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論文

Investigating eutectic behavior and material relocation in B$$_{4}$$C-stainless steel composites using the improved MPS method

Ahmed, Z.*; Wu, S.*; Sharma, A.*; Kumar, R.*; 山野 秀将; Pellegrini, M.*; 横山 諒*; 岡本 孝司*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 250, p.127343_1 - 127343_17, 2025/11

The study aims to measure boron concentration through the unidirectional diffusion of boron within the stainless steel (SS) layers while evaluating the updated model ability to replicate melt relocation behavior and geometry. In the current MPS simulations, one scenario employed dummy walls as heat sources, while another scenario used SS surface particles as heat sources to avoid interference with the melt flow as it reached the bottom of the specimen.

論文

Densities, surface tensions, and viscosities of molten high-silicon electrical steels with different silicon contents

Neubert, L.*; Bell$'e$, M. R.*; 山本 泰生*; 西 剛史*; 山野 秀将; Ahrenhold, F.*; Volkova, O.*

Steel Research International, 96(5), p.202400237_1 - 202400237_8, 2025/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:0.00(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

Density, surface tension, and viscosity of various liquid electrical steels are measured at different temperatures, varying in their silicon content between 3 and 6mass%.

論文

Density, surface tension, and viscosity of molten Ni-based superalloys using the maximum bubble pressure and oscillating crucible methods

西 剛史*; 松本 早織*; 山野 秀将; 林 喜一郎*; 遠藤 理恵*; Bell$'e$, M. R.*; Neubert, L.*; Volkova, O.*

Steel Research International, 96(5), p.2300766_1 - 2300766_6, 2025/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:75.40(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

ニッケル基超合金について、密度は最大気泡圧法、粘度はるつぼ振動法、表面張力は最大気泡圧法により、測定データを得た。

論文

Density of a molten stainless steel-B$$_{4}$$C alloy measured in the electrostatic levitation furnace onboard the international space station

石川 毅彦*; 織田 裕久*; 小山 千尋*; 下西 里奈*; 池内 留美子*; Paradis, P.-F.*; 岡田 純平*; 福山 博之*; 山野 秀将

International Journal of Microgravity Science and Application, 42(2), p.420202_1 - 420202_10, 2025/04

Samples of stainless steel (SS) - boron carbide (B$$_{4}$$C) alloys were levitated in the Electrostatic Levitation Furnace onboard the International Space Station (ISS-ELF) to measure the thermophysical properties of their melts. Melting of samples of two different compositions (SS-12.3, and 28 mass% B$$_{4}$$C) were attempted in the furnace. Even though only one sample (SS-12.3 mass% B$$_{4}$$C) could be melted, its density was successfully obtained.

論文

Radiation heating effects on B$$_{4}$$C-SS eutectic melting and its relocation behaviour

Ahmed, Z.*; Sharma, A. K.*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*

Arabian Journal for Science and Engineering, 50(5), p.3361 - 3371, 2025/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Multidisciplinary Sciences)

This study pioneers the use of radiative heating for high-resolution visualisation and quantification of the eutectic melt composition, providing a novel approach to observing the melting and candling phenomena. Key findings include two distinct failure processes: SS cladding detachment forming molten droplets and fragmentation of B$$_{4}$$ pellets, with sintering observed in B$$_{4}$$ powder.

論文

「地球環境に対する人類活動の影響」、「地球温暖化と造礁サンゴの北上」

三ツ口 丈裕; 山野 博哉*

全地球史; 世界で集めた地球史のかけら, p.59 - 60, 2025/03

18世紀の産業革命以降、人類活動が地球環境に及ぼす影響が顕著化したのは1950年代以降であり、例えば、(1)化石燃料の大量消費に伴う二酸化炭素・熱の大量排出、(2)工業化に伴う人工化学物質の放出、(3)核エネルギー開発(大気圏核実験や核燃料再処理)に伴う特定の放射性核種(ヨウ素129や炭素14)の放出である。また、近年の地球温暖化により日本列島周辺域の海水温が上昇し続けており、これに伴って、従来は温暖な南方海域にのみ生息していた造礁サンゴ種が黒潮にのって北上している。

論文

Density, surface tension, and viscosity of liquid low-sulfur manganese-boron steel via maximum bubble pressure and oscillating crucible methods

Bell$'e$, M. R.*; Neubert, L.*; Sherstneva, A.*; 山本 泰生*; 西 剛史*; 山野 秀将; Weinberg, M.*; Volkova, O.*

Steel Research International, p.2400252_1 - 2400252_10, 2025/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.00(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

低硫黄マンガンボロン鋼について、異なる温度域でボロンと硫黄の含有量を変えて、物性値を測定した。

論文

次世代革新炉(高速炉と高温ガス炉)開発の最前線,1; 次世代革新炉開発の国内外動向

山野 秀将; 豊岡 淳一; 佐藤 博之; 坂場 成昭

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 66(12), p.607 - 611, 2024/12

主要な開発国を対象に国外の高速炉開発動向を紹介するとともに、国内動向を紹介する。

論文

First freezing experiments with a molten mixture of boron carbide and stainless steel in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

江村 優軌; 松場 賢一; 菊地 晋; 山野 秀将

Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11

Assuming the CDA of SFRs, the eutectic melting between B$$_{4}$$C as a control rod material and stainless steel (SS) as a structural material could occur below their melting points. After that, the mixture produced by eutectic melting between B$$_{4}$$C and SS (B$$_{4}$$C-SS mixture) would relocate inside or outside of the original core region. From the viewpoint of core reactivity changes, the relocation behavior of B$$_{4}$$C-SS mixture induced by its melting/freezing behavior, is one of the key elements to evaluate the CDA consequences. Many experimental studies on freezing behavior using core materials and its simulants, including molten UO$$_{2}$$, SS, tin, wood's metal have been reported in the past. Based on these experimental findings, the freezing/blockage model for the severe accident simulation code was established and discussed through analyses of freezing process. Specifically, it has been considered that the experimental correlation of melt-penetration length was a key indicator to quantitatively describe freezing behavior. However, there was no experimental data for the freezing behavior of actual B$$_{4}$$C-SS mixture. Therefore, the freezing experiments of B$$_{4}$$C-SS mixture were conducted to investigate the freezing and blockage behavior inside a flow path such as fuel pin bundle. In the freezing experiments, B$$_{4}$$C powder and SS block were heated up to around 1,750 K using a graphite heating furnace, then B$$_{4}$$C-SS mixture flowed down into an SS pipe for cooling below 750 K. The experimental results showed that the B$$_{4}$$C-SS mixture solidified and resulted in the blockage in the SS pipe with 4 mm or 6.7 mm in inner diameter, respectively. Furthermore, the observations for cross section of SS pipe suggested that the B$$_{4}$$C-SS mixture penetrated deeper than molten SS. This difference is considered to be influenced by decrease of the melting point.

論文

A Preliminary study for boron mixing effect on severe accident scenario in sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 守田 幸路*

Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 9 Pages, 2024/11

This study is intended to investigate the effect of boron mixing in the degraded core using the eutectic reaction model between B$$_{4}$$C and SS. Two difference B$$_{4}$$C particle sizes were used to examine the effect of the boron dilution in the degraded core material mixture. The tight fluid-particle momentum coupling in the case of small size of B$$_{4}$$C particles allows boron to keep remaining in the core mixture in a longer time than in the case of nominal size of B$$_{4}$$C particles. However, this preliminary calculation showed that the upward motion of the eutectic melt in the molten core pool as well as the reactivity transient behavior caused by the molten core material relocation. This analysis indicated that the reactivity increase could be delayed thanks to the boron mixing.

報告書

SIMMER-III and SIMMER-IV; Computer codes for LMFR core disruptive accident analysis

近藤 悟; 飛田 吉春*; 守田 幸路*; 神山 健司; 山野 秀将; 鈴木 徹*; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 石田 真也

JAEA-Research 2024-008, 235 Pages, 2024/10

JAEA-Research-2024-008.pdf:4.77MB

日本原子力研究開発機構が開発したSIMMER-III及びSIMMER-IVは、2次元/3次元、多速度場、多成分流体力学モデルを空間・時間依存の核動特性モデルと結合した計算コードであり、液体金属高速炉の炉心崩壊事故の解析に広く利用されている。従来コードに対して次のような高度化したモデルが採用されている。すなわち、安定かつ頑健な流体力学アルゴリズム、最大8までの多速度場モデル、構造材及び多相流幾何形状の取扱いの改善、熱及び質量移行過程の包括的取扱い、高精度の状態方程式、高精度かつ高効率の中性子束計算モデル、崩壊熱モデルなどである。本報告書ではSIMMER-III及びSIMMER-IVのモデル及び解法の詳細を記述する。別途詳細が報告されている個別モデルについてはその概要をまとめる。なお、コードの検証及び妥当性確認についてはすでに報告済みである。

論文

Development of failure mitigation technologies for improving resilience of nuclear structures

笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 211, p.105298_1 - 105298_6, 2024/10

Passive safety structures were applied to next-generation fast reactors, subject to high temperature and low-pressure conditions. In the case of loss-of-heat-removal accidents, high temperature conditions accelerate the creep deformation of structures. When deformation redistributes loadings and reduces stresses at important positions such as coolant boundaries, progression to creep rupture of boundaries can be mitigated. When an excessive earthquake occurs, plastic deformation and buckling become dominant, due to low pressure and, therefore, a thin-wall structure. The above-mentioned failure modes reduce rigidity and natural frequency. When the natural frequency becomes lower than the input frequency, vibration energy is hardly transferred to structures and the subsequent failures of structures, such as collapse and break, are mitigated.

論文

France-Japan collaboration on severe accident studies in sodium-cooled fast reactors, 2; Methodologies and calculations of severe accident phases

曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三郎*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。

論文

Validation study on SFR core bowing codes using Joyo ex-core experiment data; Multiple duct bowing benchmark

Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*; 大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の複数ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単列ダクトの熱湾曲を合理的に予測できることがわかった。

論文

Validation study on SFR core bowing codes using Joyo ex-core experiment data; Single duct bowing benchmark

大釜 和也; 堂田 哲広; 上羽 智之; 二神 敏; 田中 正暁; 山野 秀将; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。

論文

France-Japan collaboration on severe accident studies in sodium-cooled fast reactors, 1; Severe accident scenarios assessment

小野田 雄一; 石田 真也; 深野 義隆; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; 柴田 明裕*; Bertrand, F.*; Seiler, N.*

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

PIRTs have been developed and are reported for the 3 sequence event families of SFR severe accidents. For ULOF, there are 13 phenomena ranked with high importance and large uncertainty. Two PIRTs for primary phase of UTOP have been developed based on those of ULOF. Two phenomena with high importance and large uncertainty both in FRN and JPN ranking are highlighted. For USAF PIRT, they are eight phenomena ranked important and uncertain by both sides related to heat transfer coefficient, chunk relocation in the molten pool of the initiating SA and to thermomechanical loading on the hexcan of the initiating SA. These phenomena are recognized to deserve priority study. The event progression regarding FP transport focusing on phenomena of ULOF is investigated. Seven phenomenological phases were identified along with the accident sequences and of their events progression. The summary of the elementary phenomena on this PIRT, and the vote for the table are foreseen in the future study.

論文

Development of safety design technologies for sodium-cooled fast reactor coupled to thermal energy storage system with sodium-molten salt heat exchanger, 2; Study of sodium-molten salt heat exchanger heat transfer performance

林 正明*; 中原 宏尊*; 白倉 翔太*; 山野 秀将

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉のリスク評価技術開発の一環として、熱伝達係数の相関式を用いて伝熱性能の簡易評価を実施した。評価技術を開発するため、熱交換器の部分モデルを用いてSTAR-CCM+による熱流動解析を実施した。ナトリウム-溶融塩熱交換器の性能評価技術を開発するととともに、伝熱向上方策効果を確認した。

論文

France-Japan collaboration on severe accident studies in sodium-cooled fast reactors, 3; Thermodynamic, Kinetic, and Thermophysical Studies of Core Material Mixture

山野 秀将; 江村 優軌; 高井 俊秀; 久保 重信; Quaini, A.*; Fossati, P.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

本論文では、炉心混合物質の相互作用に関する反応速度論、二酸化ウラン(UO$$_{2}$$)と鉄(Fe)と単価ホウ素(B$$_{4}$$C)に対する高温熱物性データ、B$$_{4}$$Cとステンレス鋼(SS)並びにB$$_{4}$$C-SS共晶物再配置(固化も)に関する実験研究、シビアアクシデントコードにB$$_{4}$$C-SS共晶物と反応モデルを組み込む。

論文

Effectiveness evaluation of the measures for improving resilience of nuclear structures against excessive earthquake, 2; Accident sequences analysis

栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10

本研究の目的は破損拡大抑制技術によって過大地震時の原子炉構造レジリエンス向上策の有効性を評価することである。安全上重要な機器・構造物のレジリエンス向上策によって耐震裕度が増すとみなす。同向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度CDFを指標に選び、CDFの低減を地震PRAによって定量化する。ループ型次世代ナトリウム冷却高速炉を想定して有効性評価を実施した。地震時CDFに寄与の大きい原子炉容器RVを対象に、従来は座屈を破損とみなしていたところ、振動座屈後に安定な状態を維持する場合を想定し、疲労破損に至るまでの座屈後のRV挙動を現実的に考慮することをレジリエンス向上策とみなした。仮定した範囲内では、レジリエンス向上策は設計地震動の数倍の地震までCDFを有意に低減する効果を示した。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology using artificial intelligence technology, 3; Automatic fault tree creation tools for failure mode level fault tree

二神 敏; 近藤 佑樹; 山野 秀将; 栗坂 健一

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 9 Pages, 2024/10

This study is intended to develop PRA methodology using the AI technology. The authors have been conducting a three year program including the development of AI tools for automatic FT creation. This AI tools are intended to enable any users to easily perform PRA with the same quality less depending on user's PRA skill. This paper describes updates of the AI tools for automatic FT creation, as a second step progress.

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