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Design of MA(III)/Ln(III) separation process of extraction chromatography technology

阿久澤 禎*; Kim, S.-Y.*; 久保田 真彦*; Wu, H.*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 新井 剛*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 331(12), p.5851 - 5858, 2022/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Analytical)

In this work, we have examined Ln(III) and MA(III) separation conditions by the extraction chromatography using HONTA adsorbent to decide the Ln(III)/MA(III) separation process fow. From the research results, we found the simulated element of Am(III) for HONTA adsorbent and the conditions to use it. In addition, Ln(III) and Am(III) (simulated element) separation experiments were carried out using the HONTA adsorbent packed column, we have determined the column separation conditions for Am(III) such as order of fow solution and fow rate.


Estimation of flow field in natural convection with density stratification by local ensemble transform Kalman filter

石垣 将宏*; 廣瀬 意育; 安部 諭; 永井 亨*; 渡辺 正*

Fluids (Internet), 7(7), p.237_1 - 237_18, 2022/07

To estimate thermal flow in a nuclear reactor during an accident, it is important to improve the accuracy of computational fluid dynamics simulation. Temperature and flow velocity are not homogeneous and have large variations in a reactor containment vessel because of its very large volume. In addition, Kelm et al (2016) pointed out that the influence of variations of initial and boundary conditions was important. Therefore, it is necessary to set the initial and boundary conditions taking into account the variations of these physical quantities. However, it is a difficult subject to set such complicated initial and boundary conditions. Then, we can obtain realistic initial and boundary conditions by the data assimilation technique, and we can improve the accuracy of the simulation result. In this study, we applied the data assimilation by local ensemble transform Kalman filter (Hunt et al., 2007) to the simulation of natural convection behavior in density stratification, and we performed a twin model experiment. We succeeded in the estimation of the flow fields and improving the simulation accuracy by the data assimilation, even if we applied the boundary condition with error for the true condition.


Deexcitation dynamics of muonic atoms revealed by high-precision spectroscopy of electronic $$K$$ X rays

奥村 拓馬*; 東 俊行*; Bennet, D. A.*; Caradonna, P.*; Chiu, I. H.*; Doriese, W. B.*; Durkin, M. S.*; Fowler, J. W.*; Gard, J. D.*; 橋本 直; et al.

Physical Review Letters, 127(5), p.053001_1 - 053001_7, 2021/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:45.66(Physics, Multidisciplinary)



Effect of coolant water temperature of emergency core cooling system on failure probability of reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 渡辺 正*; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(3), p.031704_1 - 031704_8, 2021/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

Structural integrity assessment of reactor pressure vessel (RPV) is important for the safe operation of nuclear power plant. For an RPV in a pressurized water reactor (PWR), pressurized thermal shock (PTS) resulted from rapid coolant water injection due to a loss-of-coolant accident is an issue of particular concern. The coolant water temperature in the emergency core cooling system (ECCS) can influence the integrity of RPV subjected to PTS events; thus, this paper is focused on investigating the effect of coolant water temperature of ECCS on failure probability of an RPV. First, thermal-hydraulic (TH) analyses were conducted for a Japanese PWR model plant by using RELAP5, and different coolant water temperatures in ECCS were considered to investigate the effect of coolant water temperature on TH behaviors during a PTS event. Using the TH analysis results, probabilistic fracture mechanics (PFM) analyses were performed for the RPV of the Japanese model plant. Based on the PFM analysis results, the effect of coolant water temperature on failure probability of the RPV was quantified.


Comparison of two-phase critical flow models for estimation of leak flow rate through cracks

渡辺 正*; 勝山 仁哉; 真野 晃宏

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(11), p.516 - 519, 2019/10



Effect of coolant water temperature of ECCS on failure probability of RPV

勝山 仁哉; 眞崎 浩一; Lu, K.; 渡辺 正*; Li, Y.

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/07



Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.

Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:14.9(Engineering, Mechanical)



Numerical simulation of natural circulation experiment under asymmetric cooldown using LSTF

石垣 将宏; 渡辺 正*

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/10



Analyses of LSTF experiment and PWR plant for 5% cold-leg break loss of coolant accident

渡辺 正*; 石垣 将宏*; 勝山 仁哉

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10



J-PARC RCSエネルギー増強のための主電磁石の検討

谷 教夫; 渡辺 泰広; 發知 英明; 原田 寛之; 山本 昌亘; 金正 倫計; 五十嵐 進*; 佐藤 洋一*; 白形 政司*; 小関 忠*

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.708 - 711, 2016/11

J-PARC加速器の大強度化を進めるために、3GeV RCSの加速エネルギーを現在の3GeVから3.4GeVに増強する案が検討されている。そのため、3.4GeVを目指したRCS電磁石の検討が行われた。空間電荷効果の影響でRCSからの3GeV 1MWビームでは、MRの入射部でのビームロスが5%と大きい。入射ビームを3.4GeVにすると、ビームロスが1%程度となり、MRで1MWビームの受け入れが可能となる。四極電磁石の検討では、磁場測定データを基に評価が行われた。四極電磁石は、3.4GeVでも電源の最大定格値を超えないことから、電磁石・電源共に対応可能であることがわかった。しかし、偏向電磁石は、3次元磁場解析データから、3.4GeVでは飽和特性が5%以上悪くなった。電源についても、直流及び交流電源の最大定格が現電源と比べて15%及び6.2%超えており、現システムでは難しいことがわかった。このため、偏向電磁石については、既存の建屋に収まることを前提として、電磁石の再設計を行った。その結果、電源は直流電源の改造と交流電源の交換で実現可能となることがわかった。本論文では、RCS電磁石の出射エネルギー増強における検討内容及びその結果見えてきた課題について報告する。


Loading condition evaluation for structural integrity assessment of RPV due to PTS event based on three-dimensional thermal-hydraulics and structural analyses

宇野 隼平; 勝山 仁哉; 渡辺 正*; Li, Y.

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07



Stabilization of a high-order harmonic generation seeded extreme ultraviolet free electron laser by time-synchronization control with electro-optic sampling

冨澤 宏光*; 佐藤 尭洋*; 小川 奏*; 渡川 和晃*; 田中 隆次*; 原 徹*; 矢橋 牧名*; 田中 均*; 石川 哲也*; 富樫 格*; et al.

High Power Laser Science and Engineering, 3, p.e14_1 - e14_10, 2015/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.7(Optics)

自由電子レーザー(FEL)は、共振器を使用しない自己増幅自発放射(SASE)方式を用いている。この方式では、自然放射光を種光としてレーザー発振・増幅するため、発振したレーザー光のスペクトルや時間波形がスパイク状構造になる欠点がある。この問題点を解決するために、短波長光源である高次高調波をFELにインジェクションし、スペクトルや時間波形にスパイク構造のないフルコヒーレント化された極端紫外領域(波長61.2nm)のシードFEL光の発生に成功した。しかしながら、外部からのコヒーレント光をシード光として用いる場合、電子バンチとシード光のタイミングドリフトにより、シードFEL光の出力ゆらぎが大きくなり、発生頻度も減少する問題がある。この問題点を解決するために、電気光学(Electro-Optic: EO)効果を利用したタイミングモニターを開発し、FEL装置の診断セクションに導入した。これにより、シードFEL光(波長61.2nm)の発生頻度が約0.3%から約25%に向上し、最大出力20$$mu$$Jが得られた。また、検討中の水の窓領域でのシードFELについても報告する。


Study on structural integrity assessment of reactor pressure vessel based on three-dimensional thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄; 渡辺 正*; 西山 裕孝

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07



RELAP5/MOD3.2 sensitivity analysis using OECD/NEA ROSA-2 project 17% cold leg intermediate-break LOCA test data

竹田 武司; 渡辺 正; 丸山 結; 中村 秀夫

NEA/CSNI/R(2013)8/PART2 (Internet), p.173 - 183, 2013/12

PWRの低温側配管で17%中口径破断冷却材喪失事故(IBLOCA)が生じたことを想定し、LSTFを用いたOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験を行い、ループシールクリアリングの前に高速の蒸気流に起因した気液対向流制限(CCFL)により上部プレナム、蒸気発生器の伝熱管上昇流側と入口プレナムに蓄水が見られ、炉心水位の急速な低下によりドライアウトが生じた。RELAP5/MOD3.2.1.2コードを用いた実験後解析では、炉心露出が実験より遅く生じたため、燃料被覆管表面温度を過小予測した。実験分析と実験後解析の結果に基づいて、炉心水位挙動や燃料被覆管表面温度に影響を及ぼす重要現象と関与するパラメータを抽出した。実験後解析の条件をBase Caseとして、熱水力最適評価手法の不確かさ要因を調べるための感度解析を行い、安全余裕の評価に際して考慮が必要なパラメータとして、炉心出口でのWallis型CCFL相関式の係数Cや炉心内気液相間摩擦は燃料被覆管表面温度に対する影響が大きいことを確認した。


Full-coherent free electron laser seeded by 13th- and 15th-order harmonics of near-infrared femtosecond laser pulses

佐藤 尭洋*; 岩崎 純史*; 大和田 成起*; 山内 薫*; 高橋 栄治*; 緑川 克美*; 青山 誠; 山川 考一; 富樫 格*; 深見 健司*; et al.

Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 46(16), p.164006_1 - 164006_6, 2013/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:19.96(Optics)



Full-coherent HHG-seeded EUV-FEL locked by EOS timing feedback

小川 奏*; 佐藤 尭洋*; 松原 伸一*; 岡安 雄一*; 富樫 格*; 渡部 貴宏*; 高橋 栄治*; 緑川 克美*; 青山 誠; 山川 考一; et al.

Proceedings of 10th Conference on Lasers and Electro-Optics Pacific Rim and 18th OptoElectronics and Communications Conference and Photonics in Switching 2013 (CLEO-PR & OECC/PS 2013) (USB Flash Drive), 2 Pages, 2013/06

自由電子レーザー(FEL)は、共振器を使用しない自己増幅自発放射(SASE)方式を用いている。この方式では、自然放射光を種光としてレーザー発振・増幅するため、発振したレーザー光のスペクトルや時間波形がスパイク状構造になる欠点がある。この問題点を解決するために、短波長光源である高次高調波をFELにインジェクションし、スペクトルや時間波形にスパイク構造のないフルコヒーレント化された極端紫外領域(波長61.5nm)のシードFEL光の発生に成功した。しかしながら、外部からのコヒーレント光をシード光として用いる場合、電子バンチとシード光のタイミングドリフトにより、シードFEL光の出力ゆらぎが大きくなり、発生頻度も減少する問題がある。この問題点を解決するために、電気光学(Electro-Optic: EO)効果を利用したタイミングモニターを開発し、FEL装置の診断セクションに導入した。これにより、シードFEL光(波長61.2nm)の発生頻度が約0.3%から約24%に向上し、最大出力20$$mu$$Jが得られた。この結果について発表する。


High intense full-coherent radiation of free electron laser seeded by high-order harmonics in extreme-ultraviolet region

富樫 格*; 高橋 栄治*; 緑川 克美*; 青山 誠; 山川 考一; 佐藤 尭洋*; 岩崎 純史*; 大和田 成起*; 山内 薫*; 原 徹*; et al.

Proceedings of Ultrafast Optics IX (CD-ROM), 2 Pages, 2013/03



Immersed boundary法を用いた流れ方向強制振動円柱周辺の流動解析

木野 千晶; 渡辺 正*; 西田 明美; 武宮 博

日本機械学会論文集,B, 78(796), p.2113 - 2126, 2012/12

流力振動現象のメカニズムに関する科学的知見を得るため、強制振動下における円柱周辺の流動解析を実施した。流体・構造連成手法としてはimmersed boundary法を用い、計算条件として換算流速において0から10の範囲を設定した。本解析を通じて、第一励振域においては、円柱後方に高圧領域が接触することから円柱に負の抗力が発生する瞬間が生じ、この負の抗力が流れ方向振動の励振力になることを示した。また、第二励振域においては時間平均された揚力が0に一致しない円柱振動条件が存在し、この現象が流れ垂直方向振動の励振力になることを示した。


Effectiveness of AM measures for long-term core cooling during PWR vessel bottom small-break LOCA based on RELAP5 analyses of ROSA/LSTF experiment

竹田 武司; 渡辺 正; 中村 秀夫

Proceedings of 9th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-9) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/09

Effectiveness of SG depressurization as accident management measure for long-term core cooling in case of PWR 0.2% PV bottom small-break LOCA was investigated by a ROSA/LSTF experiment and parameter analyses with RELAP5/MOD3.2.1.2 code under total failure of HPI system. In the LSTF experiment, the primary depressurization rate of 55 K/h at both SGs and auxiliary feedwater (AFW) injection for 30 min resulted in rather slow primary depressurization due to non-condensable gas inflow. Core temperature excursion took place due to boil-off before actuation of LPI system. The LSTF experiment was analyzed to minimize the discrepancy in the calculated results from the test observations. A fast primary depressurization by fully opening SG relief valves would result in later core uncovery than in the 55 K/h rate case due to smaller loss rate of the primary coolant. Continuous AFW injection would be necessary for long-term core cooling by the LPI actuation without core heatup.


Numerical simulation of two-phase critical flow in a convergent-divergent nozzle

石垣 将宏; 渡辺 正; 中村 秀夫

Proceedings of OECD/NEA and IAEA Workshop on Experimental Validation and Application of CFD and CMFD Codes in Nuclear Reactor Technology (CFD4NRS-4) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/09

本研究では、Super Moby Dickノズル(収縮-拡大ノズル)内における相変化を伴う二相臨界流をCFDコードFLUENTにより解析した。質量流量,圧力,ボイド率の計算結果を実験結果と比較することにより解析コードの性能評価を行った。相変化のシミュレーションを行うため、蒸発・凝縮モデルとともにキャビテーションモデルを適用した。管の軸方向の圧力差が小さい場合、質量流量の計算結果は実験結果とよく一致した。一方、圧力差が大きい場合、質量流量を過小評価した。また、壁からの発泡の効果を導入することにより、質量流量の計算結果が大きく改善されることがわかった。

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