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水田 義明*; 金子 勝比古*; 松木 浩二*; 菅原 勝彦*; 須藤 茂昭*; 平野 享; 丹野 剛男; 松井 裕哉
JAEA-Research 2010-011, 35 Pages, 2010/06
JAEA-Research-2010-011.pdf:4.42MB
坑道掘削において3次元場における岩盤の初期応力を精度よく把握するには、広範囲の地質条件の不確定要素や不均一性などを扱わずに済む、坑道位置での調査が望ましい。しかしながら、地層処分の場合のように数平方kmスケールの地下構造物を建設するとなると、坑道位置での多数の調査を行うことは経済的に困難と考えられる。そこで、限られた数のボーリング孔の掘削による調査結果を用いて、任意地点の初期応力を予測する手法の開発が課題とされた。本報告書は、この課題の解決を目的として2004年度から2006年度まで、核燃料サイクル開発機構(現;日本原子力研究開発機構)が社団法人資源・素材学会に委託した「3次元応力場同定手法の高度化に関する研究」について成果をとりまとめたものである。本委託研究では初期応力評価の例題として東濃地域を取り上げた。はじめに数km
数kmの領域の数値モデルを作成し、その領域内で実施した初期応力測定結果を拘束条件とする逆解析を行った。逆解析により領域内の広域応力・広域ひずみが得られ、これを用いた順解析は同領域内の任意地点の初期応力の平均的状態をおおむね予測していることを確認した。
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：51 パーセンタイル：71.25(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。
菅原 正明*; 丸山 亮*; 神原 洋*
JNC TJ7420 2005-047, 79 Pages, 2003/03
JNC-TJ7420-2005-047.pdf:12.71MB
断層運動による地下水流動への影響を調査する手法の開発に資するため,断層中に胚胎するとされる豊羽鉱脈鉱床の形状について情報を収集し,整理・解析した。豊羽鉱床を代表する4系統の鉱脈群(但馬-播磨,出雲-信濃,宗谷,空知)について,複数レベルの鉱脈平面図及び断面図をスキャンすることにより鉱脈の3次元的な分布特徴を画像データとして記録し,豊羽鉱床の代表的鉱脈の形態的特徴を鉱脈図,地質鉱床断面図及び鉱床スケッチを基に主要レベルごとに抽出した。鉱脈の形状は,浅部から深部に向かって,膨縮に富んだサイモイドカーブ脈
比較的一定の脈幅を有する緩いサイモイドカーブ脈比較的一定の脈幅を有する直線性に富んだ脈の順に変化する傾向が認められる。これは封圧の増加に対応して形成された剪断性割れ目の形状特性と考えられる。豊羽鉱山で求められた鉱脈のトレース長分布は,大津ほか(2001)で示された不確実性の幅の中にほぼ入っていることから,亀裂トレース長累積頻度分布は,規模,地域,岩種を問わず,ほぼ同一直線上にのると考えられる。
菅原 悟; 照沼 幸司; 鴨志田 洋
Proceedings of 1st Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydrqulics and Safety (NTHAS 98), p.335 - 341, 1998/00
炉内に装荷された燃料集合体は、集合体内の軸方向及び径方向に非均一な分布を持つのみならず燃料棒内にも径方向に非均一な分布を持つ。そのため、燃料棒の表面熱流束は周方向に非均一な分布(「熱流束傾斜」)を呈 することになる。しかし、これまでの実規模模擬燃料集合体を電気加熱して行う伝熱流動試験では、技術上の困難さ等から、全世界的に、集合体内の非均一な出力分布は模擬できても燃料棒表面熱流束の周方向の非均一性は模擬できていなかった。ただし、ATRやCANDU炉のような圧力管型炉では、一般に、ドライアウトが出力の高い外層燃料棒においてかつ熱流束傾斜によって熱流束が低くなるバンドル中心部に面した位置で発生するため、熱流束傾斜を考慮しなくともドライアウト実験は保守側の結果を与えると評価していた。本研究では、熱流束傾斜を考慮していない従来のドライアウト実験の保守性を定量的に明らかにすることを目的として、燃料棒
前田 誠一郎; 猪原 敏照; 飯島 隆; 清野 英昭; 小林 哲朗*; 竹内 道雄; 菅原 悟; 松本 光雄
動燃技報, (94), p.36 - 52, 1995/06
ATRの炉心設計手法に関し、「ふげん」運転開始以降も、燃料の高燃焼度化、チャンネル出力の増加、設計裕度の適切化等に対応するため、高度化に係わる研究開発を進めてきた。これらの研究開発成果により、ATR実証炉の炉心設計手法は、「ふげん」設計手法から、格子計算コードを「METHUSELAH-II」から「WIMS-ATR」に変更、燃料の熱的裕度指標をMCHFRからMCPRへ変更等の高度化を図っている。これらの高度化した手法による出力分布予測及び熱的裕度予測の評価を、「ふげん」運転実績データ並びに大洗工学センターDCA、HTL等による実規模模擬試験結果を用いて実施しており、その精度評価から、実証炉の設計計算誤差等を設定するとともに、ATR炉心設計手法を確立した。
プラグ)における流動挙動の解析的検討村松 壽晴; 菅原 悟
PNC TN9410 93-031, 53 Pages, 1993/01
新型転換炉「ふげん」発電所において,平成4年10月18日,タービン建屋1階高圧タービン前部軸受台付近からの蒸気微小漏洩が発見された。この原因は,比較的湿り度の高い蒸気流の一部がプラグ部に流入する環境下において,プラグ材料が適切でなかったために生じたエロージョンによるものであると結論づけられた。本報では,汎用多次元コードAQUAを用いた多次元流動解析により,当該部位での流動状況を解析的に検討すると共に,改良型プラグ(形状および材質)が設置された条件での解析により,エロージョン発生防止に関する効果を明らかにした。得られた結果は,次の通りである。(1)既設プラグ条件において,高圧タービン出口配管内蒸気平均流速を41.3m/s(100%)から31.3m/s(75.8%)に低下させた場合には,プラグ内流速成分最大値の低下は約84%となる。(2)改良型プラグ条件におけるプラグ内流速成分最大値は,既設プラグ条件での値の約0.44%となり,エロージョン発生を効果的に防止できると考えられる。本作業は,本社動力炉開発推進本部ふげん計画管理課からの依頼に基づいて行ったものである。
村松 壽晴; 一宮 正和; 山口 彰; 中大路 道彦; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 92-352, 62 Pages, 1992/11
大洗工学センター技術開発部プラント工学室では,電気事業者によるFBR実証炉の設計研究を適切に支援するため,大型FBR設計研究の一環として,電気出力60万kW級のプラントを対象に設計研究作業を実施してきている。この内,上部プレナム内に発生する熱流動挙動は,プラント設計自体に直接影響を及ぼすと考えられることから,平成2年度より単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いた評価解析を継続して実施してきている。平成4年度上期の作業では,液面近傍流速低減化方策の一つとしてBaffle Ring設備及びPorous UIS設備を取り上げ,その有効性を明かした。具体的には,原子炉容器壁へのBaffle Ring設備とPorous型UIS設備を検討の対象とし,以下の結果を得た。〔Baffle Ring設備〕(1)原子炉容器壁に設置するBaffle Ring幅は,20cmの場合よりも40cmとした場合の方が液面近傍流速低減化に有効である。(2)上記設備の採用により,液面近傍最大流速を約40cm/sまで低減させることができる。〔Porous UIS設備〕(1)UISスカート部とUIS胴上部との流配は,50%-50%とした場合が最も効果的に液面最大流速を低減化することができる。(2)上記設備の採用により,液面近傍最大流速を約52cm/sまで低減させることができる。更に,上記解析結果を踏まえ,ガス巻き込み防止のための原子炉構造として,Bafflering設備(40cm幅2段)とPorous UIS設備(流配条件50%-50%)との組み合わせを提案し,解析を行った。この結果,液面近傍最大流速値として,約0.33m/sが得られた。
早船 浩樹; 岡野 豊明; 菅原 悟
PNC TN9410 92-062, 20 Pages, 1992/05
高速増殖原型炉「もんじゅ」の「1次主冷却系配管大口径破損事象(Loss of Pipe Integrity;LOPI 以下LOPI事象と略す)」の事象推移について補強するために、ナトリウム沸騰試験によるデータの拡充とそのデータに基づく炉心冷却能力の詳細な解析を行った。プラント過渡応答試験施設(Plant Dynamics Test Loop;PLANDTL)を用いたLOPI事象を模擬した過渡試験、並びに崩壊熱沸騰試験装置を用いた崩壊熱出力レベルでの定常ドライアウト試験により、ナトリウム沸騰試験データベースを拡充するとともに、事象推移を解析するためのコードを検証するためのデータを得た。これらの試験結果の解析を通じて検証したSSC(Super System Code)コード及びSABENAコードを用いて「もんじゅ」のLOPI事象について解析を行い、設置許可申請書の添付書類に記載の炉心冷却能力の解析結果が、事象推移を包絡し、十分な保守性を有することを確認した。
村松 壽晴; 村田 正幸*; 家田 芳明; 山口 彰; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 91-318, 48 Pages, 1991/10
大洗工学センター技術開発部プラント工学室で設計研究が進められている大型炉について、液面近傍流速を効果的に低減させ得る原子炉構造を得ること(カバーガス巻き込み防止の観点)を目的として、単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いて検討を行った。具体的には、液面近傍に部分的に設置するディッププレート(部分ディッププレート)を対象とし、その設置条件(深さおよび幅)を変化させてその効果を明らかにした。得られた結果は、次の通りである。1)今回解析をい行った部分ディッププレート設置条件では、その深さを0.75m、その幅を1.905mとした場合に、最も液面近傍流速が低減できることが示された。この条件での値は、約0.33m/sであり、もんじゅでの値にほぼ等しい。2)温度成層化現象の発生の程度では、もんじゅ条件を上回る445度C/mの値が計算された。部分ディッププレート設備を採用する際には、温度成層化現象を積極的に解消させるための設備対応が必要となる。3)系統熱過渡特性では、もんじゅ条件(最大-0.28
C/s)を若干上回る最大-0.51C/sの値が計算された。4)周方向温度分布特性に関しては、最大約67C/mの値が計算された。この値は、ディッププレートを設置しない場合の約5倍の値に相当する。
村松 壽晴; 村田 正幸*; 家田 芳明; 山口 彰; 永田 敬; 菅原 悟
PNC TN9410 91-089, 130 Pages, 1991/03
大洗工学センター技術開発部プラント工学室で設計研究が進められている大型炉について、燃料交換作業環境の向上要求(内筒設備の廃止)を受け、内筒設備を設置した場合と同等な系統熱過渡特性を実現できる上部プレナム構造を得ることを目的として、多次元熱流動コードAQUAを用いて検討を行なった。具体的には、出口配管の周囲を覆う様に配置された外筒構造2種類(標準型、長尺型)を検討の対象とし、手動トリップ事象を模擬した解析をAQUAコードにより行った。AQUAコードによる解析解を分析した結果、以下の結論が得られた。1) 何れの外筒設備を採用した場合にも、系統熱過渡特性は内筒設備を設置した場合(-0.7度C/s) と同等あるいはそれ以下の条件範囲(-0.5度C/m) に収まる。2) 温度成層化現象に関しては、内筒を設置しない条件(最大70度C/m) の軸方向温度勾配が300 秒間発生)と同等な結果を与え、また発生する温度勾配の継続時間から構造健全性上問題になるとは考えられない。3) 周方向温度分布特性に関しては、長尺型外筒設備(モデルB)を採用した場合、内筒を設置しない条件での値(最大34度C/m) の約3倍の周方向温度分布が計算された。なお、もう一方の標準外筒設備(モデルA)を採用した場合は、最大14度C/mの周方向温度勾配であった。4) 液面流速特性に関しては、何れの外筒設備を採用した場合にも最大約0.8m/sであり、この値は内筒を設置しない場合の値に等しい。以上により、本報で対象とした外筒設備は、系統熱過渡特性の緩和機構として、内筒設備に代わる原子炉構造に成り得ることが示された。なお、今回対象とした2種類の外筒設備は、熱流動挙動に関してそれぞれ一長一短の性能(外筒構造近傍での圧力損失特性の増減、周方向温度勾配の増減)を持つことから、その選定に当たっては、水流動試験による圧力損失特性の定量化および熱応力詳細評価の実施を踏まえて行われるべきであると考えられる。
菅原 悟; Beattie, D. R. H.*
International Journal of Multiphase Flow, 12(4), p.641 - 653, 1986/07
被引用回数：22 パーセンタイル：73.08(Mechanics)自然循環流量や蒸気ドラム内水位変化の予測精度を向上するために、ATRの出口管部におけるボイド率を実機を模擬した配管と流動条件で測定し、ボイド率に対する自然循環と強制循環の相違、圧力や流速の影響を明らかにした。これらの試験データに基づいて、Drift Flux Modelによる相関式の開発を行った。その結果、スラブ流と環状流に分類して扱うとデータを良く相関できること、このような大口径管におけるスラブ流から環状流への遷移点は、従来の小口径管(1in以下)の場合と異なることなどを明らかにした。また、測定個所の異なる2組のデータから、ボイド率に対する助走区管の影響についても明らかにした。
菅原 透*; 遠藤 聡*; 石井 芳一*; 森本 恭一
no journal, ,
核燃料ペレットの照射効果とその伝熱計算、及び核燃料材料の高温下における熱力学的性質の理論的定式化をするうえで、高温下における核燃料材料の熱測定が不可欠である。一般に鉄鋼材料やセラミックス材料の製造工程において物性値が重要となる温度は1800K以下である。一方、核燃料ペレットの中心温度は燃焼時に2000K以上に達し、かつその比熱はおおよそ1900Kからなだらかに増加した後、2670KでBredig転移を示すような、複雑な挙動を示す。したがって、核燃料材料の熱測定においては、通常の工業材料を超える温度領域に対する測定技術が要求される。本プレゼンテーションでは、これまでに試みられてきた高温比熱測定技術をレビューするとともに、グローブボックス対応の超高温落下型熱量計の技術を紹介する。
米澤 稔; 菅原 悟
no journal, ,
原子力研究開発の持続的な進展のためには蓄積された原子力知識・情報をできるだけ活用することが必要である。原子力知識管理(NKM)は原子力界において認識され、導入・適用されてきているが、課題も残っている。発表者は原子力知識・情報資源をより効率的に共有するという観点から、研究開発成果の公開、国際原子力情報システム(INIS)の機能強化そして暗黙知の伝承という課題を取り上げた。研究開発成果の公開については、機関レポジトリーや、INISを介してできるだけ公開していくべきである。INISデータベース及び図書館ネットワークの促進は原子力知識・情報源の共有をさらに進めるために必要である。暗黙知の共有化や暗黙知の形式知かは暗黙知の伝承にとって重要である。
黒崎 健*; 菅原 徹*; Yusuf, A.*; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*; 森田 泰治
no journal, ,
次世代核燃料サイクルの再処理におけるガラス固化の負担を軽減するための高レベル廃液調整技術開発の一環として、Mo, Pd, Ru等から構成される不溶解残渣の固化技術開発を行っている。本報告では、不溶解残渣模擬合金と酸化物セラミックス複合材料を、低温,短時間で高密度焼結体が得られる放電プラズマ焼結法で作製し、その組織並びに相状態を評価した結果を示す。酸化物セラミックスとしては、高温,空気中で安定であり、かつ水にも不溶である
-Al
O
を選定した。SEM/EDX分析の結果、作製した固化体は-AlOとMo-Ru-Rh-Pd合金の二相混合体であることが判明し、両者が溶け合わないことが確認された。
