスジェットによるガス密度分布の測定や周波数干渉法によるレーザープラズマ航跡場の測定等、レーザー加速のための基礎実験について発表する。

口頭

大型震動台を用いたFBR水平免震システムの終局挙動把握試験,6; 終局挙動把握試験のシミュレーション

矢花 修一*; 金澤 健司*; 永田 聖二*; 稲葉 学*; 北村 誠司

no journal, , 

設計レベルを超える巨大な地震動に対する終局挙動データを取得することを目的として、大型震動台を用いた免震システムの終局挙動把握試験を実施した。本報告では、震動台試験のシミュレーションを行った。具体的には、鉛プラグ入り積層ゴムの静的力学試験結果に基づいた免震層のモデル化を行い、試験結果を再現できるかについて検討した。

口頭

Simulation of eddy current on the turbo-molecular pump in a magnetic field

荻原 徳男; 金澤 謙一郎; 柳橋 亨

no journal, , 

In order to use turbo-molecular pumps (TMPs) in the quasi-static magnetic field often employed in nuclear fusion devices and particle accelerators, we have attempted to establish a standard procedure for determining the influence of magnetic field on TMPs. This time, the computer simulation was carried out to compare with the experimental results reported elsewhere and revise more finely the semi-empirical (semi-infinite conductor) model for the eddy current. As a result, experimental results related to the dependence of the eddy current loss not only on the direction of the magnetic field but also on the revolution frequency of the rotor are confirmed with the simulation.

口頭

東海再処理施設における全交流電源喪失時の放射線管理設備の緊急安全対策

金澤 信之; 中村 圭佑; 宮内 亨; 近澤 達哉*; 黒澤 英章*; 柴 浩三

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、経済産業大臣(当時)からの指示文書「平成23年福島第一・第二原子力発電所等の事故を踏まえた再処理施設の緊急安全対策の実施について」を受け、東海再処理施設において、津波その他の事象により全交流電源が喪失した場合、移動式電源車等による緊急時の交流電源を確保し、放射性物質による崩壊熱の冷却機能、水素掃気機能などを回復するための措置を実施する。放射線管理設備は、再処理施設の各機能、工程設備等の回復後における施設の放射線状況を把握し、周辺公衆への影響の有無や従業員の安全を確保するために重要な位置づけとなる。以上のことから環境への放射性気体廃棄物の放出管理及び施設の放射線モニタリングを行うために、必要な交流電源を確保し、放射線監視機能を維持するために実施した緊急安全対策について報告する。

口頭

使用済み燃料プール事故時の燃料被覆管の酸化挙動に関する研究,2

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 金沢 徹*; 後藤 大輔*

no journal, , 

使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時の安全性向上に関する研究として、燃料破損につながる燃料被覆管の高温空気中での酸化挙動を把握するために、被覆管の短尺試料の均熱条件での酸化試験と長尺試料にSFPの水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験を実施し、燃料被覆管の酸化挙動に及ぼす温度及び空気の流量の影響に関する知見を得た。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,13; 被覆管酸化モデルに関する検討

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋*; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*

no journal, , 

使用済燃料プール(SFP)の事故解析には、被覆管の当該事故条件での酸化モデルの構築が必要である。本研究では、長尺被覆管の温度が空気中で徐々に上昇する事故条件での酸化試験結果と、これまでに構築した空気中酸化モデルによる解析結果について比較を行い、酸化モデルの妥当性及び改良について検討した。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,21; 被覆管酸化モデルに関する検討

根本 義之; 鬼澤 崇*; 加治 芳行; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*

no journal, , 

使用済み燃料プール(SFP)冷却水の損失または水位低下による事故の解析を目的とした重大事故解析コードの高度化のため、本研究ではこれまでに被覆管の空気中での高温酸化挙動のモデル化、及びSFP冷却水損失事故を模擬した条件での長尺被覆管の酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と酸化層成長の測定結果がよく一致することを報告した。SFP事故では被覆管が空気と水蒸気の混合雰囲気中で高温酸化する条件も考えられるが、これまでの熱天秤での試験では、その場合、空気中よりも被覆管酸化が速くなる結果が示されている。本研究では空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化モデルの構築及び検証試験を行い、モデルの妥当性及び改良について検討した。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,23; 被覆管酸化反応を考慮したSFP事故事象のCFD解析

東條 匡志*; 金沢 徹*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行

no journal, , 

使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時には、水蒸気中/空気中に露出した燃料棒の温度が崩壊熱により上昇し、原子炉建屋内全域に渡る自然対流により冷却される。これの模擬として、大規模自然対流場における解析結果をもとに境界条件を設定した使用済み燃料ラック及び使用済み燃料体系の数値流体力学(CFD)解析を行い、酸化反応量, 残存酸素量, 被覆管温度を評価した。その結果、高温となる発熱有効長下端水位条件では、燃料上部からの空気流入も少なく、酸化反応によりチャネルボックス内の酸素が枯渇するため酸化反応が抑制されることが分かった。

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