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論文

Establishment of reasonable 2-D model to investigate heat transfer and flow characteristics by using scale model of vessel cooling system for HTTR

高田 昌二; Ngarayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 沢 和弘*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00536_1 - 19-00536_12, 2020/06

高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200$$^{circ}$$C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できる$$kappa$$-$$omega$$-SSTモデルを選定し、従来の$$kappa$$-$$varepsilon$$モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。この結果、圧力容器上部にホットスポットがなく、模擬炉心により加熱された高温のヘリウムガスが乱流によりよく混合され圧力容器上部を均一に加熱する様子を適切に評価した。

論文

Verification of safety margin of reactor pressure vessel exposed to various thermal transients based on probabilistic approach

鈴木 雅秀*; 村上 健太*; 鈴木 峻史*; 岡山 龍太*; 勝山 仁哉; Li, Y.

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 11(4), p.172 - 178, 2020/02

原子炉圧力容器の健全性は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象を考慮して、想定欠陥に対する破壊力学的評価により確認することとなっている。現在の原子力プラントで使用されている決定論的評価による安全裕度(温度裕度)と、確率論的破壊力学コードPASCAL3及びPASCAL4.0を用いて求めた条件付き亀裂進展・破壊確率の関係について、様々な熱過渡を考慮して検討した。その結果、温度裕度と条件付き亀裂進展確率には一定の相関があることが分かった。一方、条件付き破壊確率については、過渡中の亀裂伝播停止の影響や再加圧の影響等から、温度裕度とのよい相関はみられなかった。このことから、特に弁の開固着に関する再加圧を伴う過渡を考慮する場合に、確率論的手法が有用であると考えられる。

論文

Establishment of numerical model to investigate heat transfer and flow characteristics by using scale model of vessel cooling system for HTTR

高田 昌二; Ngarayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 澤 和彦*

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

高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200$$^{circ}$$C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できるk-$$omega$$-SSTモデルを選定し、従来のk-$$varepsilon$$モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。このことから、k-$$omega$$-SSTモデルは、圧力容器上部の温度分布を剥離、再付着および遷移流れを再現できたと考えられ、本モデルはVCSの温度評価の精度向上に有効であることを明らかにした。

論文

Modelling of cesium chemisorption under nuclear power plant severe accident conditions

Miradji, F.; 鈴木 知史; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 逢坂 正彦; Barrachin, M.*; Do, T. M. D.*; 村上 健太*; 鈴木 雅秀*

Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 21 Pages, 2019/03

Under the scope of analyses of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) Severe Accident (SA), estimation of Cs distribution, especially localization in the upper part of the core, has large uncertainties partly caused by the current implemented Cs-chemisorption models in SA analysis codes. This is in part due to the scarce knowledge related to Cs chemisorption mechanisms onto structure surfaces. The objective of this work is, therefore, to improve Cs chemisorption models by consolidation and extension of knowledge in the chemical process of Cs chemisorption. In this study, we will present in the first part experimental tests for grasping the phenomenology of Cs chemisorption onto stainless steel (SS) surfaces under reproductive conditions of 1F SA. The chemical factors involving in the Cs chemisorption process were investigated and implemented in an improved Cs chemisorption model based on a mass transfer theory. The second part of the study will discuss further improvement of built Cs chemisorption model to take into account revaporizaton process of Cs chemisorbed species. For such improvement, the thermodynamic properties of all possible Cs-(Fe)-Si-O chemisorbed species were provided using first-principles calculations. In the last part of the study, chemical equilibrium calculations were conducted to evaluate the relative stability of possible Cs-(Fe)-Si-O chemisorbed species in SA conditions.

報告書

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

論文

改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器の耐震座屈評価法に関する研究

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 久保 幸士*; 佐藤 健一郎*; 若井 隆純; 下村 健太

日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.591 - 595, 2017/10

次世代高速炉の容器は、容器径が増大し、相対的に薄肉化することに加え、近年の想定地震荷重の増大に対応するため水平免震化されることにより、長周期の水平地震荷重が負荷された状態で、相対的に大きな鉛直荷重を繰り返し受けることになる。加えて、容器材料として、従来のオーステナイト系ステンレス鋼のほか、高降伏応力かつ加工硬化係数の小さい改良9Cr-1Mo鋼の適用も見込まれる。高速炉高温構造設計規格で規定されている座屈評価法は、厚肉容器の塑性座屈を主対象としており、繰返し荷重の影響も考慮されていない。そこで、既往研究の知見も踏まえ、薄肉円筒容器構造の軸圧縮、曲げ、せん断の弾性座屈とそれらの相互作用、および鉛直荷重の繰返し負荷による座屈荷重低下を考慮でき、かつ改良9Cr-1Mo鋼製容器にも適用可能な新たな座屈評価式を提案し、改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器に対する座屈試験と数値解析を実施し、当該座屈評価法の適用性と解析精度を検討した。

報告書

日本-IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要; 2016年

山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.

JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-002.pdf:9.41MB

IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。

論文

Sagittal focusing of synchrotron radiation X-rays using a winged crystal

二澤 宏司*; 米田 安宏; 上野 剛*; 村上 博則*; 岡島 由佳*; 山本 健一郎*; 仙波 泰徳*; 上杉 健太朗*; 田中 義人*; 山本 雅樹*; et al.

Journal of Synchrotron Radiation, 20(2), p.219 - 225, 2013/03

 被引用回数:11 パーセンタイル:39.85(Instruments & Instrumentation)

シリコン(111)結晶を用いた放射光X線のサジタル集光を行った。結晶弯曲時に生じるアンチクラシカル歪みを軽減するために溝型結晶を用いたが、この結晶には理想的な凹面曲げを実現するために結晶の外形寸法に黄金比と呼ばれる律速があると信じられてきた。しかし、我々は、この従来の黄金比を大きく逸脱するアスペクト比の結晶においても良好なサジタル集光が可能であることを示した。理論上、偏光電磁石ビームラインの発光点サイズと同等のビームサイズまで集光可能であるため、この手法はタンパク構造解析などにも広く適用することが可能である。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成21年度報告

亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 市毛 悟; 栗本 宜孝; 星野 清一; 赤木 洋介; 佐藤 信之; 村上 裕*; et al.

JAEA-Research 2011-002, 82 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2011-002.pdf:5.64MB

TRU廃棄物の地層処分研究開発については国の全体基本計画に基づき、併置処分の評価にかかわる信頼性向上,ジェネリックな評価基盤の拡充及び幅広い地質環境に柔軟に対応するための代替技術開発が進められている。原子力機構においても処理,処分の両面で全体基本計画のなかの分担課題に取り組んでいる。本年報は平成21年度のそれらの進捗を記すもので、具体的課題としては、(1)ニアフィールドの構造力学評価(構造力学評価モデルの開発・整備,岩盤クリープモデルの導入及び検証計算,処分施設の長期的な変形挙動解析),(2)性能評価(核種移行データ取得・整備,セメント変質,高アルカリ性環境における緩衝材及び岩盤の長期化学挙動,硝酸塩影響)及び(3)代替技術(硝酸塩分解技術)である。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成20年度報告

亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 松田 節郎; 市毛 悟; 高橋 邦明; et al.

JAEA-Research 2009-046, 80 Pages, 2010/01

JAEA-Research-2009-046.pdf:9.1MB

TRU廃棄物の地層処分研究開発については国の全体基本計画に基づき、併置処分の評価にかかわる信頼性向上,ジェネリックな評価基盤の拡充及び幅広い地質環境に柔軟に対応するための代替技術開発が進められている。原子力機構においても処理,処分の両面で全体基本計画のなかの分担課題に取り組んでいる。本年報は平成20年度のそれらの進捗を記すもので、具体的課題としては、(1)ニアフィールドの構造力学評価(構造力学評価モデルの開発・整備,岩盤クリープモデルの導入及び検証計算,処分施設の長期的な変形挙動解析),(2)性能評価(核種移行データ取得・整備,セメント変質,高アルカリ性環境における緩衝材及び岩盤の長期化学挙動,硝酸塩影響)、及び(3)代替技術(硝酸塩分解技術)である。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成19年度報告

亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 松田 節郎; 市毛 悟; 高橋 邦明; et al.

JAEA-Research 2008-082, 84 Pages, 2008/11

JAEA-Research-2008-082.pdf:2.52MB
JAEA-Research-2008-082(errata).pdf:0.15MB

TRU廃棄物の地層処分研究開発については国の全体基本計画に基づき、併置処分の評価にかかわる信頼性向上,ジェネリックな評価基盤の拡充及び幅広い地質環境に柔軟に対応するための代替技術開発が進められている。JAEAにおいても処理,処分の両面で全体基本計画の中の分担課題に取り組んでいる。本年報は平成19年度のそれらの進捗を記すもので、具体的課題としては、(1)TRU廃棄物の処理・廃棄体化技術(廃棄物の開梱・分別へのか焼技術の適用性,廃棄体の品質保証・検認手法),(2)ニアフィールドの構造力学評価(構造力学評価モデルの開発・整備,岩盤クリープモデルの導入,岩盤及び人工バリア変形の連成解析),(3)性能評価(核種移行データ取得・整備,セメント変質,高アルカリ性環境における緩衝材及び岩盤の長期化学挙動,硝酸塩影響)及び(4)代替技術(硝酸塩分解技術)である。

論文

The H-Invitational Database (H-InvDB); A Comprehensive annotation resource for human genes and transcripts

山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.

Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01

 被引用回数:50 パーセンタイル:23.98(Biochemistry & Molecular Biology)

ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成18年度報告

亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 中西 博*; 佐々木 良一*; 市毛 悟*; et al.

JAEA-Research 2007-067, 130 Pages, 2007/09

JAEA-Research-2007-067.pdf:28.78MB

第2次TRUレポートの出版を踏まえ、資源エネルギー庁と日本原子力研究開発機構は、我が国のTRU廃棄物の地層処分に関する基本方針及び事業計画を策定し、公表した。この年報は、TRU廃棄物とその地層処分について概要をまとめつつ、そこに示された個別課題のうち、日本原子力研究開発機構に割り当てられたものについて、その目標と進捗を記すものである。その具体的課題とは次のとおりである。TRU廃棄物の処理及び廃棄体化技術,ニアフィールドの力学評価,核種移行データ取得,セメント・ベントナイト・岩盤の変質,硝酸塩の影響,処分システムの性能評価、さらに代替技術としての硝酸塩分解技術である。

論文

Resonant X-ray magnetic diffraction experiments on SmB$$_2$$C$$_2$$

稲見 俊哉; 本間 徹生*; 筒井 智嗣*; 犬童 健太郎*; 小野寺 秀也*; 石井 賢司; 大和田 謙二; 葛下 かおり*; 中尾 裕則*; 村上 洋一*

Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 310(2, Part1), p.748 - 750, 2007/03

われわれはSmB$$_2$$C$$_2$$$$T_{rm N2}$$=37Kと$$T_{rm N1}$$=51Kの逐次相転移を共鳴X線回折で調べた。強い共鳴回折がSmの$$L_3$$吸収端で$$T_{rm N2}$$以下では101反射に観測され、一方、中間相では、非整合な$${vec Q}$$=(1$$pmdelta$$, $$pmdelta$$,1)の位置に観測された($$delta$$=0.13)。したがって、SmB$$_2$$C$$_2$$の逐次相転移は整合-非整合磁気相転移であることがわかった。

論文

JIS Z 4511の改正と実用測定器校正に関する現状と今後のあり方について,1

村上 博幸; 南 賢太郎*

Radioisotopes, 53(3), p.197 - 205, 2004/03

JIS Z 4511は、外部放射線測定器の校正方法及び国家標準とのトレーサビリティの確保の仕方などについて定めたもので、1975年の制定以来測定器の品質管理と信頼性向上に貢献してきた。本年度の改訂版では実用測定器の校正手法が明確化されたほか、新たに確認校正の考え方が導入されるなど、現場の測定者及び測定器管理者による簡便でかつ実効的な測定器の品質管理のあり方が盛り込まれた。本報では上記のような観点から今回の同JIS改正内容の概略を紹介する。

論文

Results of the IAEA/RCA personal dosemeter intercomparison in the Asian and Pacific region

村上 博幸; 南 賢太郎; R.V.Griffith*

Radiation Protection Dosimetry, 54(1), p.19 - 23, 1994/00

本報は、1990年から1992年にかけて実施されたIAEA/RCA個人線量相互比較の結果報告書である。上記相互比較にはアジア太平洋地域の14の国(日本を含む)から合せて17機関が参加した。相互比較の結果は、測定値と照射量の違いにより評価され、測定器の違い、線質の違い、校正条件の違い等様々な角度から分析された。計3回実施された相互比較により、各国の個人線量測定技術力の向上に同相互比較プログラムが大きく貢献したことが確認された。

論文

個人線量計国際相互比較

村上 博幸; 南 賢太郎

Radioisotopes, 42(11), p.647 - 658, 1993/11

個人線量計相互比較は、個人線量計の性能および同測定技術の検証手段として世界的に広く実施されている。IAEAは、加盟各国の個人線量測定技術力の把握とICRUの新測定量の導入に係わる影響調査を目的として、1988年から二度にわたって個人線量計相互比較を実施した。原研は現行のフィルムバッジにより同相互比較に参加した。本報では同IAEA相互比較について詳しく紹介すると共に、原研がこれに参加したことにより得られた成果等について報告する。

論文

個人線量測定用ガラス線量計の基本特性

石川 達也*; 村上 博幸; 南 賢太郎

フィルムバッジニュース, 0(200), p.3 - 8, 1993/08

ガラス線量計はデータの保存性や安定性など優れた特長を有している。近年、ガス(窒素)レーザーを利用した紫外線励起法の開発によりプレドース等の諸問題が解決され、個人線量計としての利用が大いに期待されている。線量計測課では、このガラス線量計に着目し、実際の個人モニタリングへの導入を目的として各種基本特性を調査した。本報は、上記調査結果すなわちガラス線量計の基本的特性を広く紹介するものである。

論文

外部放射線に対する防護のための計測線量

村上 博幸; 南 賢太郎

日本原子力学会誌, 33(8), p.747 - 756, 1991/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

国際放射線防護委員会(ICRP)は1977年勧告で、計測が困難な実効線量当量と同量に基づいた線量限度を導入した。このため外部放射線を対象とした放射線管理において実行線量当量に対応した計測可能な線量の導入が必要となった。国際放射線単位計測委員会(ICRU)はこの要求を満たすため、1985年の報告書の中で新しい計測線量として「Operational Quantity」を導入し、放射線防護の分野における線量計測概念の確立を図った。本稿ではこの新しい計測線量の意味とその実際的な測定方法等について記述する。

論文

放射線防護のための線量測定の考え方

南賢 太郎; 村上 博幸

放計協ニュース, (7), p.2 - 3, 1990/00

実効線量当量の直接的な測定は困難であるので、実効線量当量を安全側に評価できる放射線防護のための実用的な線量当量体系が作られた。それはICRU球を用い、この球を面平行光子場にレセプタして置いた時、表面より1cm、3mm、70$$mu$$mの深さの点で発生する線量を各々規格化し、これを実用的な測定線量(Operational quantity又はMonitoring quantity)として用いることである。この場合の放射線防護の単位の意味について以下に報告する。

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