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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.
丸山 結; 杉山 智之*; 島田 亜佐子; Lind, T.*; Bentaib, A.*; Sogalla, M.*; Pellegrini, M.*; Albright, L.*; Clayton, D.*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4782 - 4795, 2023/08
The Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) (ARC-F) project was initiated in January 2019 for three years with 22 signatories from 12 countries. Three main tasks were implemented in the ARC-F project, which were relevant to 1) refinement of analysis for accident scenarios and associated fission product (FP) transport and dispersion, 2) compilation and management of data and information, and 3) discussion for the next-phase project. Various activities were performed in Task 1, covering improvement of analysis for accident scenarios, and in-depth analyses for specific phenomena such as in-vessel melt progression, molten core/concrete interaction, FP transport and source term, hydrogen combustion and atmospheric dispersion of FPs. Through these studies, analyses for accident scenarios with severe accident codes were refined and important phenomena with large uncertainties were clarified. In order to share well selected and organized information from the FDNPS with the project partners, two databases, information source database and sample database, were built under Task 2. The analysis techniques including the separation of iodine species were developed also in Task 2 and applied to the analysis of FPs in several samples taken from the FDNPS. The next-phase project was discussed in Task 3, resulting in launching the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Information Collection and Evaluation (FACE) project. The FACE project officially started in July 2022 with the participation of 23 organizations from 12 countries and the European Commission.
Lind, T.*; Herranz, L. E.*; Sonnenkalb, M.*; 丸山 結
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 15 Pages, 2022/03
The accident progression and fission product release from the three damaged units of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant were systematically investigated in the OECD/NEA BSAF project phases 1 and 2. As a result of those investigations, a good progress was achieved in establishing defendable accident scenarios and the corresponding fission product releases to the environment. Nonetheless, there are some areas requiring further work, particularly concerning fission product behavior. They are addressed in the OECD/NEA project "Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi NPS" (ARC-F). Based on the outcome of the BSAF project, several focus areas were selected for further investigations in the ARC-F project, one of them being the behavior of fission products and source term. In this paper, five topics which were ranked with a high significance as open issues based on the BSAF project regarding fission product behavior are discussed: 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. Significant progress has been made in these five topics in the ARC-F project. In this paper, background is given for choosing these topics for specific investigations based on the outcome of the BSAF project. The topics are described and the approach to study them in the ARC-F given along with some exemplary, preliminary results. Finally, the readers' attention is drawn to open issues which are not included in the ARC-F work scope and could need further attention.
Gupta, S.*; Herranz, L. E.*; Lebel, L. S.*; Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Marchetto, C.*; 丸山 結; Dehbi, A.*; Suckow, D.*; K
rkel, T.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
Pool scrubbing is a major topic in water cooled nuclear reactor technology as it is one of the means for mitigating the source-term to the environment during a severe accident. Pool scrubbing phenomena include coupled interactions between bubble hydrodynamics, aerosols and gaseous radionuclides retention mechanisms under a broad range of thermal-hydraulic conditions as per accident scenarios. Modeling pool scrubbing in some relevant accident scenarios has shown to be affected by substantial uncertainties. In this context, IPRESCA (Integration of Pool scrubbing Research to Enhance Source-term CAlculations) project aims to promote a better integration of international research activities related to pool scrubbing by providing support in experimental research to broaden the current knowledge and database, and by supporting analytical research to facilitate systematic validation and model enhancement of the existing pool scrubbing codes. The project consortium includes more than 30 organisations from 15 countries involving research institutes, universities, TSOs, and industry. For IPRESCA activities, partners join the project with in-kind contributions. IPRESCA operates under NUGENIA Technical Area 2/SARNET (Severe Accident) - Sub Technical Area 2.4 (Source-term). The present paper provides an introduction and overview of the IPRESCA project, including its objectives, organizational structure and the main outcomes of completed activities. Furthermore, key activities currently ongoing or planned in the project framework are also discussed.
丸山 龍治; 山崎 大; 青木 裕之; 阿久津 和宏*; 花島 隆泰*; 宮田 登*; 曽山 和彦; Bigault, T.*; Saerbeck, T.*; Courtois, P.*
Journal of Applied Physics, 130(8), p.083904_1 - 083904_10, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：27.71(Physics, Applied)Ferromagnetic (FM) interlayer exchange coupling of ion-beam sputtered Fe/Ge multilayers was investigated by off-specular polarized neutron scattering measurements. We observed a monotonously growing correlation of magnetic moments in the out-of-plane direction with decreasing Ge thickness. The results of the Fe/Ge multilayers were used to invoke FM interlayer exchange coupling in a neutron polarizing supermirror in order to extend its bandwidth. Typically, the bandwidth is limited due to a Curie temperature close to room temperature of the thinnest Fe layers with less than 3 nm. We propose a modified layer sequence of the neutron polarizing supermirror, where the minimum Fe thickness was set to 3.5 nm whereas the Ge thickness was reduced. A performance test of the neutron polarizing supermirror showed that the FM interlayer exchange coupling contributed to the presence of the magnetization comparable to the bulk and resulted in a marked extension in the bandwidth.
Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.
Nuclear Technology, 206(9), p.1449 - 1463, 2020/09
被引用回数：35 パーセンタイル：98.28(Nuclear Science & Technology)The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (BSAF) project, which started in 2012 and continued until 2018, was one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi. The project, divided into two phases addressed the investigation of the accident at Unit 1, 2 and 3 by Severe Accident (SA) codes until 500 h focusing on thermal-hydraulics, core relocation, Molten Corium Concrete Interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, Reactor Pressure Vessel (RPV) and Primary Containment Vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS signatures. The combination of code results and inspections (muon radiography, PCV inspection) has provided a picture of the current status of the debris distribution and plant status. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with Unit 1 and Unit 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RPV and into cavity floor, RPV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RPV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in detail further aspects of the Fukushima Daiichi accident.
丸山 龍治; Bigault, T.*; Saerbeck, T.*; Honecker, D.*; 曽山 和彦; Courtois, P.*
Crystals (Internet), 9(8), p.383_1 - 383_13, 2019/08
被引用回数：6 パーセンタイル：58.9(Crystallography)中性子偏極スーパーミラーを偏極中性子散乱測定に用いる際には、試料の磁化や中性子ビームの偏極率への影響を小さく抑えるために、これを構成する多層膜が磁気的にソフトであることが重要である。これらの多層膜は交換結合長(数十nm)よりも小さい結晶粒から構成され、磁気特性はバルクとは異なり隣り合うスピン間での交換相互作用による結晶磁気異方性の平均化(ランダム異方性モデル)によって理解される。本研究では、多層膜の面内磁気構造の磁場依存性を斜入射偏極中性子散乱を用いて観察することにより、我々の系が本モデルに従うかどうかに関する検証を行った。実験によって得られた散乱データは歪曲波ボルン近似による散乱強度分布シミュレーションにより解析され、磁化の方向が揃った領域は0.5
1.1
m程度の範囲内で磁化の反転過程において大きく変化しないという結果が得られた、これは、磁化の過程がバルクで見られる磁壁の形成と移動ではなくコヒーレントな磁気モーメントの回転によることを意味する。今後は、このモデルの適応範囲等について研究を進め、多層膜の磁気特性を支配するメカニズムに関する理解を深めることが重要である。
Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1147 - 1162, 2019/08
The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of the Fukushima Daiichi NPS project (BSAF) has started in 2012 until 2018 as one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi NPS. The project addressed the investigation of the accident at Units 1, 2 and 3 by severe accident (SA) codes focusing on thermal-hydraulics, core relocation, molten core/concrete interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, reactor vessel (RV) and primary containment vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS measurement. The combination of code results and inspections has provided a picture of the current state of the debris distribution and plant state. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with units 1 and 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RV and into cavity floor, RV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in details further aspects of the Fukushima Daiichi NPS accident.
Bentaib, A.*; Chaumeix, N.*; Grosseuvres, R.*; Bleyer, A.*; Gastaldo, L.*; Maas, L.*; Jallais, S.*; Vyazmina, E.*; Kudriakov, S.*; Studer, E.*; et al.
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10
In the framework of the French MITHYGENE project, the new highly instrumented ENACCEF2 facility was built at the Institut de Combustion Aerothermique Reactivite et Environnement (ICARE) of the Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS) in Orleans (France) to address the flame propagation in hydrogen combustion during a severe accident. The ENACCEF2 facility is a vertical tube of 7.65 m height and 0.23 m inner diameter. In the lower part of the tube, annular obstacles are installed to promote turbulent flame propagation. At the initiative of the MITHYGENE project consortium and the European Technical Safety Organisation Network (ETSON), a benchmark on hydrogen combustion was organised with the goal to identify the current level of the computational tools in the area of hydrogen combustion simulation under conditions typical for safety considerations for NPP. In the proposed paper, the simulation results obtained by participating organizations, using both Computational Fluid Dynamics (CFD) and lumped-parameter computer codes, are compared to experimental results and analysed.
丸山 龍治; Bigault, T.*; Wildes, A. R.*; Dewhurst, C. D.*; Saerbeck, T.*; Honecker, D.*; 山崎 大; 曽山 和彦; Courtois, P.*
Journal of Physics; Conference Series, 862(1), p.012017_1 - 012017_6, 2017/06
被引用回数：6 パーセンタイル：90.27(Physics, Multidisciplinary)中性子偏極スーパーミラーを偏極中性子散乱測定に用いる際には、試料の磁化や中性子ビームの偏極率への影響を小さく抑えるために、これを構成する多層膜が磁気的にソフトであることが重要である。これらの多層膜は交換結合長(数十nm)よりもサイズの小さい結晶粒から構成され、磁気特性はバルクとは異なり隣り合うスピン間での交換相互作用による結晶磁気異方性の平均化(ランダム異方性モデル)によって理解される。本研究では、磁化の過程における多層膜の面内磁気構造を偏極中性子非鏡面反射及び斜入射小角散乱を用いて測定し、散乱データの歪曲波ボルン近似による散乱強度分布シミュレーションを行うことにより面内方向の長さスケールの異なる非鏡面反射と斜入射小角散乱で得られたデータの比較を行った。本発表では2つの散乱手法の特徴や適応可能な面内構造の長さスケールの範囲に関する議論を行う。
Lee, T.-G.*; 安武 伸俊*; 丸山 敏毅; 巽 敏隆*
Proceedings of Science (Internet), 281, p.326_1 - 326_8, 2017/05
We discuss the possibility of a multidimensional structure of inhomogeneous chiral condensates, which might be realized in cold and dense quark matter or the core of compact stars. For one-dimensional structures, the system becomes unstable at finite temperature due to the Landau-Peierls instability attributed to the excitation of the Nambu-Goldstone modes, with the result that there is no long-range order, while quasi-long-range order is realized instead. On the other hand, chirally inhomogeneous phases with two- or three-dimensional modulations may be realized as a true long-range ordered phase at any temperature, as inferred from the Landau-Peierls theorem. We here consider possible strategies to explore a multidimensional structure of chiral crystals.
Lee, T.-G.*; 西山 和也*; 安武 伸俊*; 丸山 敏毅; 巽 敏隆*
JPS Conference Proceedings (Internet), 14, p.020808_1 - 020808_3, 2017/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.03(Astronomy & Astrophysics)We explore the multi-dimensional structure of inhomogeneous chiral condensates in quark matter. For a one-dimensional structure, the system becomes unstable at finite temperature due to the Nambu-Goldstone excitations. However, inhomogeneous chiral condensates with multi-dimensional modulations may be realized as a true long-range order at any temperature, as inferred from the Landau Peierls theorem. We here present some possible strategies for searching the multi-dimensional structure of chiral crystals.
丸山 龍治; Bigault, T.*; Wildes, A. R.*; Dewhurst, C. D.*; 曽山 和彦; Courtois, P.*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 819, p.37 - 53, 2016/05
被引用回数：8 パーセンタイル：60.26(Instruments & Instrumentation)中性子偏極スーパーミラーを偏極中性子散乱測定に用いる際には、試料の磁化や中性子ビームの偏極率への影響を小さく抑えるために、これを構成する多層膜が磁気的にソフトであることが重要である。これらの多層膜は交換結合長(数十nm)よりもサイズの小さい結晶粒から構成され、磁気特性はバルクとは異なり隣り合うスピン間での交換相互作用による結晶磁気異方性の平均化(ランダム異方性モデル)によって理解される。本研究では、磁化の過程における多層膜の面内磁気構造を斜入射偏極中性子散乱を用いて観察することにより、上記モデルが我々の対象とする系に適応可能であるかどうかに関する検証を行った。実験によって得られた散乱データは歪曲波ボルン近似による散乱強度分布シミュレーションにより解析され、面内方向で磁化の方向が揃った領域の大きさ(数百nm)が結晶粒サイズ(
nm)よりもずっと大きいという上記モデルに従う結果が得られた。今後は、このモデルの適応範囲や異なる系に対する適応可能性等について研究を進め、多層膜の磁気特性を支配するメカニズムに関する理解を深めることが重要である。
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
線と中性子が生成され、宇宙線起源の線なども検出された。これらの結果について報告する。
鳥井原 誠*; 丸山 誠*; 桑原 徹*; 鈴木 健一郎*
JNC TJ7400 2005-032, 206 Pages, 2003/02
JNC-TJ7400-2005-032.PDF:29.17MB
結晶質岩の脆性破壊現象を解明し、そのメカニズムをモデル化することは掘削損傷領域の物性評価において重要となる。本研究では、花崗岩を対象として、脆性破壊過程における岩石中のクラックの進展を構造解析、一軸および三軸圧縮/伸長試験、弾性波速度、比抵抗値の計測および、空洞模型試験により調べた。その結果、以下の知見を得た。(1)3次元構造解析の結果、脆性破壊の進行に伴い発生・進展するクラックは、破壊応力の90%から100%に達するまでの間、そのクラック直径が増加するにも関わらず、クラック個数密度は変化しない。(2)多方向の弾性波速度計測から決まる2階のテンソルとクラックテンソルは強い相関がある。(3)短期と長期のクラック進展メカニズムを考慮し、クラックの進展条件においてはクラック間の相互干渉効果を考慮したマイクロメカニクスに基づく解析モデルの適用性を示した。(4)複雑な応力履歴を受ける岩盤内空洞への適用を目的に空洞模型試験を実施し、空洞の周辺岩盤の脆性破壊過程をAE監視等により、損傷の進展として捕らえることができた。(5)クラックの進展による透水性の変化を考慮していくため、クラックテンソルによる透水係数の評価式を提案し、その有効性を示した。
solutions羽場 宏光; 塚田 和明; 浅井 雅人; 後藤 真一*; 豊嶋 厚史; 西中 一朗; 秋山 和彦; 平田 勝; 市川 進一; 永目 諭一郎; et al.
Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 3(1), p.143 - 146, 2002/06
われわれの研究グループでは、超アクチノイド元素である104番元素ラザホージウム(Rf)の溶液化学実験を進めている。まず、Rfの同族元素Zr並びにHfに加え擬4族元素Thの放射性トレーサーを製造し、バッチ法により1.1-13.1M HNO並びに1.0-11.5M HCl系における陰イオン交換分配係数を系統的に測定した。また、Rfの単一原子の化学実験を行うために、繰り返し実験が可能な迅速イオン交換分離装置(AIDA)を開発した。原研タンデム加速器を用いて、
Ge(
O,xn),Gd(O,xn)並びに
Cm(O,5n)反応によってそれぞれ 
Zr,
Hf並びに
Rfを製造し、4.0-11.5M HCl並びに8.0M HNO系における陰イオン交換実験を行った。塩酸系では、7.0-11.5Mの範囲でRfの分配係数は塩酸濃度の増加とともに急激に増加し、陰イオン塩化物錯体([Rf(OH)Cl
]
,[RfCl
])の形成を示唆した。また、樹脂への吸着性の強さは、Rf
ZrHfの順であることがわかった。一方、8.0M HNO系では、Rfは同族元素ZrとHfと同様に陰イオン交換樹脂に対して低い吸着性を示し、ThやPuと全く異なることがわかった。
湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 丸山 結; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 吉野 丈人*; 鈴木 健祐*; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.231 - 235, 2000/11
日本原子力研究所におけるWIND計画では、原子炉冷却系配管内でのFPエアロゾルの挙動を確認することを目的に配管内エアロゾル挙動試験を実施しており、試験の解析を通してFP移行沈着挙動を精度よく予測する解析モデルの整備と検証を行っている。配管内エアロゾル挙動試験の一つである再蒸発試験の沈着段階(WAV4-D)について、原研が開発したARTコード及び米国SNLが開発したVICTORIAコードを用いて解析し、試験結果と比較して解析モデルの適応性を検討した。試験では擬似FPとしてCsIを用いており、PWR冷却系配管を模擬するために試験部床部にメタホウ酸を装荷している。ホウ酸を考慮しない解析ではARTとVICTORIAの結果がよく一致することを確認した。また、ホウ酸の影響を考慮することで、解析結果が試験結果に近くなることを確認した。
大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.519 - 525, 2000/03
被引用回数：24 パーセンタイル：59.01(Physics, Fluids & Plasmas)ITER(国際熱核融合実験炉)の燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い、制御をより良いものにするため「その場」での効率的なトリチウム計量技術が原研トリチウム工学研究室で開発された。レーザーラマン分光法を用いた燃料プロセスガスの遠隔・多点分析法が開発、試験され、120秒の測定時間に0.3kPaの検出限界で水素同位体を測定できることが実証された。25gのトリチウム貯蔵容量を持った「通気式」熱量ベッドが開発され、100gのトリチウム貯蔵容量を持ったベッドの設計においてもITERで要求される検出限界1%(1g)を満足することを実証した。これらの計量技術の開発はITER工学設計活動の下で行われ、それぞれITERの最終設計において取り入れられている。本論文においては、それぞれのシステムの概要及び実証試験の結果について述べた。
山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03
被引用回数：6 パーセンタイル：21.01(Physics, Fluids & Plasmas)原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。
日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 丸山 結; 吉野 丈人*; 杉本 純
NEA/CSNI/R(98)4, 14 Pages, 2000/02
シビアアクシデント時の層流条件下の曲管内におけるCsIエアロゾル挙動を調べるため、原研では直角の曲部を持つ可視化用石英管を用いてWAVE実験を行った。また、曲管の方向がエアロゾル挙動に及ぼす影響を調べるため、下流側が水平、鉛直上向き、下向きの3ケースについて実験を行い、それらを原研の3次元熱流動解析コードWINDFLOW及びエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。その結果、エアロゾルの主要な沈着機構はガスの温度勾配に依存する熱泳動であるため、WINDFLOWによって計算された曲管部の詳細な熱流動をART計算に反映させることにより、曲管付近の沈着現象を適切に再現できた。しかしながら、鉛直曲管については、低温の内壁に沿って下降流が発生するため、その影響を考慮して熱泳動モデルの主要なパラメータである熱拡散境界層厚さ及びヌッセルト数を再評価する必要を明らかにした。
