検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 35 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

もんじゅ模擬燃料集合体製造に係る技術報告

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB

高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。

報告書

珪質泥岩(稚内層)を対象とした多孔質弾性パラメータ取得試験

青木 智幸*; 谷 卓也*; 坂井 一雄*; 古賀 快尚*; 青柳 和平; 石井 英一

JAEA-Research 2020-002, 83 Pages, 2020/06

JAEA-Research-2020-002.pdf:8.25MB
JAEA-Research-2020-002-appendix(CD-ROM).zip:6.63MB

日本原子力開発研究機構は、新第三紀堆積軟岩を対象とした高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発を目的として、北海道天塩郡幌延町において幌延深地層研究計画を進めている。幌延深地層研究所周辺の地質は、珪藻質泥岩の声問層や珪質泥岩の稚内層で構成され、どちらも珪藻化石を多量に含んでいる。これらの岩石は高い空隙率と低い透水性を示すことから、多孔質弾性論に基づく岩盤挙動の検討が重要であると考えられる。しかしながら、幌延深地層研究所周辺に特徴的な珪藻質泥岩や硬質頁岩については、低透水性であるという岩石の特徴や試験時の制御が容易ではないこと等を要因に、多孔質弾性パラメータの測定実績は多いと言えない状況である。そこで、珪質泥岩(稚内層)を対象として、多孔質弾性パラメータの測定実績を蓄積し、既往の研究で示唆されている拘束圧に対する依存性を確認することを目的として、多孔質弾性パラメータを取得するための岩石三軸試験を実施した。その結果、多孔質弾性パラメータのうち、排水体積弾性係数は拘束圧の増加に伴い大きくなる関係性が確認された。一方、Biot-Wills係数およびSkemptonの間隙水圧係数は、拘束圧の増加に伴い小さくなる傾向が確認された。また、岩石供試体の葉理方向によって拘束圧依存の程度が若干異なることが示唆された。

論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

論文

Probing carbon edge exposure of iron phthalocyanine-based oxygen reduction catalysts by soft X-ray absorption spectroscopy

丹羽 秀治*; 斎藤 信*; 小林 正起*; 原田 慈久*; 尾嶋 正治*; 守屋 彰悟*; 松林 克征*; 難波江 裕太*; 黒木 重樹*; 池田 隆司; et al.

Journal of Power Sources, 223, p.30 - 35, 2013/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:54.86(Chemistry, Physical)

固体高分子形燃料電池用の非白金で、安価で、高性能の炭素正極触媒をデザインするには、酸素還元反応の活性点を明らかにすることが重要である。しかしながら、このような複雑な系においては通常用いられる原子・電子構造プローブにより活性点を直接特定するのは困難である。本研究では、炭素1${it s}$X線吸収分光を用いて鉄フタロシアニンをもとにした触媒の炭素構造を観察し、$$pi^{ast}$$吸収端以下に炭素端の露出を意味する構造を見いだした。またその強度は酸素還元活性とよく相関することがわかった。これらの結果は、炭素1${it s}$X線吸収分光を用いることにより炭素正極触媒における酸素還元活性の評価が端の露出の観点から可能であることを示している。

論文

Study on the oxygen adsorption property of nitrogen-containing metal-free carbon-based cathode catalysts for oxygen reduction reaction

木内 久雄*; 丹羽 秀治*; 小林 正起*; 原田 慈久*; 尾嶋 正治*; 畳開 真之*; 難波江 裕太*; 黒木 重樹*; 柿本 雅明*; 池田 隆司; et al.

Electrochimica Acta, 82(1), p.291 - 295, 2012/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:34.28(Electrochemistry)

含窒素ポリアミド(PA)と窒素を含まないフェノール樹脂(PhRs)由来の金属を含まない炭素触媒への酸素吸着特性を調べた。電気化学分析及びラマン分光からPA由来の炭素触媒はPhRs由来の物よりもより高い2電子酸素還元活性を示し、またより多くの欠陥を含むことがわかった。${it In-situ}$X線光電子分光からグラファイト状窒素が酸素吸着に寄与しPA由来の触媒ではC=Oが主な成分であることがわかった。これらの実験結果はグラファイト状窒素の近傍に吸着したC=O成分が2電子酸素還元の活性点であることを示唆している。

報告書

水プール直接貯蔵方式における使用済燃料冷却特性の検討

藤井 正; 堀 徹; 此村 守; 堺 公明; 小川 伸太; 大木 義久; 大久保 良幸

JNC TN9400 2002-049, 78 Pages, 2002/09

JNC-TN9400-2002-049.pdf:3.72MB

実用化戦略調査研究において概念設計を進めているナトリウム冷却大型炉では、燃料取扱設備の簡素化を図る候補概念として、水プール直接貯蔵方式を検討している。 本概念では、取扱う集合体の崩壊熱量が比較的高い条件(実証炉の炉外貯蔵方式の約4.5倍である18KW)となるため、通常時でのプール浸漬過程や、プール移送中の事故を想定した上部からの注水過程における冷却特性に関する知見が不足している。このため、高発熱燃料の冷却特性を把握することが、プラント概念の成立性を左右する熱流動課題の一つとして指摘されていた。今回、単ピン体系での試験装置を用いて、燃料ピンの熱的条件、集合体出口形状、浸漬速度等をパラメータとした試験を実施し、冷却特性に関して、実機設計に反映できる以下のような基礎的データを取得した。・通常浸漬時の沸騰挙動の可視化やヒータピンの温度変化等により、通常浸漬時の冷却形態を同定した。・ヒータ初期温度と出口部閉塞率が、発熱部全体の冷却終了時間に対する支配因子となる。・試験中のヒータ温度上昇の最大値は、通常浸積時で約4K、注水時に約6Kと小さく、有意な温度上昇を伴うことなく冷却できる。・通常浸漬時には、出口部閉塞率を大きくした条件でも、試験体上部圧力が下部圧力を上回ることはなく、発熱部への水位上昇は阻害されない。

報告書

高速炉燃料集合体ポーラス状局所閉塞事象の研究; 37本ピンバンドルナトリウム試験の事前サブチャンネル解析

飯塚 透; 大木 義久; 川島 滋代*; 西村 元彦; 磯崎 正; 上出 英樹

PNC TN9410 98-022, 58 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-022.pdf:1.72MB

高速炉の集合体内局所事故の安全評価において、微小粒子による厚みのあるポーラス状閉塞を想定した場合、閉塞領域内被覆管のホットスポットの発生位置及び温度を予測することが重要となる。このような課題を念頭に置き、ポーラス状閉塞の熱流動特性を総合的に評価するため、筆者らは、37本ピンバンドルに閉塞物を設置したナトリウム試験(以下、ナトリウム試験と略)を実施する予定である。ナトリウム試験に先立ち、水を作動流体として閉塞物単体の圧力損失測定試験を実施し、閉塞物の圧力損失評価式を求めた。また、ナトリウム試験の試験条件の設定に資することを目的として、ポーラス状閉塞をモデル化することが可能なサブチャンネル解析コードASFRE-IIIによる事前解析を実施した。その結果、今回のナトリウム試験の検討範囲(ヒータピン出力100$$sim$$400W/cm、流量200$$sim$$480l/min)では、最高温度と入口温度との差は出力/流量比にほぼ比例し、ナトリウム試験における目安制限温度650$$^{circ}$$Cを超える加熱条件は、出力/流量比が0.75(W/cm)/(l/min)以上の場合であるとの予測結果を得た。また、解析結果に基づき、試験条件からヒータピン最高温度が予想できるマップを作成した。

報告書

超音波による流速分布計測手法の高度化研究

平林 勝; 小林 順; アキラ トーマス トクヒロ; 大木 義久; 林田 均; 荒 邦章

PNC TN9430 98-002, 29 Pages, 1998/01

PNC-TN9430-98-002.pdf:1.25MB

原子炉工学室では、超音波流速分布測定装置をナトリウムに適用する研究を実施している。現時点では、高温用の超音波トランスデューサを開発し、ナトリウム中の流速分布測定に適用可能なことを確認しているが、今後、解析コードの検証用としても充分な精度をもったデータを取得するためには超音波の散乱現象に対する基礎的な試験も含めた研究が必要であり、最適な信号処理技術の開発が必要である。本報では、原子炉工学室で実施した超音波流速分布測定装置によるナトリウムの流速分布測定結果に対する考察を行うとともに、超音波を用いた計測の基礎理論の現状技術および課題という視点からまとめ、それを踏まえて超音波による流速分布測定手法の高度研究実施する。

報告書

Implementation of a Particle Image Velocimetry (PIV) system; An example application of PIV to wake-flows behind objects

Tokuhiro, Akira; 菱田 公一; 大木 義久

PNC TN9410 96-275, 59 Pages, 1996/10

PNC-TN9410-96-275.pdf:1.66MB

粒子画像流速測定法(PIV)は,流れの中のトレーサー粒子の挙動を画像として記録することにより,流体の流れを測定する技術である。粒子は各フレーム毎に痕跡が記録され,相互相関により,2次元の流速場を得ることが出来る。これにより,3次元の流速場の測定も可能である。この測定法の画像処理にはコンピュータ,CCDカメラ,レーザー光が必要である。レーザーシートは流速場を得るべき面の粒子を発光させるために使用され,粒子と周辺流体とのコントラストを顕著にする。また,トレーサー粒子と流体や流体中を上昇する気泡界面などのレーザー光の反射面をより区別する手法としてレーザー誘起蛍光法(LIF)の適用の考えられる。LIFによる温度場の測定も可能である。本書では,PIVの導入方法について適用事例を通して述べる。適用事例としては,気泡とそれと同等な個体の後流についての試験を行った結果を示す。気泡モデルとして,幅と体積が気泡と同等である個体モデルにより近似できるものとした。この2成分2相流により空間的,時間的に変化する流れに対してのPIVの適用を実証することが出来る。さらに流れ場中の気泡や個体の画像を得るために,赤外線投影法を使用した。レーザーと赤外線の画像をCCDカメラで同時に撮影することにより,流れ場と物体の影を同時に記録できた。2次元流速場と共に,渦度,レイノルズ応力,乱流運動エネルギー(tke)分布を算出した。水による,正方流路内(100mm)対向流(Uavg~0.246m/sec)中に約10mm径の空気泡を入れた試験を行い,次の結果を得た。1)PIVは,気泡とそれと等価な大きさの個体の後方での後流について流れの違いを確認することが出来た。違いは気泡と個体の表面境界条件の違いにより生じるものである。2)気泡後方の後流場は,気泡の振動により空間的,時間的に変化する。すなわち,流速,渦度,乱流運動エネルギー分布は,振動挙動を伴った変化をする。3)気泡は,自分自身の運動によるエネルギー損失を最小にするように振る舞うため,乱流運動エネルギーを後流域に一様に分配するが,個体の場合では,乱流運動エネルギーは個体のごく近傍の制限された領域に分配される。しかしながら,乱流運動エネルギーの値はほぼ同じオーダーであることから,2つのケースでは乱流運動エネルギー散逸のメカニズムが異なっていると推測できる。また,PIVと超音波流速測定法により得られた一部の流速データに関して比較を行った。

報告書

「常陽」高性能炉心の流量調節機構のキャビテーション試験

工藤 文夫*; 佐藤 保廣*; 久我 正二*; 大木 義久*

PNC TJ9214 88-007, 119 Pages, 1988/12

PNC-TJ9214-88-007.pdf:1.87MB

「常陽」高性能炉心の成立性の検討の一環として、連結管およびエントランスノズルのオリフィス孔による流量調節機構の流動特性を把握するとともにキャビテーション発生の有無について観察を行った。キャビテーションの発生は、永久構造物となる連結管において重要である。従って、主に連結管オリフイス孔からのキャビテーション(付着形)の有無に着目して観察を行った。付着形キャビテーションの発生は、第5列炉心領域において認められた。このキャビテーションに対する抑制対策としてエントランスノズル2段目のオリフイス孔を大きくしたエントランスノズルについて試験を行った。その結果、連結管からのキャビテーションの発生は観察されなくなった。これから、設計上最も厳しい第5列炉心領域の連結管のキャビテーション対策の見通しを得ることができた。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」の保全の在り方; 「もんじゅ」保全の特徴と軽水炉保全経験の反映

仲井 悟; 西尾 竜一; 内橋 昌也; 金子 義久; 山下 裕宣*; 山口 篤憲*; 青木 孝行*

no journal, , 

高速増殖炉は、燃料の増殖と放射性廃棄物中のマイナーアクチニドを燃料として再利用できることから、ウラン燃料を有効に利用できるとともに環境負荷を低減できる特長を有している。「もんじゅ」は、原型炉として実証炉・実用炉の設計、運転保守に不可欠な技術を確立する役割、すなわち安全・安定運転を達成しプラントとしての信頼性を実証するとともに、運転経験を通じて、高速増殖炉の運転、保全技術等を確立する。ここでは、冷却材としてナトリウムを用い、軽水炉と異なる固有の設備を有する「もんじゅ」の保全の在り方について、これまでの日本保全学会の「もんじゅ」保全に関する検討について報告する。

口頭

750MWe JSFR金属燃料炉心の設計,2; 炉心核設計

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

no journal, , 

金属燃料照射挙動を炉心核設計に反映し、中型金属燃料炉心を再評価した結果、Naボイド反応度が従来よりも増加したため、炉心・燃料の再設計を行った。燃料インベントリを保存しつつ、燃料ピンを太径化することで、冷却材体積比および炉心高さを低減し、Naボイド反応度を改善した炉心を構築した。

口頭

750MWe JSFR金属燃料炉心の設計,1; 燃料照射挙動評価

太田 宏一*; 大釜 和也; 尾形 孝成*; 生澤 佳久; 大木 繁夫

no journal, , 

照射による金属燃料の軸方向スエリング率やボンドナトリウムの排出率を定量的に評価した。これらを反映させた核特性解析の結果、ドル単位の反応度効果があることが明らかとなった。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,5; 低温処理材料の照射試験

谷口 拓海; 今泉 憲*; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 黒木 亮一郎; 菊地 道生*; 山本 武志*; 金田 由久*; 芳賀 和子*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理から発生する廃棄物をセメント等で低温固化処理する場合の基礎データを取得する目的で、セメント及びAAM(Alkali-activated materials)の試験体を作製し、照射試験を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,6; シミュレーションによる廃棄物中核種インベントリと廃棄体温度の解析

平木 義久; 寺澤 俊春*; 今泉 憲*; 谷口 拓海; 加藤 潤; 大杉 武史; 曽根 智之; 中澤 修; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の汚染水処理から発生する廃棄物を、セメント等で固化処理する場合の放射性核種濃度による上限値を評価する目的で、固化する放射性核種量と廃棄体温度の関係について、放射線輸送コード及び熱解析コードを用いた解析を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,4; 低温処理材料の溶解挙動の評価

金田 由久*; 芳賀 和子*; 柴田 真仁*; 藏永 萌*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 加藤 潤; 大杉 武史; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理から発生する廃棄物をセメント等で低温固化処理する場合の基礎データを取得する目的で、セメント及びAAM(アルカリ活性化材料)の試験体を作製し、溶出試験を行った。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,3; 低温固化処理材料に関する特性評価研究の概要

菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 川戸 陸也*; 金田 由久*; 柴田 真仁*; 芳賀 和子*; 谷口 拓海; 大杉 武史; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理により生じる廃棄物に対する、低温固化処理技術の適用性評価に利用するデータの取得を目的として実施した、セメント固化体およびAAM(アルカリ活性化材料)固化体の特性評価研究の概要を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,7; 様々な容器形状を想定した廃棄物中の核種インベントリによる固化体温度の解析

平木 義久; 榎本 真由*; 寺澤 俊春*; 今泉 憲*; 加藤 潤; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所(福島第一)の汚染水処理から発生する廃棄物を、セメント等で固化処理した場合の固化体の最大温度を評価する目的で、様々な廃棄物保管容器を模擬し、放射線輸送コード及び熱伝搬コードを用いた解析を行った。解析概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,13; 炭酸塩スラリー含有固化体の照射特性

加藤 潤; 今泉 憲*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎; 菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 金田 由久*; 大澤 紀久*

no journal, , 

福島第一原子力発電所で発生する炭酸塩スラリーの模擬スラリーを含有するセメント及びAAM固化体を作製し、$$gamma$$線照射試験における水素ガス発生量を評価した。得られたデータは、既報で報告した廃棄物を含有しない固化体のデータと比較し、炭酸塩スラリーを含有することの水素ガス発生量への影響を評価した。

35 件中 1件目~20件目を表示