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論文

Visualizing cation vacancies in Ce:Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$ scintillators by gamma-ray-induced positron annihilation lifetime spectroscopy

藤森 公佑*; 北浦 守*; 平 義隆*; 藤本 將輝*; Zen, H.*; 渡邊 真太*; 鎌田 圭*; 岡野 泰彬*; 加藤 政博*; 保坂 将人*; et al.

Applied Physics Express, 13(8), p.085505_1 - 085505_4, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Physics, Applied)

CeドープGd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$(Ce:GAGG)シンチレーターにおける陽イオン空孔の存在を明らかにするために、ガンマ線誘起陽電子消滅寿命測定(GiPALS)法による測定を行った。GAGGおよびCe:GAGGのGiPALSスペクトルに現れる成分は、バルク中と欠陥に捕獲された状態の陽電子消滅であり、その結果2つの指数減衰成分で構成されている。Ce:Y$$_{3}$$Al$$_{5}$$O$$_{12}$$に関する研究から、欠陥に関連する構造はAl/Ga-Oの複空孔に起因するものであることが示唆された。この成分は、Ce, Mg:GAGGの方が小さくなり、その傾向はリン光の原因である浅い電子トラップの抑制と相関していた。酸素空孔は、Al/Ga空孔の電荷を補う役割をしている。欠陥に関連した構造における寿命は、Mg共ドーピングによって大幅に変化し、これは、酸素空孔とともに、Al/GaサイトでのMg$$^{2+}$$イオンとの集合体を考慮することで理解され、その結果、空孔クラスターが形成された。

論文

Study on multi-dimensional core cooling behavior of sodium-cooled fast reactors under DRACS operating conditions

江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; 小林 順; 栗原 成計; 亀山 祐理*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.3355 - 3363, 2019/08

ナトリウム冷却炉の安全性強化の一環として、模擬炉心部として電気ヒータによる加熱チャンネル30体と非加熱チャンネル25体を有するPLANDTL2試験装置を用い、崩壊熱除去システム作動時を対象とする定常ナトリウム試験を実施した。本研究では、崩壊熱除去システムとして、上部プレナム内に設置した浸漬型直接熱交換器(DHX)を有する直接反応器補助冷却システム(DRACS)を用いた。本報では、主循環系統内を流動させずにDRACSを作動させた条件下で実施した予備試験結果について、DHX運転下における炉心プレナム間の相互作用および燃料集合体外側からの炉心冷却挙動を含めて報告する。

論文

Fukushima $$^{137}$$Cs releases dispersion modelling over the Pacific Ocean; Comparisons of models with water, sediment and biota data

Peri$'a$$~n$ez, R.*; Bezhenar, R.*; Brovchenko, I.*; Jung, K. T.*; 上平 雄基; Kim, K. O.*; 小林 卓也; Liptak, L.*; Maderich, V.*; Min, B. I.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 198, p.50 - 63, 2019/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:52.23(Environmental Sciences)

北西太平洋海域における福島第一原子力発電所事故起源の$$^{137}$$Cs放出に対して、複数の海洋拡散モデルを適用し、モデル対モデル及びモデル対観測の比較を実施した。シミュレーション期間は2年間とし、施設から海洋への直接放出と大気から海洋表層への沈着過程を考慮した。海洋拡散モデルには生物モデルが導入されている。シミュレーション結果は海水中,堆積物中,海産生物中の$$^{137}$$Cs濃度で比較した。その結果、モデル対モデル及びモデル対観測の比較において、妥当な結果が得られた。

論文

西部北太平洋における福島第一原子力発電所事故によって放出された$$^{129}$$Iの沈み込み

鈴木 崇史; 乙坂 重嘉; 桑原 潤; 川村 英之; 小林 卓也

JAEA-Conf 2018-002, p.103 - 106, 2019/02

福島第一原子力発電所(1F)事故起因の放射性物質の海洋中での動態解明を行うことを目的に、西部北太平洋における3地点で$$^{129}$$Iの鉛直分布を明らかにした。3地点とも1F事故起因とみられる$$^{129}$$Iは混合層内に存在していた。また最も南側の観測点では水深370m-470mに1F事故起因とみられる$$^{129}$$Iによる極大層が存在していた。溶存酸素濃度及び周辺海域の流速を考慮すると、この極大層は、別の海域の表層に存在していた$$^{129}$$Iが速い下降流によって、水深370m-470mに到達したと考えられる。

論文

Local structure study of the iron-based systems of BaFe$$_2$$As$$_2$$ and LiFeAs by X-ray PDF and XAFS analyses

Li, S.*; 豊田 真幸*; 小林 義明*; 伊藤 正行*; 池内 和彦*; 米田 安宏; 大谷 彬*; 松村 大樹; 浅野 駿*; 水木 純一郎*; et al.

Physica C, 555, p.45 - 53, 2018/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Physics, Applied)

鉄系超伝導体のBaFe$$_2$$As$$_2$$とLiFeAsの局所構造解析をX線PDF解析とXAFSを利用して行った。BaFe$$_2$$As$$_2$$の構造相転移温度ではPDFで得られた局所構造には変化が見られたが、EXAFSで得られた局所構造には変化を見出すことができなかった。これらのデータは室温の平均構造が正方晶相において、局所的な斜方歪みを考慮する必要があることを示唆している。

論文

Measurement of Velocity Field in Five Jets Water Test (FIWAT) for thermal striping in sodium-cooled fast reactor

相澤 康介; 小林 順; 田中 正暁; 栗原 成計; 石田 勝二*; 長澤 一嘉*

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 10 Pages, 2018/11

原子力機構において先進ループ型ナトリウム冷却炉の設計が進められている。先進ループ型ナトリウム冷却炉の炉心計測取付板の下部では、制御棒を通過した低温ナトリウムと燃料集合体を通過した高温ナトリウムの混合による温度変動が生じ、この温度変動による炉心計装取付板の高サイクル熱疲労が懸念される。原子力機構では、炉心計装取付板周辺でのサーマルストライピング現象を解明するため、1/3縮尺5噴流水試験を実施している。本研究では、噴流出口と炉心計装取付板下部の間の混合領域の流速場をPIVにより計測し、温度変動挙動との比較を行った。

論文

Vertical distribution of $$^{129}$$I released from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in the Kuroshio and Oyashio current areas

鈴木 崇史; 乙坂 重嘉; 桑原 潤; 川村 英之; 小林 卓也

Marine Chemistry, 204, p.163 - 171, 2018/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Multidisciplinary)

福島第一原子力発電所から放出された放射性物質の深さ方向への移行を調べる事を目的に、親潮,黒潮、及びそれらの混合海域においてヨウ素129($$^{129}$$I)の鉛直分布を明らかにした。福島第一原子力発電所起因の$$^{129}$$Iは親潮及び混合海域においては表層で、黒潮海域においては亜表層で観測された。親潮及び混合海域で観測された$$^{129}$$I/$$^{134}$$Csは福島第一原子力発電所の原子炉内のそれより高いことが明らかとなった。高い$$^{129}$$I/$$^{134}$$Csは、(1)事故時に放射性ヨウ素は放射性セシウムより放出されやすかった、(2)汚染地域から$$^{129}$$Iが再放出され、大気経由で沈着した、(3)放射性セシウムが除去された汚染水が観測地点に到達した可能性が示唆された。また亜表層で観測された福島第一原子力発電所起因の$$^{129}$$Iは黒潮続流の蛇行によって運び込まれたと考えられる。、

論文

わかりやすい放射線物理学; 改訂3版

多田 順一郎*; 中島 宏; 早野 龍五*; 小林 仁*; 浅野 芳裕*

わかりやすい放射線物理学; 改訂3版, 305 Pages, 2018/03

本書は、放射線物理学の入門書である。高校卒業程度の学力のある読者を対象に、「高校の物理と放射線物理学をつなぐ」というコンセプトの下に、定性的な説明を主体としたできるだけ平易な解説を行っている。本書は、「放射線物理とは何か」から始まり、特殊相対性理論入門、量子論入門、原子及び原子核の構造、放射線、放射能、放射線と物質との相互作用、加速器、放射線量などの12章から構成される。

論文

プラント過渡応答試験装置(PLANDTL)試験部の更新

内山 尚基*; 小澤 達也*; 佐藤 康士*; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁

FAPIG, (194), p.12 - 18, 2018/02

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の安全性を更に高めるために、シビアアクシデントへの進展防止、事象進展の緩和方策として崩壊熱除去系の多様化を目指している。そのために、大洗研究開発センター内に設置されている、原子炉容器内の自然循環による崩壊熱除去時の熱流動現象の確認が実液(ナトリウム)でできる「プラント過渡応答試験装置(プラントル施設: PLANDTL)」の整備を進めている。本稿では、川崎重工業が原子力機構から受注し、2014年度$$sim$$2016年度にかけて行ったプラントル施設の模擬炉心、原子炉容器上部プレナムおよび炉内構造物の改造に係わる機器製作、据付け作業について紹介する。

論文

ナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労現象に対する解析評価手法整備,2; 基本妥当性確認のための並行3噴流ナトリウム試験を用いたベンチマーク解析

田中 正暁; 小林 順; 長澤 一嘉*

第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/06

数値解析によるナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労評価を行うべく解析コード(MUGTHES)を整備している。数値解析の信頼性確保を目的としてわれわれが考案したV&V実施手順(V2UP)に従い、並行3噴流ナトリウム試験を対象として、既往文献調査結果に基づいて実機で予想される流動形態を含む代表的な試験条件を選定し、MUGTHESの基本妥当性確認を目的とするベンチマーク問題を設定した。ベンチマーク解析により、MUGTHESの一定の適用性について示されるとともに高度化に向けた今後の整備課題が抽出された。

論文

Influence of inlet velocity condition on unsteady flow characteristics in piping with a short elbow under a high-Reynolds-number condition

小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(1), p.16-00217_1 - 16-00217_15, 2017/02

次世代型ナトリウム炉では、炉容器コンパクト化や建設コスト削減のため、主冷系が2ループになることや曲がりの強いショートエルボが配管の一部に採用される設計である。この場合、ホットレグ配管の直径は約1.27mとなり、その中を9m/sでナトリウムが流れる設計となる。このとき、レイノルズ数は4.7$$times$$10$$^{7}$$に到達する。このような状況下では、ショートエルボ部で発生する圧力変動が加振力となる流力振動の発生が考えられる。本論文では、ショートエルボ内の非定常流動挙動に配管の入口条件が与える影響について研究された。実験では、バッフル板を用いて、エルボの上流の流動条件を設定した。粒子画像計測法により取得した速度ベクトル図より、入口条件は周囲二次流れに影響を与えることや、低周波数の乱れ成分はエルボの下流まで残存することを明らかにした。

報告書

STACYにおけるMOX溶解試験残液の安定化処理

小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of advanced sodium-cooled fast reactor; Influence of flow collector of backup CR guide tube

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。

論文

Modelling of marine radionuclide dispersion in IAEA MODARIA program; Lessons learnt from the Baltic Sea and Fukushima scenarios

Peri$'a$$~n$ez, R.*; Bezhenar, R.*; Brovchenko, I.*; Duffa, C.*; Iosjpe, M.*; Jung, K. T.*; 小林 卓也; Lamego, F.*; Maderich, V.*; Min, B. I.*; et al.

Science of the Total Environment, 569-570, p.594 - 602, 2016/11

 被引用回数:14 パーセンタイル:36.47(Environmental Sciences)

IAEAのMODARIAプログラムの枠組みの中で、海洋拡散モデルの詳細な相互比較を、チェルノブイリ原子力発電所事故に伴うバルティック海及び東京電力福島第一原子力発電所事故に伴う福島沖海域における放射性物質の海洋汚染について、$$^{137}$$Csを対象として実施した。複数の海洋拡散モデルとしてBOXモデルや3次元力学モデル等の多様なモデルを用いた。バルティック海におけるモデル比較では極めて良好な一致を示したものの、福島沖海域における比較では各研究機関が所有する海況場を入力として計算した結果に大きな相違が確認されたが、海況場を統一することで良好な一致を得た。本研究結果から、複雑な海洋環境において政策決定支援システムとして運用するオペレーショナルモデルの構築には複数のモデルによるシミュレーション結果をアンサンブル平均するマルチモデルアンサンブル手法を採用することが妥当であることが示唆されたが、緊急時対応としてシステムを運用する際には計算負荷の大きいマルチモデルアンサンブル手法は非現実的であり、効果的な予測手法を継続して検討することが課題である。

論文

An Experimental study on natural circulation decay heat removal system for a loop type fast reactor

小野 綾子; 上出 英樹; 小林 順; 堂田 哲広; 渡辺 収*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1385 - 1396, 2016/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.52(Nuclear Science & Technology)

自然循環方式崩壊熱除去系は全電源喪失時の高速炉における受動的安全性として重要である。日本で設計がすすめられているループ型高速炉の崩壊熱除去系は、DRACSおよびPRACSより構成される。自然循環状態のプラント内熱流動現象を把握することは信頼性の高い完全自然循環方式崩壊熱除去系を開発するために必要である。本研究では、プラントにおける自然循環を考慮した熱流動現象を理解するためにプラント過渡応答試験施設を用いたナトリウム試験を実施した。スクラム過渡を模擬したナトリウム試験はPRACSが自然循環条件でスムーズに起動すること、スクラム後に模擬炉心が安定に冷却されることを示した。さらに、ループの圧力損失係数を変化させた実験からは外乱事象に対するPRACSのロバスト性を示した。

論文

Fundamental validation of fluid-structure thermal interaction simulation code for thermal striping in sodium-cooled fast reactors with parallel triple jets mixing experiments

田中 正暁; 小林 順; 長澤 一嘉*

Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-6) (Internet), 12 Pages, 2016/09

熱疲労評価に必要な構造の熱応答を予測するため流体と構造間の共役熱伝達問題に適用可能な流体-構造熱連成解析コードMUGTHESを整備している。MUGTHESの基本検証を実施するため、平行3噴流体系のPLAJEST試験を対象としたベンチマーク解析を提案した。平行3噴流体系では、既往知見から中心噴流と両側噴流との流速比により3つの特徴的な流動形態に分類されることから、PLAJEST試験に対してもそれに対応した試験条件をベンチマーク解析条件として採用した。数値解析を通じて、スマゴリンスキーモデルを用いたラージエディシミュレーション(LES)法によるアプローチはサーマルストライピング現象に適用可能であることを確認した。

報告書

JT-60SAクエンチ保護回路の欧州による現地据付・調整試験と作業安全管理

山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-053.pdf:8.33MB

JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。

論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 炉心上部機構の交換作業

高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。

論文

A New comparison of marine dispersion model performances for Fukushima Dai-ichi releases in the frame of IAEA MODARIA program

Peri$'a$$~n$ez, R.*; Brovchenko, I.*; Duffa, C.*; Jung, K.-T.*; 小林 卓也; Lamego, F.*; Maderich, V.*; Min, B.-I.*; Nies, H.*; Osvath, I.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 150, p.247 - 269, 2015/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:27.96(Environmental Sciences)

IAEAのMODARIAプログラムの枠組みの中で、海洋拡散モデルの詳細な相互比較を、福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の海洋放出を適用例として実施した。複数の海洋拡散モデルは、モデル間の相違の原因を評価することで比較した。本目的を達成するために逐次的な拡散実験(段階的に計算条件を複雑化させる)を実行した。また、福島第一原子力発電所事故の海洋汚染を再現する数値実験を、$$^{137}$$Csを対象に実施し、シミュレーション結果の海水と堆積物中の放射性物質濃度を観測値と比較した。その結果、モデル間の相違の主な原因は海流場の計算結果によるものであることが判明した。しかしながら、海流場を統一することでモデル間の相違の最大原因を除去したものの、拡散モデルの数値スキーム(差分法または粒子法)およびそれらの数値解法の相違によるモデル間のわずかな差が残った。

論文

Proposal of benchmark problem of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental code validation in sodium-cooled fast reactor development

小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08

数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。

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