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論文

Quantitative measurement of figure of merit for transverse thermoelectric conversion in Fe/Pt metallic multilayers

山崎 匠*; 平井 孝昌*; 八木 貴志*; 山下 雄一郎*; 内田 健一*; 関 剛斎*; 高梨 弘毅

Physical Review Applied (Internet), 21(2), p.024039_1 - 024039_11, 2024/02

This study presents a measurement method for determining the figure of merit for transverse thermoelectric conversion in thin-film forms. Leveraging the proposed methodology, we comprehensively investigate the transverse thermoelectric coefficient, in-plane electrical conductivity, and out-of-plane thermal conductivity in epitaxial and polycrystalline Fe/Pt metallic multilayers.

論文

Numerical simulation method using a Cartesian grid for oxidation of core materials under steam-starved conditions

山下 晋; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1029 - 1045, 2023/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

We newly developed a detailed simulation method for the oxide layer growth/recession under steam-starved conditions using computational fluid dynamics (CFD) methodologies to elaborate the understanding of failure conditions of fuel assemblies during severe accidents. The new method uses the concept of the distance function in a Cartesian grid and is implemented in the original multiphase/multicomponent CFD code named JUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research). A distance calculation of the normal direction from the interface is generally difficult in a Cartesian grid. However, the distance function can give a distance normal to the surface of materials by referring to the value of the function. Thus, the growth/recession calculations, which require the distance normal to the interface, become very easy. We checked the availability of JUPITER, considering these models against the verification and validation problems. As a result, we confirmed that JUPITER gives good results, which may contribute to understanding the progress of core degradation under steam-starved conditions.

論文

BWR lower head penetration failure test focusing on eutectic melting

山下 拓哉; 佐藤 拓未; 間所 寛; 永江 勇二

Annals of Nuclear Energy, 173, p.109129_1 - 109129_15, 2022/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Decommissioning work occasioned by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident of March 2011 is in progress. Severe accident (SA) analysis, testing, and internal investigation are being used to grasp the 1F internal state. A PWR system that refers to the TMI-2 accident is typical for SA codes and testing, on the other hand, a BWR system like 1F is uncommon, understanding the 1F internal state is challenging. The present study conducted the ELSA-1 test, a test that focused on damage from eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD), to elucidate the lower head (LH) failure mechanism in the 1F accident. The results demonstrated that depending on the condition of the melt pool formed in the lower plenum, a factor of LH boundary failure was due to eutectic melting. In addition, the state related to the CRD structure of 1F unit 2 were estimated.

論文

Removal of soluble strontium via incorporation into biogenic carbonate minerals by halophilic bacterium Bacillus sp. strain TK2d in a highly saline solution

堀池 巧*; 土津田 雄馬*; 中野 友里子*; 落合 朝須美*; 宇都宮 聡*; 大貫 敏彦; 山下 光雄*

Applied and Environmental Microbiology, 83(20), p.e00855-17_1 - e00855-17_11, 2017/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:59.31(Biotechnology & Applied Microbiology)

福島第一原子力発電所事故により、放射性ストロンチウムの一部が海洋に漏出した。塩濃度が高い条件では一般的な吸着剤によるSrの除去効率が低いので、本研究では生物起源鉱物による塩水中からの水溶性Srの除去を検討した。海底堆積物から単離したバチルス属細菌のTK2k株は、塩水中のSrの99%以上を除去した。Srはまず細胞表面に吸着し、その後細胞外に形成した炭酸塩鉱物に取り込まれることを明らかにした。

論文

Effects of weak organic acids on the size distribution and size-dependent metal binding of humic substances as studied by flow field-flow fractionation

山下 祐司*; 斉藤 拓巳

Journal of Environmental Chemical Engineering, 3(4), p.3024 - 3029, 2015/12

腐植物質はサイズや官能基組成の点で不均質な天然有機物であり、幅広い金属イオンと結合し、動態を変化させる。本研究では、ナノメートルスケールの連続的なサイズ分画が可能な流動場分画法を用いて、腐植物質のサイズ分布に与える有機酸の影響、および、腐植物質の分子サイズに依存した金属イオンの結合量の比較を行った。通常、pH緩衝剤としてもちいられるTris, MES, MOPSの3種類の有機酸存在下でのAldrichフミン酸(PAHA)のサイズ分布を調べた結果、Tris, MESでは、それぞれ、サイズの増加と減少が見られ、MOPSでは、有機酸無しの場合と同様のサイズが得られた。これらの結果は、TrisおよびMESとの相互作用により、PAHAのサイズが変化したことを示唆する。MOPS存在下で、PAHAに結合したユーロピウムとウランのサイズ分布を調べたところ、これらの金属イオンが特定の5nmのサイズを持つPAHA分子に高い親和性を示すことが分かった。

論文

Conceptual design study of Pb-Bi cooled fast reactor core in the "feasibility study" in Japan

三田 敏男; 山下 巧; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

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報告書

強制循環方式鉛ビスマス冷却中型炉の炉心・燃料設計検討; 平成16年度研究成果のまとめ, (研究報告)

山下 巧; 三田 敏男; 水野 朋保

JNC TN9400 2005-039, 88 Pages, 2005/08

JNC-TN9400-2005-039.pdf:4.73MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究(FS)においては、様々な冷却材を用いた高速増殖炉が検討されており、その候補の1つとして鉛ビスマス冷却炉の設計研究を実施している。本研究では最近の鉛ビスマス中の材料腐食の実験結果を反映して、平成15年度に実施した鉛ビスマス冷却中型炉の炉心・燃料の仕様を見直した。

報告書

鉛ビスマス冷却中型炉の炉心・燃料設計検討

山下 巧; 三田 敏男; 水野 朋保

JNC TN9400 2004-065, 93 Pages, 2004/11

JNC-TN9400-2004-065.pdf:6.96MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究(FS)においては,様々な冷却材を用いた高速増殖炉が検討されており,その候補の1つとして鉛ビスマス冷却炉心燃料概念について設計研究を行ってきている。ここでは,平成13年度に実施した鉛ビスマス冷却中型炉の炉心・燃料設計に対して,DDI(ダクト(ラッパ管)間相互作用)を回避する観点から燃料仕様を見直し,FSフェーズII中間取り纏め(平成15年度)としての強制循環方式と自然循環方式の代表炉心を設計して,いずれもFSの設計目標を満たす見通しを得た。750MWe強制循環炉心(FC)と550MWe自然循環炉心(NC)の特性を比較した結果,FCを有望概念に選定した。FCの利点を以下にまとめる。(1)全炉心平均燃焼度(炉心+ブランケット)が大きい(FC:105GWd/t,NC:89GWd/t)。(2)装荷時核分裂性Pu重量が少ない(FC:5.8t/GWe,NC:8.0t/GWe)。(3)出力が大きくても炉心等価直径が小さい(FC:441cm,NC:464cm)。(4)NCは自然循環力の確保のため,炉容器軸長が長くなり耐震性の観点からは課題が多い。なお,本検討の代表炉心は炉心取出平均燃焼度の目標値(150GWd/t)を達成したが,被覆管の高速中性子照射量がODS鋼およびPNC-FMS鋼の開発目標の目安値(5$$times$$10 の28乗 n/cm2,E$$>$$0.1MeV)を上回ることを許容した。これに対し,照射量を目安値以下とした照射量目標対応炉心は,炉心取出平均燃焼度がFCで129GWd/t,NCで146GWd/tとなった。さらに,MOX燃料および金属燃料と軽水炉回収TRU燃料の適用性を確認し,鉛ビスマス冷却炉炉心の柔軟性・多様性を示した。また,最近の鉛ビスマス中の被覆管腐食試験の知見では,現設計で用いた被覆管腐食評価式は非安全側で,かつ現状の制限目安の被覆管最高温度650度Cを570度Cまで下げて設計する必要の可能性が出てきている。現行腐食式を用いて被覆管最高温度を低下した場合の影響について予備解析を実施し,炉心特性への影響は小さいという結果を得た。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

口頭

窒化物燃料データベースの構築

佐藤 匠; 西 剛史*; 白数 訓子; 倉田 正輝; 山下 雄一郎*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、先進燃料の燃料設計やふるまいの予測、製造プロセス設計等に広範に使うことができる、汎用データベースの開発と公開、および外部とのリンクを進めている。その一環として、窒化物燃料の物性に関するデータの整備を行った。開発中のデータベースの概要と、収録する予定の窒化物燃料の物性データ等について報告する。

口頭

Coprecipitation of radioactive strontium in sea water during formation of biogenic calcite

大貫 敏彦; 香西 直文; 坂本 文徳; Yu, Q.; 山下 光男*; 堀池 巧*; 宇都宮 聡*

no journal, , 

微生物によるカルサイト生成時におけるSrの取り込みを調べた。海水条件でカルサイトを生成する菌をスクリーニングした。カルサイト生成菌により生成したカルサイトにSrが取り込まれることをSEM, TEMによる分析で明らかにした。さらに、EXAFS解析により化学形を明らかにした。

口頭

BWR圧力容器下部構造物と溶融金属物質の反応による溶融物の流出挙動

佐藤 拓未; 山下 拓哉; 間所 寛; 永江 勇二

no journal, , 

本研究では、沸騰水型軽水炉の圧力容器下部構造物である制御棒駆動機構の金属系デブリとの反応・溶融試験を実施し、その破損挙動を観察した。その結果、構造材/金属デブリの反応により、単体での融点よりも低い低温でCRD構造物の破損が進行することが明らかになった。

口頭

Failure behavior of BWR lower head due to reaction with molten metallic materials

佐藤 拓未; 山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二

no journal, , 

The reaction between the molten metallic debris pool and the structural materials of reactor pressure vessels (RPV) is important in understanding the RPV failure behavior. In this study, the ELSA (Experiment on Late In-vessel Severe Accident Phenomena)-1 test, which focuses on the damage caused by the eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD) structures, was conducted. A test sample simulating the CRD structure at the lower head was fabricated and loaded with Fe-Zr alloy as the simulated metal debris. The sample was gradually heated to about 1400 $$^{circ}$$C using the LIESAN test facility, and in-situ observation was performed using a video camera. The test results showed that the CRD structural material reacted with the metal debris and melted at about 1050-1250 $$^{circ}$$C, which was lower than the melting point of the CRD itself. It was also observed that the molten material flowed into the CRD, suggesting that the CRD structure was preferentially damaged during the severe accident.

口頭

溶融金属と構造材間の反応によるBWR圧力容器下部破損

佐藤 拓未; 山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二

no journal, , 

本研究では、沸騰水型軽水炉の圧力容器下部構造物である制御棒駆動機構の金属系デブリとの反応・溶融試験を実施し、その破損挙動を観察した。下部ヘッドの制御棒駆動機構を再現した模擬試験体に、模擬金属デブリとして共晶組成のSUS304-Zr合金を装荷した。これら試験体をLEISAN試験装置によりAr雰囲気化で4.88$$^{circ}$$C/minで加熱し、その様子を試験装置上部に設置したカメラからその場観察を行った。その結果、構造材/金属デブリの反応により、構造材単体での融点よりも低い低温で圧力容器破損が進行することが明らかになった。

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