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論文

OECD/NEA ARC-F Project; Summary of fission product transport

Lind, T.*; Kalilainen, J.*; Marchetto, C.*; Beck, S.*; 中村 康一*; 木野 千晶*; 丸山 結; 城戸 健太朗; Kim, S. I.*; Lee, Y.*; et al.

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4796 - 4809, 2023/08

The OECD/NEA ARC-F project was established to investigate the accidents at Fukushima Daiichi nuclear power station with the aim of consolidating the observations for deeper understanding of the severe accident progression and the status of reactors and containment vessels. Additionally, the project formed an information sharing framework in reactor safety between Japan and international experts. In order to achieve these objectives, the project focused on three tasks: i) to refine analysis for accident scenarios and associated fission-product transport and dispersion, ii) to compile and manage data on the Fukushima Daiichi NPS accident, and iii) to discuss future long-term projects relevant to the Fukushima Daiichi NPS accident. The work was carried out by 22 partners from 12 countries. In the fission product group, ten organizations worked on five topics which were ranked with a high significance as open issues based on the BSAF project and were thereby selected for further investigations. The five fission product related topics were: i) fission product speciation, ii) iodine chemistry, iii) pool scrubbing, iv) fission product transport and behavior in the buildings, and v) uncertainty analysis and variant calculations. In this paper, the work carried out to investigate these five fission product release and transport topics of special interest in the ARC-F project will be described and summarized.

論文

Evaluation of long-term creep rupture life of Gr.91 steel by analysis of on-going creep curves

丸山 公一*; 中村 純也*; 吉見 享祐*; 永江 勇二

Advances in Materials Technology for Fossil Power Plants; Proceedings from the 8th International Conference (EPRI 2016), p.467 - 478, 2016/00

A methodology is developed for evaluating its creep rupture life from analysis of an on-going creep curve with the aid of an creep curve equation. The method is applied to on-going creep curves of grade 91 steel for evaluating their rupture lives. Quick decrease in creep rupture strength has been reported recently in long-term creep of grade 91 steel. The quick decrease of the steel is discussed by using the rupture lives evaluated. The quick decrease is confirmed in the present study in the time range longer than 3$$times$$10$$^{4}$$ h at 600 $$^{circ}$$C.

論文

On-site background measurements for the J-PARC E56 experiment; A Search for the sterile neutrino at J-PARC MLF

味村 周平*; Bezerra, T. J. C.*; Chauveau, E.*; Enomoto, T.*; 古田 久敬*; 原田 正英; 長谷川 勝一; Hiraiwa, T.*; 五十嵐 洋一*; 岩井 瑛人*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(6), p.063C01_1 - 063C01_19, 2015/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.25(Physics, Multidisciplinary)

J-PARC E56実験は物質・生命科学実験施設においてステライルニュートリノを探索する実験である。実験の妥当性を検証するために、われわれはMLF 3Fにバックグランドイベント用検出器を設置し、測定を行った。この検出器は500Kgのプラスチックシンチレータから構成されている。陽子ビーム入射によって$$gamma$$線と中性子が生成され、宇宙線起源の$$gamma$$線なども検出された。これらの結果について報告する。

論文

ITER nuclear components, preparing for the construction and R&D results

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:66.09(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。

論文

Present status of advanced photon science research program related to X-, and $$gamma$$-ray emission source development

有澤 孝; 的場 徹; 山川 考一; 丸山 庸一郎; 貴家 恒男; 若井田 育夫; 中島 一久*; 佐々木 明; 峰原 英介; 大島 真澄

Proc. of the 1st International Induced Gamma Emision Workshop, p.29 - 41, 1999/00

光量子科学では、超高ピーク出力レーザーでX線レーザー及びX線光源を駆動し、さらにそれによって$$gamma$$線を駆動するというような手順で研究開発を進めている。今までに得られた超高ピーク出力レーザーについて紹介しながら、X線や$$gamma$$線の放出方法について説明を行う。特に、核異性体を用いた$$gamma$$線核分光及び$$gamma$$線放出研究について述べる。

報告書

Mod.9Cr-1Mo鋼のクリープ寿命評価に関する研究,2;クリープ中断材の損傷組織の定量化,先行基礎工学分野に関する平成9年度報告書

澤田 浩太; 丸山 公一; 小峰 龍司; 永江 勇二

PNC TN9410 98-018, 32 Pages, 1998/02

PNC-TN9410-98-018.pdf:0.71MB

高速炉の蒸気発生器材料として開発されたMod.9Cr-1Mo鋼は,細長い板状マルテンサイトが束となった組織を有している。これをマルテンサイトラス組織という。クリープ中にはラスの大きさの増加や転位密度の減少といった組織の回復が起きる。この組織回復は加速クリープを引き起こし,材料は最終的には破断する。本報では,マルテンサイトラス組織のラス幅(個々の細長い板状のマルテンサイトの幅)に注目し,クリープ寿命評価因子としての可能性を種々のクリープ中断試験により検討した。本鋼の焼き戻し温度(1053K)は試験温度(848$$sim$$923K)に比べて高く,ラス組織は熱的に安定である。しかし,クリープ中には応力の影響を受けてラス組織が回復する。ラス幅はクリープひずみの増加に伴い増加し,応力によって決まる平衡値に飽和する。ラス幅の増加は,高温・高応力ほど早い。そこで試験条件の影響を受けない指標として,以下に示すラス幅の変化率を導入した。$$Delta$$d/$$Delta$$ds:ラス幅の変化率$$Delta$$d=d-d0,$$Delta$$ds=ds-d0ここで,dは時間tでのラス幅,d0は初期のラス幅,dsはラス幅の飽和値(応力で決まる)である。$$Delta$$d/$$Delta$$dsとクリープひずみの関係は,試験条件に依存しない。したがって,加速試験により得られた$$Delta$$d/$$Delta$$dsとひずみの関係は,実機条件にも適用できる。以上から,ラス幅を測定すれば,クリープひずみが推定でき,このひずみ量から推定クリープ曲線を使ってクリープ寿命比を求めることができる。

報告書

Mod.9Cr-1Mo鋼のクリープ寿命評価に関する研究,1; クリープ破断材の損傷組織の定量化,先行基礎工学分野に関する平成8年度報告書

澤田 浩太; 丸山 公一; 小峰 龍司; 永江 勇二

PNC TN9410 97-035, 41 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-035.pdf:1.87MB

材料がクリープ変形すると、種々の組織変化が起こる。これらの組織変化は、クリープ寿命の推定に使用できる場合がある。本報では、高速炉の蒸気発生器材料として開発されたMod.9Cr-1Mo鋼のクリープ変形に伴う組織変化を調査し、どの組織因子が寿命評価において適切かを検討した。巨視的な組織変化であるボイド成長,ラス組織の応力軸方向への配向,結晶粒の伸びはくびれ部のみで顕著である。したがって、これらの組織変化は寿命評価には使用できない。微視的な組織因子のうち、ラス幅,ラス内の転位密度は変形により大きく変化する。変形初期からラス幅は増加し、転位密度は減少する。これらの組織変化は三次クリープ域の変形加速の原因である。ラス幅,ラス内の転位密度は、破断前に飽和値に達する。飽和値は温度に依存せず、応力のみによって決まる。本材料が実際に使用される低応力では、これらの組織因子が大きく変化する。したがって、ラス幅,ラス内の転位密度は寿命評価に有用な組織因子である。変形部の硬さは、ラス幅,ラス内の転位密度と相関があり、硬さ測定により、これらの組織変化を評価することが可能である。

論文

改良9Cr-1Mo鋼のクリープ変形中の組織変化と寿命評価

澤田 浩太*; 丸山 公一*; 小峰 龍司; 永江 勇二

鉄と鋼, 83(7), p.466 - 471, 1997/00

高速増殖炉の蒸気発生器材料として開発された改良9Cr-1Mo鋼のクリープ寿命評価手法の確立を目的として、クリープ破断材および中断材の組織観察を光学顕微鏡と透過型電子顕微鏡(TEM)により観察した。また、硬さ測定により内部組織を推定できるかを検討した。その結果、以下のことがわかった。(1)TEM観察により、マルテンサイト・ラスのラス幅がクリ-プ変形にともない変化し、その飽和値が温度に依らず応力のみによって決定される。(2)ラス幅は変形初期から変化することから、寿命初期から寿命評価の手段として使用できる可能性がある。(3)破断後の硬さとラス幅には一定の関係があり,硬さ測定によってラス幅が測定できる。

報告書

損傷組織の定量化技術の研究; 先行基礎工学分野に関する平成7年度報告書

丸山 公一*; 青砥 紀身

PNC TN9000 96-005, 3 Pages, 1996/05

PNC-TN9000-96-005.pdf:0.11MB

高速炉構造材料の損傷組織を定量化する技術の開発研究を進めるため、研究内容の基本的な計画を作成した。(1)対象とする構造材料 フェライト系網、(2)対象とする損傷組織単軸クリープによる損傷組織、(3)平成8年度以降の研究の進め方・分析顕微鏡による観察データベースの開発・材料強度データベースとの関係付けアルゴリズムの開発

口頭

ITERブランケット遠隔保守装置の合理化設計

武田 信和; 角舘 聡; 柴沼 清; 辻 光一*; 久保 智美*; 丸山 賢祐*; 近藤 光昇*

no journal, , 

ITERでは、DT反応によって生じる中性子が構造物を放射化するため、真空容器内は高$$gamma$$線環境下にある。したがって、真空容器内機器の保守は遠隔装置によって実施する必要がある。ITER工学設計活動においては、保守時に真空容器のトロイダル方向にレールを展開し、その上をモノレール車両と類似したビークルがブランケット交換用のマニピュレータを搭載して走行する、というシステムがブランケット遠隔保守装置として検討され、実規模モデルによりその実現性が確認された。その後、ITERのコスト低減のためのコンパクト化に伴い、ブランケット遠隔保守装置の寸法も縮小されたが、交換するブランケットの形状や重量は変更がないため、ブランケット交換時における真空容器内の他機器との干渉が問題となった。この干渉問題の解決と、より一層のコスト低減を追求するという観点から、遠隔保守装置の合理化を実施した。本件では、(1)レール断面形状の小型化,(2)ビークル走行機構の単純化,(3)回転機構用歯車の小径化、の3点に着目して合理化設計を行い、ビークル/マニピュレータの総重量を11tonから8tonに約30%低減できた。

口頭

高選択・制御性沈殿剤による高度化沈殿法再処理システムの開発,2; 低配位性・低疎水性ピロリドン誘導体の耐放射線性及び耐熱性の検討

丸山 幸一*; 野上 雅伸*; 池田 泰久*; 西村 建二*; 森田 泰治

no journal, , 

U(VI)に対し選択的沈殿能を有する低配位性・低疎水性沈殿剤(NProP, NBP)の耐放射線性及び耐熱性を調べるため、$$gamma$$線照射及び加熱による沈殿能の変化及び劣化生成物の検討を行った。NProP及びNBPの耐放射線性試験の結果、ともに照射線量に依存せず、3M硝酸中では0.5MGyまで照射後も当初の沈殿能を維持すること、また、NProP及びNBPの耐熱性試験として3M硝酸中で50$$^{circ}$$Cに加熱した結果、NBPは4日以内、NProPは10日以内にその構造を大きく変えるが、これはU(VI)に対する沈殿能の劣化につながらず、むしろ沈殿剤の疎水性の増大により沈殿能が向上することが明らかとなった。

口頭

高選択・制御性沈殿剤による高度化沈殿法再処理システムの開発

野田 恭子*; 鷹尾 康一朗*; 杉山 雄一*; 原田 雅幸*; 野上 雅伸*; 丸山 幸一*; 高橋 宏明*; Kim, S.-Y.; 佐藤 真人; 峯尾 英章; et al.

no journal, , 

ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発している。これまでの試験で、U(VI)を硝酸溶液から沈殿させるN-シクロヘキシルピロリドン(NCP)を用い、選択的U沈殿工程及びU-Pu共沈工程の2工程からなるプロセスを開発した。さらに、現在はプロセスをより選択的に、より経済的にするため、他のピロリドン誘導体によるU及びPuの沈殿挙動について研究している。本報告では、本研究開発の概要とこれまでの主要な成果を紹介する。本研究開発では、新規沈殿剤を用いることによるシステムの分離性・安全性・経済性向上を目指しており、これまでに低配位性・低疎水性新規沈殿剤であるN-ブチルピロリドン(NBP)あるいはN-プロピルピロリドン(NProP)を用いることで選択的U沈殿工程の効率化が可能であることを明らかにした。

口頭

「もんじゅ」プラント動特性解析コードの開発,7; 水・蒸気系動特性解析コードFanpsyの開発

渡辺 久夫*; 碓井 伸彦*; 丸山 富美*; 木村 浩一

no journal, , 

もんじゅ水・蒸気系設備の制御応答を評価するために、動特性解析コードFanpsyの開発・整備を行ってきた。本報では、このFanpsyコードの概要を報告する。

口頭

「もんじゅ」プラント動特性解析コードの開発,12; 水・蒸気系解析コードFanpsyによる蒸発器出口蒸気温度制御系安定性評価

光元 里香; 木村 浩一; 玉山 清志; 丸山 富美*

no journal, , 

「もんじゅ」水・蒸気系動特性解析コードFanpsyの給水流量及び、蒸発器出口蒸気温度を制御する給水調節弁を実機の動作特性を模擬するようモデル化し、実機での給水流量の定常ゆらぎを再現した。これらの整備したモデルを用いることにより、前回性能試験で確認された制御系の干渉による長周期の振動現象をFanpsyにより再現できることを確認した。また、蒸発器出口蒸気温度制御系の制御定数のサーベイ解析により、制御系干渉が発生する領域を明らかにした。

口頭

Gr.91鋼におけるヒート間のクリープ強度差の原因

丸山 公一*; 中村 純也*; 関戸 信彰*; 吉見 享祐*; 永江 勇二

no journal, , 

次世代高速炉プラントの候補構造材である改良9Cr-1Mo鋼の化学成分や熱処理条件がクリープ強度に及ぼす影響について評価した結果を報告する。日本機械学会高速炉規格の化学成分範囲や熱処理条件を満たしている素材を対象に、物質・材料研究機構及び原子力機構取得のクリープ試験データを用いて評価した。その結果、改良9Cr-1Mo鋼のクリープ強度はCr濃度と結晶粒径で整理可能であることがわかった。550$$^{circ}$$CではCr濃度の影響が大きく、高温側ではCr濃度の影響が小さくなり結晶粒径の影響が大きくなることを示した。V等の他の化学成分範囲は狭く、クリープ強度に与える影響は認められなかった。

口頭

放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究,65; マトリックスデータベースの構築

天本 一平; 大山 孝一; 長野 祐一*; 長尾 佐市*; 北嶋 秀樹*; 種田 直樹*; 丸山 勉*; 坂井 光美*; 西川 宜孝*

no journal, , 

ガラス固化体にかかるデータを目的に応じて容易に活用できるようにデータベース(DB)の構築を図った。同DB(名称: MATRIX DB)は、文献検索が可能で、かつ国際ガラスDB、Intergladと連携して実験状態図の作図ができる。また同DBと連携している熱力学平衡計算ソフトFactSageとアクセスすれば、熱力学的手法による計算状態図の作成が可能である。さらにニューラルネットワークの手法を用いたガラスの粘性, 密度, 電気抵抗の推算機能も保有している。

口頭

コンクリーション化プロセスの理解とその応用

吉田 英一*; 山本 鋼志*; 丸山 一平*; 淺原 良浩*; 南 雅代*; 城野 信一*; 長谷川 精*; 勝田 長貴*; 西本 昌司*; 村宮 悠介*; et al.

no journal, , 

本報告は、コンクリーション化に関する研究の現状、研究成果に基づき開発したコンクリーション化剤および応用化のための原位置試験について紹介したものである。

口頭

コンクリーション化によるEDZおよび水みち割れ目の自己シーリングに関する研究

吉田 英一*; 山本 鋼志*; 丸山 一平*; 刈茅 孝一*; 中山 雅; 櫻井 彰孝; 佐藤 稔紀

no journal, , 

球形の炭酸塩コンクリーションは、世界中でさまざまな地質年代の海性堆積岩中から発見される。これらのコンクリーションは、周囲の堆積岩マトリックスと比較して、CaCO$$_{3}$$が特徴的に高度に濃縮されており、通常、内部に保存状態の良い化石が含まれる。最近、CaCO$$_{3}$$の濃縮プロセスが明らかになり、コンクリーション化剤が開発された。ここでは、幌延深地層研究センターで実施されたEDZシーリング用コンクリーション化剤を用いた原位置試験と、EDZシーリングプロセスとそのシーリング効果の予備検討結果について紹介する。

口頭

元素置換型黒雲母を用いたCs, Kの土壌植物間移行メカニズムの解明

宇野 功一郎*; 中尾 淳*; 奥村 雅彦; 小暮 敏博*; 山口 瑛子; 武田 晃*; 丸山 隼人*; 信濃 卓郎*; 矢内 純太*

no journal, , 

黒雲母は層間での放射性セシウム(RCs)の選択的吸着(Cs吸着能)と層間からのカリウム(K)供給(K供給能)の2つの機能により土壌から植物へのRCs移行を抑制するが、両者を区別して議論することは難しかった。本研究では、層間Kをルビジウム(Rb)に置換しK供給力を欠損させた風化黒雲母を作製することで両者の機能が様々に異なる黒雲母を作成することに成功した。これらの黒雲母を系統的に比較することで、Cs吸着能及びK供給能が、植物へのRCs移行に及ぼす影響を明らかにした。

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