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論文

Nuclear structure of $$^{76}$$Ni from the ($$p$$,$$2p$$) reaction

Elekes, Z.*; Kripk$'o$, $'A$*; Sohler, D.*; Sieja, K.*; 緒方 一介*; 吉田 数貴; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Authelet, G.*; 馬場 秀忠*; et al.

Physical Review C, 99(1), p.014312_1 - 014312_7, 2019/01

 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)

($$p$$,$$2p$$)反応による$$^{76}$$Niの核構造の探索実験を行った。Lenzi, Nowacki, Poves, Sieja相互作用を用いた殻模型計算では実験結果を説明しうる陽子空孔状態が得られており、理論的な断面積計算は実験値とよい一致を与えた。実験で得られたすべての状態を理論的に一意に決定することはできなかったが、過去の実験結果と同様にNi同位体でのZ = 28の大きなshell gapを示す結果が得られた。

論文

Security by facility design for sabotage protection

鈴木 美寿; 出町 和之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.559 - 567, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

原子力発電所におけるサボタージュ防護の為の施設設計について調べ、サボタージュリスク低減に向けた被害対応を目的とした設計変更の効果について、枢要区域特定手法を用いて示した。全電源喪失に繋がる外部電源喪失事象を、その後の評価の為に、典型的なサボタージュシナリオであると仮定した。本研究では、ターゲットセット(枢要区域)の脆弱性を、その物への接近性、その物の物理的な分布性、及び(施設者の被害対応に対する)敵対者の妨害の積で表されると仮定した。敵対者が制圧されるまでに、敵対者からの妨害がある場合は、被害対応の為に予め組み込まれた対応策は非常に重要である。核物質防護システムだけでなく、構造・設備・機器に対する施設設計が、効果的で効率的なサボタージュ防護の為に重要や役割を担うことが確認された。原子力発電所について、非効率で無駄な手戻り作業を避ける為に、安全とセキュリティとのインターフェースを考慮しつつ、原子力発電所建設の初期の段階で、セキュリティの為の施設設計アプローチを採用することが重要である。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Engineering design of contact-type liquid level sensor for measuring thickness validation of liquid lithium jet in IFMIF/EVEDA lithium test loop

金村 卓治; 近藤 浩夫; 鈴木 幸子*; 帆足 英二*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 井田 瑞穂; 中村 和幸; 松下 出*; et al.

Fusion Science and Technology, 62(1), p.258 - 264, 2012/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

本論文は、核融合炉候補材料の中性子照射試験施設である国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発にかかわるものである。現在幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)は、Liターゲットの安定性評価等に供する。ELTLにおいて、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を開発した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。開発の要点は、10$$^{-3}$$Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできるモータと摩擦を低減したボールねじを選定し、強固な構造を適用することとした。以上の結果、所定の性能を満たす設計を完了した。

論文

IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication technology of target assembly as a key component

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.

Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12

 被引用回数:30 パーセンタイル:13.44(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D$$^{+}$$Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。

論文

Characterization of the dissolver sludge of MOX spent fuel at the Tokai Reprocessing Plant

鈴木 一之; 畑中 聡; 佐本 寛孝; 諏訪 登志雄; 田中 康介; 田中 志好

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

使用済燃料の溶解工程では、白金族等のFP,燃料被覆管せん断片,溶解液からの再沈殿物などによる不溶性の残渣(以後、「スラッジ」という)が生じ、配管閉塞等の問題を引き起こす原因となる。軽水炉燃料の高燃焼度化及びMOX燃料の利用に伴いFP発生量は増加することから、スラッジの特性把握は円滑な再処理運転を行ううえで重要である。東海再処理工場(TRP)では工学規模でスラッジ性状の調査に取り組んでおり、本報告では、溶解槽から採取したATR-MOX燃料(ATR:Advanced Thermal Reactor Pu富化度約2%)に由来するスラッジとATR-UO$$_{2}$$燃料に由来するスラッジの性状の相違についての調査結果を報告する。本調査では、スラッジ溶融後のICP-AESによる組成分析及びスラッジのXRDによる結晶構造解析等を実施し、主要成分がモリブデン酸ジルコニウムであることと、元素の含有率等がUO$$_{2}$$燃料と相違のないことを確認した。また、より詳細なスラッジ性状の把握のために、EPMAによるPu等の微量元素の分布状態を確認した。TRPでは今後のより一層の高燃焼度化及びMOX利用に向けて、工学規模でスラッジ性状の調査を進める計画である。

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Design of purification loop and traps for the IFMIF/EVEDA Li test loop; Design of cold trap

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 松下 出*; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2437 - 2441, 2011/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:16.14(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が2007年より実施されている。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本報告では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの純化系ループと純化トラップに焦点をあて、それらの設計について議論した。

論文

詳細二相流解析コードTPFITの水噴流に対する検証,2; 高流量に対する境界条件の検討

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 生田 隆平*; 小泉 安郎*

第16回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.103 - 106, 2011/06

燃料集合体における沸騰限界発生の要因は幾つかあるが、伝熱面表面のドライパッチ形成は最も重要な要因の一つである。これを数値解析する場合、自由界面に対する予測精度向上が求められる。そこで本研究では原子力機構で開発している詳細二相流解析コードTPFITのドライパッチ形成過程に対する適用性評価の第一段階として、静止大気中の準定常的な水噴流崩壊現象を対象とし、検証データベースを取得するとともにTPFITの検証を行っている。本報では、高流量域に対する計算を安定かつ高精度で実施するため境界条件の検討を行った。その結果、ソンマーフェルト放射境界条件と流出条件を組合せることで、水噴流に対して安定な計算が行えることを確認した。

論文

Assessment of applicability of two-fluid model code ACE-3D to heat transfer test of supercritical water flowing in an annular channel

中塚 亨; 江里 幸一郎; 三澤 丈治; 関 洋治; 吉田 啓之; 大楽 正幸; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 高瀬 和之

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(12), p.1118 - 1123, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.11(Nuclear Science & Technology)

超臨界圧水冷却炉の熱設計を効率的に行うためには、燃料集合体内の熱流動を評価することが重要である。原子力機構では、元来軽水炉内の二相流を対象として開発してきた三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを改良し、超臨界領域での水の物性値を扱えるようにした。本報では、コードの予測性能評価のため、原子力機構で実施した単一模擬燃料棒まわりの垂直環状流路を流れる超臨界圧水伝熱試験の解析を行った。その結果、ACE-3Dコードは超臨界水冷却炉の燃料集合体を模擬した燃料棒の表面温度予測に適用可能であることが示された。

論文

Numerical analysis of windowless target in accelerator driven system by use of TPFIT

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11

A windowless target is currently developed within EUROTRANS. The target couples an Accelerator Driven Systems (ADS) to a subcritical reactor core. In the windowless target, heavy liquid metal is flowing downwards through a concentric feeder surrounding the beam tube and forms a conical free surface. Then, to design the windowless target, a numerical simulation method for this free surface is required. In this paper, as a first step of development of the numerical simulation method for free surface in the windowless target, the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed in JAEA is applied to steam-water experiments that modeled the windowless target. In the results, TPFIT could simulate complicated two-phase flow structure in the windowless target. In addition, recirculation at the center of the free surface was reproduced very well by the present numerical simulation.

論文

Verification of detailed two-phase flow simulation code TPFIT to water jet experiment

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 小泉 安郎*

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2010/10

In this study, the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed in the JAEA was applied to the water jet experiment as a first step of the validation work of the TPFIT for annular and dispersed flow. The liquid film that flowed on the fuel rod surface under the annular two-phase flow condition was imitated as the water jet. In the experiment, water gushed out downward from the nozzle to the atmosphere, and the water jet shapes were observed by a high-speed camera. Results of the detailed numerical simulation of the TPFIT were compared with the measured data including water jet shapes, water jet collapse length and length of water jet surface wave. In the results, the TPFIT could predict length of water jet surface wave. However, the predicted collapse length did not agree with the measured values. It is concluded that the evaluation method of surface tension force must be modified to improve accuracy of numerical simulations.

論文

詳細二相流解析コードTPFITによる加速器駆動未臨界炉ウィンドウレスターゲットの数値解析

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

日本混相流学会年会講演会2010講演論文集, p.344 - 345, 2010/07

加速器駆動未臨界炉では熱的に厳しいターゲット窓の利用を回避するため、冷却材-ガス間に形成した自由表面をターゲット境界として利用するウィンドウレスターゲットの採用が検討されている。この設計で必要な自由表面挙動を予測するため、原子力機構では、詳細二相流解析コードTPFITによる設計手法を開発している。本報告では、水-蒸気実験を模擬した解析をTPFITで行い、その適用性を評価した。その結果、TPFITにより、実験結果と定性的に一致する界面形状を再現できることを確認するとともに、ターゲット中心部に見られる再循環についても評価できることを確認した。

論文

改良二流体モデルによる原子炉熱設計手法の開発,1; 数値安定性向上のための改良

吉田 啓之; 細井 秀章; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

第15回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.273 - 276, 2010/06

原子力機構では数値解析を主体とした燃料集合体熱設計手法の確立を目指し、三次元二流体モデルと界面追跡法を組合せた改良二流体モデルを開発している。これまでの開発により、基本的な解析手法を構築したが、数値安定性が低いため、十分な解析結果を得ることができなかった。そこで、改良二流体モデルの数値安定性向上方法について検討を行い、圧力勾配の取り扱いと気泡及び液滴体積割合評価法に課題があることを確認した。そこで、課題解決にあたり、これらの課題についての改良を実施するとともに、改良を実施した改良二流体モデルを用いて適切な改良が実施されたことを確認するための解析を実施した。その結果、低い数値安定性のためにこれまで実施が困難であったボイド率が0及び1の2つの領域を含む解析や、乱流モデルを含む二相流モデルを用いた解析等が安定に実施できることを確認し、改良の有効性を示した。

論文

Development of advanced two-fluid model for boiling two-phase flow in rod bundles

吉田 啓之; 細井 秀章*; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05

Two-fluid model is useful for thermal hydraulic analysis in large-scale domain such as rod bundles. However, the two-fluid model includes a lot of constitutive equations. Then, applicability of these constitutive equations must be verified by use of experimental results. To solve these problems, we have been developing an advanced two-fluid model. In this model, an interface tracking method is combined with the two-fluid model to predict large interface structures behavior accurately. Interface structures larger than a computational cells, such as large droplets and bubbles, are calculated using the interface tracking method. And those smaller than cells are simulated by the two-fluid model. In this study, we modified this model to improve the stability of simulation and reduce the computational time. Moreover, the numerical simulation of two-phase flow in various flow channels including boiling two-phase flow were performed.

論文

Numerical prediction of pressure loss in tight-lattice rod bundle by use of 3-dimensional two-fluid model simulation code ACE-3D

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09

In this paper, boiling two-phase flow analysis in a tight-lattice rod bundle was performed by the ACE-3D. In the results, the void fraction in an outermost region of the rod bundle is lower than that in a center region of the rod bundle. The tendency of void fraction distributions agreed with the measurement results by neutron radiography qualitatively. Moreover the pressure distribution in a horizontal plane induced by the void fraction distribution was the cause of bubble movement from the gap region to the subchannel region. The predicted pressure loss in the axial section without spacers accorded with experimental results with a difference of around 10%. The predicted friction pressure loss was underestimated around 20% of measured values, and the effect of the turbulence model is considered as one of the causes of this underestimation.

論文

稠密燃料集合体内圧力損失に対する揚力モデルの影響の評価

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

第14回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.119 - 120, 2009/06

原子力機構では数値解析を主体とした燃料集合体熱設計手法の確立を目指し、三次元二流体モデルを用いた二相流解析コードACE-3Dを開発している。本報告では、ACE-3Dコードを、稠密燃料集合体内圧力損失の評価に適用し、実験値と比較した結果を示すとともに、圧力損失に対する揚力モデルの影響について検討した結果を示す。実験値には、原子力機構で実施した稠密37本模擬燃料集合体による伝熱流動試験結果を使用した。揚力モデルを使用することによって燃料集合体内のボイド率分布を高い精度で予測できることがわかった。また、圧力損失に関して10%程度の誤差で予測できることを確認した。

論文

Status of engineering design of liquid lithium target in IFMIF-EVEDA

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; Giusti, D.*; Groeschel, F.*; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.252 - 258, 2009/06

 被引用回数:25 パーセンタイル:10.14(Nuclear Science & Technology)

In IFMIF, target system consists of a target assembly, a Li main loop and a Li purification loop. In this paper, status of the engineering design of the IFMIF Li target system performed in 2007/2008 will be described. Major design requirement is to provide a stable Li at a speed of 10 m/s to 20 m/s. To realize stable Li flow, modification of the backplate with nearly constant radius curvature is applied. 3D thermal-hydraulic analysis of the Li target flow is in progress. By a hot trap, nitrogen concentration shall be controlled below 10 wppm. Tritium concentration shall be controlled by an yttrium hot trap below 1 wppm. The back-plate made of RAFM steel shall be used under intense neutron irradiation (50 dpa/y). To mitigate irradiation damage of the backplate, in-situ annealing up to 600$$^{circ}$$C is considered. To replace the backplate, two design options of the remote handling systems are under investigation.

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