Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Faenov, A.*; 松林 政仁; Pikuz, T.*; 福田 祐仁; 神門 正城; 安田 良; 飯倉 寛; 野島 健大; 酒井 卓郎; 塩澤 方浩*; et al.
High Power Laser Science and Engineering, 3, p.e27_1 - e27_9, 2015/10
被引用回数：10 パーセンタイル：49.69(Optics)This paper describes an overview of our recent discovery - clear demonstration that LiF crystals can be efficiently used as a high-performance neutron imaging detector based on optically stimulated luminescence of color centers generated by neutron irradiation. It is shown that the neutron images we have obtained are almost free from granular noise, have a spatial resolution of 5.4 
m and a linear response with a dynamic range of at least 10
. The high contrast and good sensitivity of LiF crystals allow us to distinguish two holes with less than 2% transmittance difference. We propose to use such detectors in areas where high spatial resolution with high image gradation resolution is needed, including diagnostics of different plasma sources such as laser and z-pinch produced plasmas.
安田 良; 日塔 光一*; 小長井 主税*; 塩澤 方浩*; 竹中 信幸*; 浅野 等*; 村川 英樹*; 杉本 勝美*; 野島 健大; 林田 洋寿; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 651(1), p.268 - 272, 2011/09
被引用回数：7 パーセンタイル：48.91(Instruments & Instrumentation)中性子ラジオグラフィは、燃料電池内部の水分布可視化に有効な技術である。本研究では、高輝度・高空間分解能中性子イメージング検出器の中性子イメージインテンシファイアを用いて、小型燃料電池内部を発電開始からフラッディングに起因すると考えられる電圧降下までの過程を連続的に観察した。発電過程において、電池中心部から水が生成し、徐々に流路端部の両側から滞留していく様子を確認した。一方で、発電時の電池電圧は水分の滞留とともに低下し、流路端部の水滴が結合した直後に急激な電圧降下が生じ発電を停止している。本稿では、こうした結果に加え、発電に伴う生成水の挙動と電圧変化との相関に関する考察したことについて述べる。
安田 良; 塩澤 方浩*; 片桐 政樹*; 竹中 信幸*; 酒井 卓郎; 林田 洋寿; 松林 政仁
電気化学および工業物理化学, 79(8), p.614 - 619, 2011/08
被引用回数：1 パーセンタイル：2.43(Electrochemistry)Neutron radiography is a useful tool for visualization of water distribution in fuel cells. In this study, we prepared a high spatial resolution neutron imaging system and small-sized fuel cell, and observed the through-plane water distribution in the fuel cell after operation. Fuel cell operations were carried out while varying the gas flow rate in the constant current mode. In low flow rate conditions, voltage decreased as operation time increased, and dropped below 0.2 V at 7.5 min. In neutron images obtained after fuel cell operation, water distribution was observed around the membrane electrode assembly (MEA) at the beginning of the operation and expanded over time to the gas diffusion layer (GDL) and channel on the cathode side. In higher flow rate conditions, fuel cell operation was more stable than in the low flow rate conditions. Neutron imaging results suggest that stable fuel cell operation is attributable to water discharge due to expulsion by the gas flow.
石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策
炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02
現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950
の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。
数土 幸夫; 星屋 泰二; 石原 正博; 柴田 大受; 石野 栞*; 寺井 隆幸*; 奥 達雄*; 本橋 嘉信*; 田川 精一*; 勝村 庸介*; et al.
Proceedings of OECD/NEA 2nd Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High-temperature Engineering, p.39 - 50, 2001/00
原研では、高温における照射によって、従来は実現できなかった新素材の創製,新しい化学反応プロセスの開発,炉内計測技術開発等を目指した高温工学に関する先端的基礎研究を進めている。本発表では、これまでの予備試験結果として、(1)新素材・材料開発(高温高性能SiC半導体の中性子転換ドーピング,高温酸化物超電導体の照射改質,耐熱型炭素・SiC系複合材料の機構解明),(2)高温放射線化学(高温放射線場の特異反応等),(3)高温炉内計装技術開発(耐熱・耐放射線光ファイバ)に関する最近の成果概要を総括するとともに、HTTR照射試験に向けての国際協力を視野にいれた今後の計画を報告する。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 神戸 護*
Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. I, 0, p.575 - 580, 1995/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物は、黒鉛素材の段階で受入検査として超音波探傷試験(UT)を行うことになっている。多孔質材料の黒鉛材料は、金属材料と特性が異なるため、既に確立されている金属材料に対するUT方法を、直接黒鉛材料に適用できない。このため、黒鉛素材に対するUT方法を策定し、これに基づいてHTTRの受入検査を実施した。本研究により得られた結論は以下のとおりである。(1)原子炉級黒鉛素材に対するUT方法を策定した。(2)ノイズエコー高さと引張強度に相関が認められた。(3)本UT方法をHTTRの受入検査に用い、その有効性を実証した。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策
Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. II, 0, p.491 - 496, 1995/00
表面破壊と内部破壊の破壊モードを考慮した競合リスク理論に基づく黒鉛材料の破壊特性評価モデルを開発した。評価モデルでは、いわゆるWeakest Link Theoryの考え方を取り入れ、強度分布にワイブル分布を採用している。また、表面破壊の支配的な領域として黒鉛材料の最大粒径の体積を考慮した。評価モデルで用いる入力データは、表面破壊と内部破壊の生じ易いと考えられる引張強度試験の結果より定めた。HTTR用炉心支持黒鉛(PGX黒鉛)に対する4点曲げ試験及び炉心支持黒鉛構造物を模擬した1/4スケール部分モデルの破壊試験を実施し、本評価モデルの妥当性を明らかにした。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 辻 延昌*
JAERI-Tech 94-035, 61 Pages, 1994/12
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物には、耐熱特性に優れた黒鉛及び炭素材料が用いられる。これらの材料は脆性材料であるために、加工や取扱い工程において表面に割れ等が生じる可能性がある。そこで、外規模検査における合否の判定基準を定めるために、構造物の表面に生じる割れ等に対する許容欠陥寸法を定量的に求めることが必要である。このため、本報告では黒鉛及び炭素材料に対する許容欠陥寸法を破壊力学的観点から検討し、定量的に定めた。
石原 正博; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 大岡 紀一; 神戸 護*; 高橋 正昭*
JAERI-M 93-252, 39 Pages, 1994/01
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物のうち、原子炉級準等方性PGX黒鉛構造物の受入検査として渦流探傷試験を計画している。多孔質材料である黒鉛材料は、金属材料と特性が異なり、鋼構造物等の金属材料に対して確立された渦流探傷試験方法をそのまま黒鉛構造物に適用できない。このため、原子炉級微粒等方性IG-110黒鉛については、既に渦流探傷試験の方法等を策定した。しかしながら、PGX黒鉛は、IG-110黒鉛に比べ粒径が大きく、さらにより気孔径も大きく探傷面での表面状態に相違があるため、渦流探傷試験による欠陥の検出性が異なり、IG-110黒鉛に対する規定をそのまま適用できない。このため、PGX黒鉛の欠陥の検出性を調べ渦流探傷試験の方法及び条件を策定した。
石原 正博; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 大岡 紀一; 神戸 護*; 高橋 正昭*; 田中 康博*; 進藤 嘉久*; 河江 秀俊*
JAERI-M 93-197, 44 Pages, 1993/09
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物のうち原子炉級微粒等方性IG-110黒鉛製品に対しては、非破壊検査として渦流探傷試験を計画している。金属材料に対する渦流探傷試験の実績は十分有り、その検査基準は確立されている。しかしながら、多孔質材料の黒鉛材料は金属材料と特性が異なるため、鋼構造物の渦流探傷試験方法をそのまま黒鉛構造物に適用できない。このため、IG-110黒鉛製品を対象とした渦流探傷傷試験の方法及び条件を明確にした。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 白井 浩史*; 多喜川 昇*
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. C; SMiRT 12, p.167 - 172, 1993/00
HTTRの炉内黒鉛構造物の寿命は、中性子照射による残留ひずみに起因する照射応力により決定される。この照射応力の評価には、炉内黒鉛構造物の温度分布、中性子照射量及びこれらの履歴を考慮する必要があり、計算コードによる解析以外に応力の厳しい箇所を選定することができない。そこで、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価のために、応力の厳しいブロックを選定する簡易粘弾性応力解析コードと、選定後に詳細な応力解析を実施する有限要素法による粘弾性応力解析コードを組み合わせ、効率的に黒鉛構造物の健全性が評価できる応力解析コードシステムを確立した。本論文では、この計算コードシステムによるHTTR燃料体の健全性評価結果を示し、HTTRに限らず他のガス炉にも有用であることを論じた。
伊与久 達夫; 二川 正敏; 白井 浩*; 塩沢 周策; 石原 正博; 多喜川 昇*
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. K; SMiRT 12, p.97 - 102, 1993/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物は、耐震解析上、炉心黒鉛ブロックと炉床部黒鉛構造物を個別に扱っている。本論文は、その相互連成効果を振動試験及び解析により検討した結果をまとめたものである。得られた主要な結果は以下のとおりである。(1)炉心黒鉛ブロックの最大応答値は、炉床部構造を連成させることにより、単独で得られる値よりも減少することが分かった。(2)炉床部構造に用いているキー構造に作用する衝突力は、炉心黒鉛ブロックの影響を受けないことが分かった。(3)サポートポストに作用する垂直荷重は、搭載重量が増加するに従い、動的荷重集中係数C値は減少する。
伊与久 達夫; 石原 正博; 白井 浩史*; 塩沢 周策; 湊 和生
JAERI-M 92-019, 64 Pages, 1992/02
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心黒鉛構造物は、高速中性子照射下で照射寸法変化(照射収縮)を示すとともにHTTRの使用温度域においてクリープ挙動を示す。このため、HTTRの燃料体等の炉心黒鉛構造物の構造設計には、これ等の挙動を考慮した熱・照射応力解析コードVIENUSを用いることとしている。本コードは有限要素法による2次元線形粘弾性応力解析コードで、高速中性子の照射環境下での黒鉛の物性値の変化、熱ひずみ、照射による寸法変化及びクリープ現象を考慮した解析が可能である。本コードの有効性を明らかにするため、第8次OGL-1燃料体の照射試験及びPeach Bottom炉(米国)の燃料体の照射試験結果に基づき検証解析を実施した。本報告は、このコード検証結果についてまとめたものである。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-154, 39 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物用として使用される材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)、原子炉級準等方性黒鉛(PGX黒鉛)及びASR-ORB炭素であり、現在までこれらの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心支持黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心支持黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
豊田 純二; 伊与久 達夫; 石原 正博; 多喜川 昇; 塩沢 周策
JAERI-M 91-102, 61 Pages, 1991/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物に使用される黒鉛及び炭素材料の検査基準に関しては、国内では一部JIS規格等において材料の規格を示したものはあるが、原子炉の主要構造物として規定したものはない。また、外国においても原子炉用構造物として受入れ検査の実績はあるものの明確に基準を設けてはいない。このため、HTTRの黒鉛及び炭素材料の受入れに際して、検査基準を定める必要がある。そこで、原研において所内外の専門家の協力も得て、HTTRの炉心及び炉心支持黒鉛構造物の構造設計の考え方並びに米国の高温ガス炉用黒鉛構造物、国内の黒鉛構造物等に関する検査を参考にHTTRの黒鉛検査基準を策定した。本報告書は、この黒鉛検査基準及びその解説についてまとめたもので、HTTRの黒鉛及び炭素構造物の検査は本基準に基づいて行う予定である。
伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策
JAERI-M 91-083, 31 Pages, 1991/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告は、HTTRの燃料体等の炉心黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、酸化評価に対する考え方、照射挙動を考慮した熱・照射応力解析手法等について、具体的に解説したものである。
伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策
JAERI-M 91-070, 32 Pages, 1991/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告はHTTRの炉心支持黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心支持黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、その他特別な荷重制限の考え方、酸化評価に対する考え方等について、具体的に解説したものである。
伊与久 達夫; 塩沢 周策; 石原 正博; 荒井 長利; 奥 達雄*
Nucl. Eng. Des., 132, p.23 - 30, 1991/00
被引用回数：23 パーセンタイル：89.72(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内構造物は、主に、耐熱性に優れた黒鉛材料により構成している。黒鉛材料は延性は僅かであり、金属材料に比べ応力-ひずみ特性等が異なり、既に確立している金属構造物の技術基準を直接黒鉛構造物に適用することは出来ない。そのため、原研において、HTTR用に黒鉛構造設計方針を策定した。本方針は、米国ASMEで提案している高温ガス炉用炉心支持黒鉛構造物の技術基準:SecIII,Div.2 Subsection CE(draft)を参考にし、多軸破壊、軸圧縮制限、酸化効果及び品質管理の項目を独自に定めている。本報は、HTTRの黒鉛構造物の説明と黒鉛構造物の設計方針について、特にASME CEコードとの相違を中心に述べたものである。
林田 洋寿; 安田 良; 本田 充紀; 野島 健大; 飯倉 寛; 酒井 卓郎; 松林 政仁; 塩澤 方浩*; 新田 高弘*; 礒貝 勇児*
no journal, ,
燃料電池開発において、フラッディング時の生成水の挙動を解明することは重要なテーマの一つである。また、実際の燃料電池の発電では、燃料電池内部が加圧条件下で発電されることがあり、加圧下でのフラッディングにおける生成水の挙動解明も重要視されている。これらのニーズに対してわれわれは中性子ラジオグラフィによる燃料電池内部の可視化を試みた。本実験に際して、燃料電池発電に必要なガス供給システムを、JRR-3M 7RポートThermal Neutron Radiography Facilityに導入した。本供給システムでは背圧により200kPa(絶対圧)を上限として加圧発電が可能である。実験では、100kPa及び200kPaの2条件において、フラッディング現象時の生成水の可視化を行った。ガス流量は両条件ともに水素20cc/min.,空気30cc/min.であった。定電流0.3A(電流密度0.15A/cm
)の負荷開始後、背圧100kPaでは3分,6分,10分(フラッディング)、200kPaでは3分,7分(フラッディング)の経過時刻においてラジオグラフィ撮影を行った。測定の結果、カソード側流路及び、高分子膜表面に水が生成される様子が観測された。また、両圧力条件下において生成水発生の傾向には特徴的な差異はなく、圧力による影響はみられなかった。
