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論文

New precise measurement of muonium hyperfine structure interval at J-PARC

上野 恭裕*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 238(1), p.14_1 - 14_6, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.79

MuSEUM is an international collaboration aiming at a new precise measurement of the muonium hyperfine structure at J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex). Utilizing its intense pulsed muon beam, we expect a ten-fold improvement for both measurements at high magnetic field and zero magnetic field. We have developed a sophisticated monitoring system, including a beam profile monitor to measure the 3D distribution of muonium atoms to suppress the systematic uncertainty.

論文

New muonium HFS measurements at J-PARC/MUSE

Strasser, P.*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 237(1), p.124_1 - 124_9, 2016/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:10.17

At the Muon Science Facility (MUSE) of J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex), the MuSEUM collaboration is planning new measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium both at zero field and at high magnetic field. The previous measurements were performed both at LAMPF (Los Alamos Meson Physics Facility) with experimental uncertainties mostly dominated by statistical errors. The new high intensity muon beam that will soon be available at MUSE H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation, and the results of a first commissioning test experiment at zero field are presented.

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

Review of JAEA activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2006

井田 瑞穂; 中村 博雄; 千田 輝夫*; 宮下 誠; 古谷 一幸*; 吉田 英一; 平川 康; 三宅 収; 平林 勝; 荒 邦章; et al.

JAEA-Review 2008-008, 38 Pages, 2008/03

JAEA-Review-2008-008.pdf:9.37MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施中である。IFMIFは核融合炉材料の開発のための十分な照射体積を有する強力な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、中性子の核発熱によりターゲット背面壁に熱応力が発生する。さらに、ベリリウム-7をはじめとする放射性核種が発生する。本報告では、平成18年度の原子力機構におけるターゲット系の主要な活動として、核発熱条件下でのターゲット背面壁の熱応力解析,その材料の溶接後の機械特性の試験,リチウムループ内でのベリリウム-7挙動とそれによる作業員被曝の評価、及び原子力機構を中心に実施予定の工学実証・工学設計タスクの検討結果を取りまとめた。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」詳細設計におけるナトリウム燃焼解析(研究報告書)

岡部 綾夫; 大貫 康二; 菊池 裕彦; 内橋 昌也; 西林 洋平; 池田 真輝典; 三宅 収

JNC-TN2400 2003-005, 62 Pages, 2004/03

JNC-TN2400-2003-005.pdf:2.41MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい対策について,詳細設計の妥当性を確認するため,ナトリウム燃焼解析コード ASSCOPS version 2.1 を使用し,2次主冷却系設備におけるナトリウム漏えい時の床ライナへの影響解析(ナトリウム燃焼解析)を実施した。本報告書は,ナトリウム燃焼解析で得られた床ライナ温度及び水素濃度等をまとめたものである。詳細設計構造を反映したナトリウム燃焼解析の結果,大規模及び中規模のナトリウム漏えい時の配管室の床ライナの温度上昇は,低減されることを確認した。また,流出・移送過程において,ナトリウムと水分との反応により生成された水素濃度の最高値は,水素燃焼に関する判断基準の4%未満にとどまることが確認された。貯留後のナトリウムプール中におけるナトリウムと水酸化ナトリウムの反応による水素濃度の最高値についても,同様に,判断基準の4%未満にとどまることが確認された。

報告書

蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャ型破損評価手法の整備と適用(Ⅳ)

三宅 収; 浜田 広次; 田辺 裕美; 和田 雄作; 宮川 明; 岡部 綾夫; 中井 良大; 広井 博

JNC-TN2400 2003-003, 225 Pages, 2004/02

JNC-TN2400-2003-003.pdf:40.45MB

高速増殖炉の蒸気発生器における伝熱管破損事故(ナトリウム-水反応事故)の評価に関連して、事故発生時の高温ラプチャ型破損による隣接伝熱管への破損伝播の有無に係る評価手法を整備した。また、この評価手法を用いて「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管の健全性を評価した結果について整理した。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明;ナトリウム漏えい燃焼実験,2

内山 尚基; 高井 俊秀; 西村 正弘; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

PNC-TN9410 97-051, 383 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-051.pdf:15.15MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、原子炉補助建屋部分モデル試験装置(SOLFA-1 :コンクリート製矩形セル)内に模擬漏えい配管、換気空調ダクト、グレーチングおよび床ライナ等を実機と同様に配置して、ナトリウム漏えい燃焼実験を行った。本実験の目的は、ナトリウム漏えい燃焼挙動、換気空調ダクト・グレーチングの破損挙動、床ライナ・コンクリートへの影響を確認することであった。試験後、各種の分析・調査を行い、以下の結果を得た。(1)ナトリウム漏えい燃焼挙動:漏えい初期のナトリウム落下状況は、液滴状で換気空調ダクトに跳ね返り広範囲に飛散した。一部は、換気空調ダクト表面を伝わってコラム状に流れ、さらにグレーチング、ガス温度測定用サポートに当たり液滴となって飛散した。(2)換気空調ダクト、グレーチングの破損挙動:換気空調ダクトは600$$sim$$700$$^{circ}$$Cで推移し、温度計直下周辺に「もんじゅ」より大きな欠損部が認められた。グレーチングは600$$sim$$900$$^{circ}$$C(最高温度1000$$^{circ}$$C程度)で推移し、温度計直下近傍に「もんじゅ」で見られた半楕円状の欠損ではなく、グレーチング長手方向に広い2山形状の欠損が認められた。(3)床ライナへの影響:床ライナ温度は主に800$$sim$$850$$^{circ}$$Cで推移し、3時間20分後頃に1000$$^{circ}$$Cを越えた。表面は波打つように変形して、温度計直下周辺 約1m$$times$$1mの範囲に大小5個の破損孔が認められた。また、温度計直下を中心に、北側と西側に減肉の大きい範囲が分布していた。(4)コンクリートへの影響:壁、天井コンクリートは、強度測定・化学分析結果について実験前調査結果と比較して有意な差はみられず、健全性は保たれていた。床コンクリートは、ナトリウム化合物の床ライナ下部への侵入により、最大8cmの浸食がみられた。当該部では、圧縮強度に対し静弾性係数が低く、熱負荷の影響がみられたが、圧縮強度は設計基準値以上であった。(5)ナトリウム燃焼生成物の化学組成:床ライナ上の堆積物は水酸化ナトリウムとNaFe複合酸化物Na$$_{5}$$FeO$$_{4}$$が多く含まれており、床ライナ上に約5cm以下の厚さに広く比較的平坦に堆積していた。実験実施から3日後に行われたセル内観察によると、温度計直下から遠いセル入り口側床ライナ上には、深さ約1cmの潮解液プール(水以外の主成分は水酸化ナトリウムと炭酸ナトリウム)が形成されていた。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明; ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験

下山 一仁; 西村 正弘; 宇佐美 正行; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

PNC-TN9410 97-085, 163 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-97-085.pdf:6.17MB

「もんじゅ」2次主冷却系でのナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、動燃大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置SOFT-1を用いた燃焼実験を2回実施した。本実験の目的は、破損した温度計からのナトリウムの漏えい速度と漏えい形態の確認、温度計周辺の配管保温構造とフレキシブルチューブへの影響の確認、及び温度計の温度履歴の「もんじゅ」との比較である。漏えい速度は、実験に用いた模擬温度検出器の流路が確保された条件で56($$pm$$2)g/secが得られた。この漏えい速度を「もんじゅ」事故当該部に補正し53g/secの値を得た。ただし、熱電対ウェル先端アニュラス部の流路断面積は公称寸法を、また漏えいナトリウムの加圧圧力は漏えい期間中の最高圧力値1.65kg/cm$$^{2}$$Gとした。漏えい形態について、特に初期の挙動は温度検出器コネクタとフレキシブルチューブの接続状態が漏えいナトリウムの落下の様子に影響を与える。第1回実験では、「もんじゅ」事故後に現場で確認された状況に合わせて、チューブを始めから外して実験を開始したのに対し、第2回実験では接続した状態で実験を開始した。第2回実験では、漏えい開始から17秒後にチューブをコネクタのエルボ部に固定するふくろナットによる接続が外れて、第1回実験の初期状態と同じになった。接続が外れるまでの漏えい形態は、エルボ部継ぎ目からの液滴の飛散やチューブの被覆を貫いて流線状の流れが特徴的であったのに対し、接続が外れてからの漏えい形態は、チューブの内外を伝って最下端部から連続的に滴下する流れが主流であり、時折散発的にエルボ部付近からの飛散が見られた。配管保温構造(外装板等)への影響については、第1回実験においてコネクタのエルボ部に近い部分の外装板に腐食による穴が開いたが、第2回では特に穴等の損傷は見られず、その差はナトリウム漏えい時間の違いによると考えられる。温度検出器の熱電対信号は、「もんじゅ」の当該温度と極めて良く似た挙動が得られ、ナトリウムの流出と熱電対信号履歴の関係を十分説明できることが確認できた。

報告書

Validation of CONTAIN Coade for Sodium Aerosol Behavior

清野 裕; 三宅 収; 森川 智; 姫野 嘉昭

PNC-TN9410 91-025, 12 Pages, 1990/01

PNC-TN9410-91-025.pdf:0.43MB

None

報告書

Comparison of Sofire-MII Predictions with the Results of German FAUNA F5 and F6 Tests

三宅 収; 川部 隆平; 姫野 嘉昭; 宮口 公秀

PNC-TN941 85-67, 43 Pages, 1985/03

PNC-TN941-85-67.pdf:0.78MB

None

口頭

超臨界CO$$_{2}$$ガスタービン発電高速炉の開発,4; サイクル模擬試験ループによる性能試験結果

佐藤 博之; 三宅 収; 石塚 隆雄*; 武藤 康*; 加藤 恭義*

no journal, , 

超臨界CO$$_{2}$$ガスタービンサイクル実用化に向け、模擬試験ループを製作し、臨界点近傍における圧縮機の仕事低減効果,新型再生熱交換器の伝熱性能,ループ運転性に関する試験を実施し、それらの特性を把握した。

口頭

超臨界CO$$_{2}$$ガスタービン発電高速炉の開発,5; 構造材の超臨界CO$$_{2}$$中腐食試験

古川 智弘; 青砥 紀身; 三宅 収; 加藤 恭義*

no journal, , 

高速炉構造材料候補材である12Cr鋼及び316FR鋼を対象に、10MPa, 400-600$$^{circ}$$Cの超臨界CO$$_{2}$$中において5,000時間までの材料腐食試験を実施し、それらの腐食挙動を評価した。

口頭

高温化を目指した蒸気発生器の水漏えいに関する研究,速報

浜田 広次; 三宅 収; 宮原 信哉

no journal, , 

高性能化に向けてナトリウム高温化を目指した将来の蒸気発生器を想定し、より厳しくなる中規模水漏えい条件でナトリウム-水反応実験を行い、反応ジェットの温度分布特性やこれが隣接伝熱管へ及ぼす影響を把握した。詳細なデータ分析結果や解析コードの検証等については次報以降で述べる。

口頭

高温超臨界CO$$_{2}$$中における12Cr鋼の浸炭挙動

古川 智弘; 青砥 紀身; 三宅 収; 加藤 恭義*

no journal, , 

高温の超臨界CO$$_{2}$$中に浸漬された12Cr鋼腐食試験材について、電子線プローブマイクロアナライザ(EPMA)による浸炭測定を行い、浸炭挙動を評価した。その結果、浸炭量評価式の係数項である浸炭速度定数(Kp$$_{(C)}$$)には良好な1/T温度依存性が示され、浸炭量をよく記述できることがわかった。

口頭

Compatibility of core and structural materials of FBRs with the coolants; Lead bismuth eutectic and supercritical CO$$_{2}$$

古川 智弘; 青砥 紀身; 三宅 収; 井上 賢紀; 浅山 泰; 加藤 恭義*

no journal, , 

鉛ビスマス共晶合金や超臨界二酸化炭素を冷却材として用いる革新的高速増殖炉の開発課題の一つに、高温における炉心・構造材料の腐食が挙げられる。(独)日本原子力研究開発機構(JAEA)では、これら革新的な冷却材中における炉心・構造材料の腐食研究を2001年度より実施している。本発表では、JAEAにおけるこれまでの本件に関する研究成果について述べる。

口頭

高速炉を利用した高温照射技術の開発,2; 合金溶融型温度モニタの開発

板垣 亘; 曽我 知則; 馬場 信一; 両角 勝文; 青山 卓史; 三宅 収

no journal, , 

高速炉を利用した高温照射技術開発の一環として、1000$$^{circ}$$C以上の高温領域で照射温度の測定を可能とする合金溶融型温度モニタの開発を行っている。合金溶融型温度モニタは、融点の異なる複数の合金を容器の中に装填し、金属の溶融による形状変化の痕跡から照射温度を評価するものである。温度モニタの開発にあたっては、多様な照射ニーズに応えるため、幅広い温度領域を網羅する合金を選定し、溶融によって形状変化が生じる温度を正確に把握する必要がある。そこで、700$$^{circ}$$Cから1500$$^{circ}$$Cで溶融する金,銀,パラジウム,銅等の合金を選定し、示差走査熱量測定装置を用いた加熱試験を実施した。その結果、各合金の固相線・液相線温度の実測値と溶融による形状変化の挙動を確認し、有意な形状変化を示さなかった一部の合金を除いては、温度モニタ材として適用できる見通しを得た。

口頭

高速炉を利用した高温照射技術の開発,1; 開発計画

曽我 知則; 両角 勝文; 青山 卓史; 三宅 収

no journal, , 

高速実験炉「常陽」は、世界有数の重照射施設であるが、これまで材料照射温度の実績は800$$^{circ}$$C以下に留まっている。高温ガス炉や核融合炉用材料の高温・高dpa領域での中性子照射効果の研究に高速炉を利用するため、高温照射キャプセルと高温モニタの開発に取り組んでいる。高温照射キャプセルは、高$$gamma$$発熱体であるタングステンホルダーを設置した構造を検討し、パラメータ解析により、800$$^{circ}$$C$$sim$$1500$$^{circ}$$C程度の温度設定の見通しを得た。現在、高温ガス炉用材料等の照射要求に基づく設計作業を進めている。高温モニタについては、その溶融範囲を確認することで照射温度を評価する合金溶融型温度モニタを開発している。現在は700$$^{circ}$$C$$sim$$1500$$^{circ}$$Cに融点を持つ合金について溶融時の形状変化特性等を確認する炉外試験を実施中であり、今後1$$sim$$2年で必要なデータを完備する計画である。また、「常陽」再起動後は、高温照射キャプセル及び高温モニタの性能を評価するための照射試験を計画している。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,2; 実炉組合照射(JRR-3$$Leftrightarrow$$常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の報告

松井 義典; 高橋 広幸; 市瀬 健一; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 岩松 重美; 米川 実; 伊藤 和寛; 山本 雅也; 曽我 知則; et al.

no journal, , 

平成18年度から文部科学省の受託事業として「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」を実施している。この研究開発において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な照射材を高速炉の常陽と研究炉のJRR-3との相互組合せ照射により、約2年間の短期間で取得した。この常陽及びJRR-3の照射を実施するにあたり、日本原子力研究開発機構の大洗研究開発センター及び原子力科学研究所の各原子炉施設及び各ホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)を利用する全体計画,各施設作業及び照射結果等について報告する。

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