検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 26 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

論文

Gas entrainment phenomenon from free liquid surface in a sodium-cooled fast reactor; Measurements and evaluation on a gas core growth form the liquid surface

内田 真緒*; Alzahrani, H.*; 塩野 幹人*; 堺 公明*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

ナトリウム冷却高速炉の設計において、炉心反応度への予期せぬ影響の観点からカバーガスの巻込み現象が重要な課題の一つとなり、既往研究において高速炉プレナム内の自由液面部における自由表面渦のガスコア成長を評価するための、渦モデルに基づく評価手法が開発されている。本研究では、非定常渦のガスコア成長の予測精度を明確にするために、開水路試験体系を持つ回流水槽による水試験を実施した。また、実験と同じ体系による数値解析に基づいた評価手法によりガスコア長さを予測し、試験結果と比較した。その結果、試験では、下降流速が大きくなる下流領域においてガスコア長さが大きくなることが観測された。一方、数値解析結果を用いたガスコア長さの予測では、試験とは異なる位置でピークが現れ、ピーク値も過大評価となった。

論文

Analysis of gas entrainment phenomenon from free liquid surface for a sodium-cooled fast reactor design (Velocity profile and Strouhal number in a flow field)

内田 真緒*; 堺 公明*; 江連 俊樹; 田中 正暁

Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.21-00161_1 - 21-00161_11, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉の自由表面部におけるガス巻込み現象の発生予測を目的として、数値解析に基づく評価方法の開発を進めている。本研究では、水洞内に発生する移動渦に伴うガス巻込みを対象とした実験を実施すると共に、同体系において数値流体力学コードを使用した数値解析を実施した。その上で、CFD計算の評価精度を検討するため、渦周波数に関するストローハル数と流速分布について、実験結果と数値解析結果の比較を行った。その結果、数値解析で得られた渦周波数のストローハル数は、実験結果とよく一致することを示した。

論文

AMR法を適用した非定常ガス巻込み渦解析手法の高度化検討

松下 健太郎; 藤崎 竜也*; 江連 俊樹; 田中 正暁; 内田 真緒*; 堺 公明*

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 26, 6 Pages, 2021/05

ナトリウム冷却高速炉の冷却材自由液面部におけるガス巻込み渦について、数値解析によりガス巻込み量を評価する手法を開発している。本研究では、計算負荷を抑制し、かつ渦形状の予測精度を確保した解析メッシュの自動作成手法を調査し、その手法としてadaptive mesh refinement(AMR法)を非定常後流渦の体系を対象にすることによって検討した。メッシュ詳細化の基準として渦度、速度勾配テンソルの第二不変量(Q値)および速度勾配テンソルの固有方程式の判別式について検討し、Q値によるAMR法の適用がもっとも効率よく解析メッシュを詳細化できる見通しを得た。

論文

Development of full-size mockup bushing for 1 MeV ITER NB system

戸張 博之; 井上 多加志; 花田 磨砂也; 大楽 正幸; 渡邊 和弘; 梅田 尚孝; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 山中 晴彦; 武本 純平; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

ITER NBI用高電圧(HV)ブッシングは、ガス絶縁方式である-1MV高圧電源伝送系と真空中に設置する負イオン源及び静電加速器の間の圧力隔壁であり、かつ電力を絶縁導入する重要な機器である。原子力機構では、これまでに5段重ねのHVブッシングの絶縁材に用いる世界最大(外径1.56m)の大口径セラミックの開発に成功した。また、サンプル試験や強度解析を行い、セラミックと金属を一体化する接合技術の開発を進めてきた。そして今回、この大口径セラミックに適用可能な厚肉コバール材を用いたロウ付け接合技術の開発に成功した。さらに、大口径セラミック,金属フランジなどを一体に組み上げHVブッシングの1段分を実サイズで模擬したモックアップを試作し、耐電圧試験を実施した。その結果、1段あたりの定格電圧の20%上回る240kVを1時間以上に渡り安定に保持し、ITER NBIで要求される絶縁性能を実証した。

報告書

核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,1999$$sim$$2003年

谷内 茂康; 佐藤 忠; 須賀 新一*; 小室 雄一; 内田 正明; 中島 邦久; 中村 仁一; 雨澤 博男; 大村 英昭*; 湊 和生; et al.

JAERI-Review 2003-025, 162 Pages, 2003/09

JAERI-Review-2003-025.pdf:5.96MB

国家資格試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第31回$$sim$$35回,1999$$sim$$2003年)の解答例集である。解答例によって、簡単な解説あるいは参考文献を付記した。

報告書

耐震計算プログラム群: SSAP

内田 正明

JAERI-Data/Code 2002-012, 35 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-012.pdf:1.71MB

単純な1質点系モデル及び多質点系モデルを用いた耐震プログラム群SSAPを開発した。S波による横揺れ解析用プログラムは、大崎スペクトルのモデルに基づく模擬地震動作成プログラム,1質点応答スペクトル計算プログラム,1次元多質点モデルによる計算プログラムの3つから成る。これらによる計算結果を次の計算の入力データとして用いることにより見通しのよい逐次計算を行うことができる。この他に、直下型地震で「石が跳ぶ」現象の解析を主目的に、垂直方向のP波応答を計算する1次元多質点系解析プログラムを加えた。これらのプログラムの応用計算において、多質点系を1質点計算の重畳で近似できる条件について、また跳び石現象が起こる条件やそれによる応力についていくつかの知見を得た。

論文

Criticality accident at Tokai-mura

内田 正明

IAEA Regional Workshop on Accident Management and Emergency Response for Research Reactors, 11 Pages, 2002/00

1999年東海村で起こった核燃料再処理転換工場での臨界事故について、主として原子力安全委員会の報告書をもとに概説する。内容は、加工工場における特殊少量生産という特殊性を含めた事故の背景,事故の経過と終息させるための活動,核分裂数と被曝量の推定等で構成する。原研,サイクル機構という2つの大規模研究機関を立地させている東海村で起こったという事故の特殊性,及びその経験に反映された防災オフサイトセンターの設置等,事故等の改善策についてもふれる。

報告書

分配係数の測定条件に関するアンケート調査

武部 愼一; 木村 英雄; 松鶴 秀夫; 高橋 知之*; 保田 浩志*; 内田 滋夫*; 馬原 保典*; 佐伯 明義*; 佐々木 規行*; 芦川 信雄*; et al.

JAERI-Review 2001-015, 81 Pages, 2001/05

JAERI-Review-2001-015.pdf:5.94MB

分配係数は環境中における放射性核種の移行挙動を評価するためのさまざまな移行評価モデルに用いられており、放射性廃棄物の処分における安全評価上極めて重要なパラメータである。しかし、測定条件や方法などが既定されておらず、データの相互比較ができないなどの問題が指定されている。分配係数の標準的な測定方法の提案に役立てることを目的にアンケート調査を実施した。本報告は、国内の各研究機関における、試料の採取方法や保管、前処理方法、試料の物理化学的特性に関する分析項目、並びに分配係数の測定方法とその条件等についてアンケート調査した結果をまとめたものである。

論文

分配係数の比較実験及びアンケート調査

高橋 知之*; 武部 愼一; 木村 英雄; 松鶴 秀夫; 保田 浩志*; 内田 滋夫*; 佐伯 明義*; 馬原 保典*; 佐々木 規行*; 芦川 信雄*; et al.

KURRI-KR-44, p.169 - 176, 2000/02

分配係数は原子力施設の安全評価上極めて重要なパラメータである。原研に設けられた環境放射能挙動専念部会・安全評価用パラメータ検討グループでは、分配係数測定値の利用に関して標準的な条件を提言することを目的に各研究機関における相互比較実験等を実施してきた。本報では、各研究機関においてこれまで実施してきた分配係数測定値に与える各種の変動因子による影響について、得られた実験結果を報告するとともに、分配係数の測定条件やその条件の設定に関する考え方等についてのアンケート調査状況、並びに現在問題となっている項目や今後検討すべき課題等について報告する。

論文

Thermal diffusivity of high burnup UO$$_{2}$$ pellet

中村 仁一; 内田 正明; 上塚 寛; 古田 照夫

IAEA-TECDOC-1036, 0, p.127 - 138, 1998/08

燃焼度63MWd/kgUの高燃焼度UO$$_{2}$$ペレットの熱拡散率をレーザーフラッシュ法により室温から最高温度1800Kにかけて測定した。高燃焼度ペレットの熱拡散率は、未照射ペレットに比べて室温で半分以下に低下したが、両者の差は温度の上昇とともに小さくなる傾向を示した。測定最高温度を上昇させながら測定を繰り返したところ、熱拡散率は、800K~1200Kにかけて次第に上昇する傾向を示した。これは照射損傷の回復による熱拡散率の上昇であると推定される。試料間の熱拡散率のばらつきは主として試料密度の差で説明できることが明らかとなった。また、高燃焼度ペレットの熱拡散率は固溶FPを添加して化学的に高燃焼度燃料を模擬したSIMFUELに比べてやや小さかった。これはSIMFUELには含まれない照射損傷やFPガス気泡の影響と考えられる。

論文

Thermal diffusivity measurement of high burnup UO$$_{2}$$ pellet

中村 仁一; 内田 正明; 上塚 寛; 古平 恒夫; 山原 武; 菊地 章

Proc. of Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.499 - 506, 1997/03

ハルデン炉で、燃焼度63MWd/kgUまで照射された、UO$$_{2}$$ペレットの熱拡散率の測定を室温から1794Kにかけてレーザーフラッシュ法を用いて行った。高燃焼度UO$$_{2}$$の熱拡散率は、未照射UO$$_{2}$$に比べて室温で半分以下に低下していたが、その差は温度の上昇とともに減少し、両者は、約1800Kでは、ほぼ一致した。また、測定最高温度を次第に上昇させながら測定を繰り返したところ、800K-1200Kにかけて熱拡散率が次第に上昇する傾向を示した。これは照射損傷の回復にともなうものと推定された。回復後の熱拡散率は、固溶FPを加えた模擬高燃焼度燃料SIMFUELの値よりやや小さい値を示した。熱拡散率の測定値は、試料毎にばらつきを示したが、この試料間の熱拡散率の差は、試料密度の差で大部分説明できることが明らかになった。

報告書

核燃料取扱主任者試験問題解答例集

内田 正明; 吾勝 永子; 荒井 康夫; 湊 和生; 末武 雅晴; 高田 和夫; 井川 勝市

JAERI-Review 94-001, 94 Pages, 1994/08

JAERI-Review-94-001.pdf:2.74MB

核燃料取扱主任者試験問題(第22回~第25回)の解答例集である。各解答例には簡単な説明または参考書を付した。なお、法令関連の解答例は含まれていない。

論文

Macroscopic calculational model of fission gas release from water reactor fuels

内田 正明

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.752 - 761, 1993/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.83(Nuclear Science & Technology)

FPガス放出率を燃料温度を用いて計算するのは、最初に温度を見積らなくてはならないので間接的である。燃料の設計および運転パラメータから直接FPガス放出率を求める計算式を得るために、Boothモデル型の拡散放出モデルを、拡散定数の温度依存性を線出力密度依存性に書き替える形で修正した。得られた計算式は、任意定数を適当に定めることにより、最高60,000MWd/tの燃焼度までの様々な照射履歴の下でのFPガス放出を良く表現できることが示された。この計算モデルは、単純な出力履歴に対しては、グラフを用いた半解析的な方法でガス放出率を求めることができる。

報告書

燃料棒内出力分布計算コード: RODBURN

内田 正明; 斎藤 裕明*

JAERI-M 93-108, 36 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-108.pdf:0.96MB

燃料を高燃焼度まで照射すると、出力分布は照射初期とは異なったものになる。とくに半径方向には、燃料表面でのピーキングが大きくなる場合が多く、リム効果として知られる燃料組織変化の原因になることがある。燃料の照射実験において、このような出力分布を簡便に解析するための手段として、多領域の燃焼過程計算コードRODBURNを開発した。このコードは、既成の燃焼コードORIGENのアクチニドに関する部分を中核とし、燃料表面に偏ったプルトニウムの生成を扱うために、これに共鳴吸収計算コードRABBLEを結合したものである。高燃焼度までの燃料照射実験についての検証計算により、コードは種々の初期濃縮度をもつ燃料における半径方向燃焼度分布を再現しうることが示された。

報告書

ヨウ素を添加した未照射燃料による出力急昇試験

内田 正明; 中村 仁一; 石井 忠彦

JAERI-M 92-177, 39 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-177.pdf:1.34MB

主にBWR燃料で問題にされてきた出力急昇破損について、炉外でのヨウ素応力腐食実験とベース照射を伴う出力急昇試験の接点を調べるため、未照射燃料にヨウ素を富化した状態で出力急昇試験を行った。ペレット-被覆ギャップ幅の調整などにより、応力的には実際の燃料破損が起こる条件よりやや低めの条件を設定した。ヨウ素雰囲気は、UO$$_{2+x}$$、MoO$$_{3}$$とCsIの粉末を混合して制御した。3本の燃料棒を用い、次第に条件を強めて最後はヨウ素分圧を1気圧程度まで高めたが、破損は起こらなかった。この結果および過去の炉内応力腐食実験結果の考察から、炉外応力腐食実験は必ずしも実際の条件を模擬したものとはいえず、実際の出力急昇破損においてはヨウ素の寄与は小さいものと考えられる。

報告書

Hydrogen absorption by zirconium alloy cladding tube with surface oxide film

内田 正明

JAERI-M 91-132, 32 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-132.pdf:1.25MB

酸化膜をつけたジルカロイ(2,4)およびZr-Nb(1%,2.5%)被覆管の水素吸収特性を、あらかじめ水蒸気または酸素または空気中で酸化した後、水素気体中で加熱する方法で調べた。一般に水素吸収速度は酸化量(酸化膜厚さ)に依存した。またZr-Nbでは酸化時の雰囲気にも大きく依存したが、ジルカロイではあまり依存しなかった。いずれの材料も、酸化曲線の遷移点付近まで酸化した場合、水素吸収速度が大きくなる傾向がみられた。遷移点を越えて酸化した場合、ジルカロイの水素吸収速度は酸化量によらずほぼ一定、またはやや減少傾向を示した。Zr-Nb、特にZr-2.5%Nbでは遷移点を越えると、明らかに水素吸収速度が低下する傾向を示した。

報告書

沸騰水型キャプセルの熱解析

原山 泰雄; 松並 清隆*; 石井 忠彦; 中村 仁一; 内田 正明

JAERI-M 91-003, 38 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-003.pdf:1.22MB

沸騰水キャプセル(BOCA)内部の熱的挙動の全体像を把握することを目的に熱解析を行なった。BOCAとは、材料試験炉(JMTR)において軽水炉燃料セグメントの出力急昇試験に使用している照射試験装置としてのキャプセルの一型式である。解析により、燃料セグメント線出力密度が600W/cm時、キャプセル外筒内面の熱伝達率は0.71W/cm$$^{2}$$K程度であることが明らかになった。さらに、燃料セグメント部で発生した熱量のうち10%程度の熱量はペレット・スタックの上側部分に移動し、冷却されると予想されることが分かった。

論文

Experimental plan on irradiated LWR fuels at JAERI

上塚 寛; 中村 仁一; 永瀬 文久; 内田 正明; 古田 照夫

Fuel Performance Experiment and Analysis and Computerised Man-Machine Communication, p.1 - 11, 1990/09

高燃焼度化に伴う燃料特性の変化を調べるために、商用PWRとHBWRで照射した燃料に対する広範な照射後試験計画を立案した。PWR燃料に対するPIEの主要目的は、ペレットの熱伝導特性の変化、ガドリニア添加の化学的効果および燃焼度伸長に伴う被覆管の特性変化についての情報を取得することである。また、PWR燃料はJMTRのBOCAカプセルで再照射し、出力変動や出力急昇時のフィッションガス放出挙動を調べる予定である。HBWRで62MWd/kgUまで照射した燃料に対しては、様々な金相試験を実施すると共に、化学溶解試験と酸素ポテンシャルの測定を行う。

報告書

実炉燃料照射データによるFEMAXI-IVコードの検証

内田 正明; 斎藤 裕明*

JAERI-M 90-002, 30 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-002.pdf:0.94MB

燃料挙動解析コードFEMAXI-IVの実炉燃料への適用性を調べるため、BWRで福島第一・3号炉における信頼性実証試験、PWRでZORITA炉における高燃焼度燃料試験をとり上げ、公開文献に記載された条件に従った計算を行ない、結果を照射後試験データと比較した。BWR燃料に関する比較結果は、燃料棒変形、FPガス放出率等につき大むね良い一致を示し、同コードの30MWd/kg程度の燃焼度までのBWR実炉燃料への適用性を示した。PWR燃料に関する結果では、設計パラメータの変化に対する過剰な応答が計算される等の問題が見られた。これはZORITA燃料が最高56MWd/kgと非常に高燃焼度であることが第一の原因であり、FEMAXI-IVに限らず、主に低燃焼度における知見をベースに構成されたコードを、高燃焼度まで適用する場合の問題を示していると考えられる。

報告書

An Analysis of the CSNI/GREST core concrete interaction chemical thermodynamic benchmark exercise using the MPEC2 code

村松 健; 近藤 康彦; 内田 正明; 早田 邦久

JAERI-M 88-261, 54 Pages, 1989/01

JAERI-M-88-261.pdf:1.23MB

軽水炉のシビアアクシデント時ソースタームを評価する上で、炉心-コンクリート反応(CCI)によるFPの放出は、重要な不確実さ要因となっている。そこでOECD/NEA/CSNIのソースターム専門家グループ(GREST)がCCI解析モデルに伴う不確実さについて検討するために実施しているCCI化学熱力学ベンチマーク問題解析に参加した。このベンチマーク問題は、与えられた温度、圧力、デブリ組成に対するFP化学種の平衡蒸気圧を求めるものであり、原研では、独自に開発したコードMPEC2を用いて解析を行った。解析に必要な熱力学データには、VANESAコードの内蔵データを用いた。

26 件中 1件目~20件目を表示