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報告書

高温ガス炉用SiC母材燃料コンパクトの作製に関する検討

河野 貴大*; 水田 直紀; 植田 祥平; 橘 幸男; 吉田 克己*

JAEA-Technology 2023-014, 37 Pages, 2023/08

JAEA-Technology-2023-014.pdf:2.35MB

現在用いられている高温ガス炉用燃料コンパクトは、被覆燃料粒子を黒鉛母材で焼き固めた黒鉛母材燃料コンパクトである。これに対して、SiC母材燃料コンパクトは、母材を従来の黒鉛から新たに炭化ケイ素に換えたものである。高温ガス炉用燃料コンパクトを従来の黒鉛母材燃料コンパクトからSiC母材燃料コンパクトに換えることで、高温ガス炉の出力密度等の性能向上が期待される。本研究では、高温ガス炉用燃料コンパクトに適用するための焼成条件を選定し、試作したSiCの密度や熱伝導率を測定した。

論文

Atomization mechanisms of a wall-impinging jet in a shallow pool

堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Physics of Fluids, 35(7), p.073309_1 - 073309_17, 2023/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01

非混和液液系における液体ジェットの微粒化は、原子力産業分野の安全上重要である。日本原子力研究開発機構は、数値シミュレーションを用いて非混和性液液系における液体ジェットとして振る舞う溶融燃料の挙動を評価する手法を開発し、数値シミュレーションと実験により浅水プール中の液体ジェット挙動を調査してきた。本論文は、壁面衝突液体噴流における微粒化の機構を明らかにする。ここでは、非混和液液系の浅水プール中壁面衝突液体噴流における微粒化挙動について、数値シミュレーションと分散相追跡法を用いて、液滴形成とその流れ場の観点から研究した。その結果、壁面衝突液体噴流に見られる液膜流における液滴形成は、三つのパターンがあることを明らかにし、液滴形成直後の液滴物理量を取得し、無次元数を用いた液滴形成の理論的基準領域を開発した。液滴形成パターンとこの領域との比較により、パターンの特徴と発生源に応じた液滴形成機構を解明した。

論文

Research on improvement of HTGR core power-density, 4; Feasibility study for a reactor core

沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750$$^{circ}$$C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.

論文

Experiment and numerical simulation of pulsation flow in single channel for Li-7 enrichment technology development by MCCCE method

堀口 直樹; 吉田 啓之; 北辻 章浩; 長谷川 信*; 岸本 忠史*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

我が国のエネルギー安全保障の観点および環境負荷低減の観点から、軽水炉の連続運転が不可欠である。PWRの水質管理にはLi-7イオンを濃縮したpH調整剤が必要であり、Li-7濃縮技術の開発が重要課題の一つである。環境負荷の少ない技術としてマルチチャンネル向流電気泳動(MCCCE)法が開発されている。これを実用化するためには、チャネル内のLi-7イオン挙動を把握し、Li-7と他同位体を分離させるため実験条件を最適化する必要がある。本報告では、実機の単一チャンネル内のLi-7イオン挙動を把握することを目的に、原子力機構で開発した粒子追跡機能を有するCFDコードTPFIT-LPTをベースとしたイオン挙動の数値シミュレーション手法を開発した。本手法では、電場下のイオンの運動を、電場による速度を粒子に付加して運動させることで模擬した。同位体の運動の差異は付加速度の大きさを変更して表現した。また、個々のイオン挙動を実験計測することは不可能であるが、数値シミュレーションの検証の為に、バルク流体の流速を測定することが重要であると考えた。そこで、実機の単一チャンネルを簡略化したラボスケール実験装置を開発し粒子画像流速計測法(PIV)により流速を測定することとした。実験装置には、実機の実験条件の一つであり数値シミュレーションで難しい条件の一つである脈動流条件を設定し、流速を測定した。結果として、脈動流が再現されることを確認した。この脈動流の実験データを数値シミュレーションの入口境界条件として設定し、数値シミュレーションを実施した。この結果として、電場の影響を受けたイオンが脈動しながら上流へ移動することを確認した。また、電場下の同位体の挙動の差異も確認した。

論文

Measurement of fragments of a wall-impinging liquid jet in a shallow pool

堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 6 Pages, 2022/10

シビアアクシデント時の軽水炉の安全性評価において、プール中を落下しブレイクアップする溶融燃料ジェットから発生する微粒化物の物理量の推定が重要である。このため、燃料と冷却材間の相互作用(FCI)に含まれる流体力学的相互作用を伴う液体ジェットとしての挙動の評価手法が開発されている。炉外で想定される浅いプールの場合、溶融燃料は液状の壁面衝突噴流として振る舞い、微粒化物を伴うあるいは伴わない液膜流として拡がることが想定される。我々の研究では、流体力学的相互作用と過渡的かつ三次元的に床面を拡がる点に着目し、詳細二相流解析コードTPFITを用いた数値シミュレーションによる評価手法と、この妥当性確認のために液液系において3D-LIF法を用いた実験手法を開発している。過去の研究で、微粒化を伴う壁面衝突噴流が特徴的な構造を過渡的に有することを観察しており、その各部に依存した微粒化物の物理量の変化、ひいては安全評価への影響が考えられることから、各部におけるこの物理量の計測が重要と考える。本報は、数値シミュレーションの妥当性確認に資するべく実施した、浅水プール中の壁面衝突噴流における微粒化物の物理量の計測について説明する。3D-LIF法による実験を行い、分散相追跡法によって液膜流上の微粒化位置に基づいて実験データを各部に区分した。この区分したデータから微粒化物の径および総量を計測し、これらの変化傾向を検討した結果について述べる。

論文

Vibration of cantilever by jet impinging in axial direction

飛田 大樹*; 文字 秀明*; 山下 晋; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 菅原 隆徳

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 5 Pages, 2022/10

Accelerator-driven system (ADS) is a technology proposed to shorten the lifetime and detoxify highly toxic nuclides contained in high-level radioactive wastes discharged by nuclear power generation (Yamashita et al., 2020). The beam window through which the proton beam penetrates is extremely hot. In order to cool the beam window, a coolant jet impinges the beam window. In the ADS, the beam window is suspended in the system. Therefore, the impinging jet may vibrate the beam window. To investigate the vibration behavior of the beam window due to the jet impinging, an experiment was conducted by the simple experimental apparatus with the suspended rod and the impinging jet, as a basic study.

論文

Experimental study of liquid spreading and atomization due to jet impingement in liquid-liquid systems

山村 聡太*; 藤原 広太*; 本田 恒太*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Physics of Fluids, 34(8), p.082110_1 - 082110_13, 2022/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:52.3(Mechanics)

液-液系の衝突噴流における液体の広がりと微粒化は、浅い水槽への高温溶融物質の冷却挙動を理解する上で非常に重要であると考えられている。この現象は、液体噴流が非混和性液体で満たされたプールに入る時に発生し、噴流は床面に衝突した後、薄い液膜を形成しながら放射状に広がり、液滴が微粒化する。本論文では、3次元レーザー誘起蛍光法(3D-LIF)計測と3次元再構成により、ジェットが拡がる非定常3次元挙動を定量化した結果を説明する。高流速条件下では、液膜の広がりとともに跳水および微粒化現象が発生した。この液膜の広がりを評価するために、拡がりの代表値として跳水半径位置を求めて既存の気液系の理論との比較を行った結果、液液系は気液系よりも液膜の拡がりが抑制されることがわかった。さらに、液膜の跳水メカニズムにおいて重要な因子とされる液膜中の速度分布を粒子追跡速度計測法(PTV)により計測することに成功し、液膜中の速度境界層の存在を確認した。これらの結果から、液-液系では、界面でのせん断応力により流速が低下し、速度境界層の発達が抑制されることが明らかとなった。また、微粒化挙動を評価するため、取得した噴流の三次元形状データから、微粒化した液滴の数と直径分布を測定した。その結果、液滴の数は流速が大きくなるにつれて増加した。これらの結果から、我々は、微粒化挙動が液膜の拡がりに影響すると結論付けた。

論文

Numerical simulation of annular dispersed flow in simplified subchannel of light water cooled fast reactor RBWR

吉田 啓之; 堀口 直樹; 小野 綾子; 古市 肇*; 上遠野 健一*

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08

About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of BT. And occurrence conditions of BT can be changed by devising the spacer shapes. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more severe than the current BWR. Then, the effect of the spacer on BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer by evaluation only for large-scale tests. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of spacer shape on annular dispersed flow in RBWR subchannels. As the first step of this research, we performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of RBWR. We used a circular tube with the same hydraulic diameter as the RBWR subchannel to consider the basic effects of spacer on the annular dispersed flow. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer used in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In this paper, we describe the result of numerical simulation. We evaluated droplets' size and velocity based on simulation results for the spacer's existence and non-existence cases.

論文

Development of dispersed phase tracking method for time-series 3-dimensional interface shape data

堀口 直樹; 吉田 啓之; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03

In severe accidents of nuclear reactors, molten fuel and structural materials leak out of the pressure vessel into the water pool on the pedestal floor. If the water pool is shallow, the molten material enters the shallow pool as a liquid jet, disperses as debris, spreads over the floor, and it cooled by fuel-coolant interaction (FCI). Numerical simulations and experiments with state-of-the-art visualization techniques are developed and used to consider the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet as a debris jet. By performing these simulations and experiments, we obtain detailed 3-dimensional shapes of the liquid jet interfaces. However, to evaluate the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet, we require not only 3-dimensional shapes but also the velocity and size of dispersed liquid. We have developed a dispersed phase tracking method by using time-series data of 3-dimensional shapes of the melt interface obtained by numerical simulations or experiments to obtain these data. Firstly, we verified the applicability of the developed method by applying a simple system. Next, we applied the method to the numerical results of a liquid jet entering a shallow pool by TPFIT. The results show that the liquid jet entering the shallow pool reproduces the dispersion behavior of the fragments. The generated fragments were quantitively confirmed to have curved and rotational trajectories with complex nonlinear motions. In the relationship between the volume equivalent diameter of the fragments and the magnitude of velocity, it was confirmed that the larger the equivalent diameter, the smaller the velocity fluctuation.

報告書

Effect of nitrous acid on migration behavior of gaseous ruthenium tetroxide into liquid phase

吉田 尚生; 大野 卓也; 吉田 涼一朗; 天野 祐希; 阿部 仁

JAEA-Research 2021-011, 12 Pages, 2022/01

JAEA-Research-2021-011.pdf:1.49MB

再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発乾固事故について、ルテニウム(Ru)の挙動が着目されている。Ruは四酸化ルテニウム(RuO$$_{4}$$)のような揮発性の化学種を形成し、硝酸、水または窒素酸化物を含む共存ガスと共に施設外へ放出される可能性があるためである。本研究では、蒸発乾固事故に対する安全性評価に資することを目的として、事故時の蒸気凝縮を模擬した、水溶液に対する気体状RuO$$_{4}$$の液相への移行挙動を実験的に測定した。その結果、RuO$$_{4}$$のガス吸収は液相中の亜硝酸(HNO$$_{2}$$)濃度の増加により促進されたことから、化学吸収を伴う物質移動であることが示唆された。HNO$$_{2}$$を用いない対照実験では、温度が低いほど液相中のRu吸収率は大であったのに対し、HNO$$_{2}$$を用いた実験では、温度が高いほどRu吸収率が高かった。これは化学吸収に関与する化学反応が高温で活性化されたためであると考察される。

論文

Review of engagement activities to promote awareness of radiation and its associated risk amongst the Japanese public before and after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

迫田 晃弘; 野村 直希*; 黒田 佑次郎*; 河野 恭彦; 内藤 航*; 吉田 浩子*

Journal of Radiological Protection, 41(4), p.1258 - 1287, 2021/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.07(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所の事故後、多くの放射線専門家は、リスクコミュニケーションを含む公衆理解(PU)に関する事故前の認識と実態との間に大きなギャップがあることを経験した。そこで本研究では、放射線や放射線リスクに関する日本の6つの学会(社会的に中立的な専門家コミュニティ)のPU活動について、事故前後の情報を収集・分析した。これらの学会が一般市民に提供している活動について、以下の観点から考察した。(1)リソース、モチベーション、公衆の関心・懸念による双方向のコミュニケーションの難しさ、(2)学術研究とPU活動のバランス、(3)会員専門家の中立性と独立性を確保した、学会の一般市民との信頼関係の構築、(4)一般市民へのエンゲージメントに向けた学会間の議論。放射線防護の専門家や学会が公衆コミュニケーションやアウトリーチにおける役割について、本論文をきっかけに国内外の議論が一層高まることを期待している。

論文

Oxidation of anatase TiO$$_{2}$$(001) surface using supersonic seeded oxygen molecular beam

勝部 大樹*; 大野 真也*; 高柳 周平*; 尾島 章輝*; 前田 元康*; 折口 直紀*; 小川 新*; 池田 夏紀*; 青柳 良英*; 甲谷 唯人*; et al.

Langmuir, 37(42), p.12313 - 12317, 2021/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.31(Chemistry, Multidisciplinary)

超音速分子ビーム(SSMB)を用いて、アナターゼ型TiO$$_{2}$$(001)表面の酸素空孔の酸化を調べた。SSMBによって表面およびサブサーフェイスの酸素空孔を除去できた。格子間空孔が酸素空孔の大部分と考えられるが、SSMBによって効果的に除去できた。表面の酸素空孔は、TiO$$_{2}$$結晶成長後の状態では安定であるが、SSMBを用いて同様に効果的に除去できた。

論文

「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発)」に係る補助事業; 2020年度最終報告

小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.

廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08

令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。

論文

Application of OpenPET as 3-D imaging device of carbon distribution in fruit

栗田 圭輔; 三好 悠太*; 長尾 悠人*; 山口 充孝*; 鈴井 伸郎*; 尹 永根*; 石井 里美*; 河地 有木*; 日高 功太*; 吉田 英治*; et al.

QST-M-29; QST Takasaki Annual Report 2019, P. 106, 2021/03

Research on the distribution and dynamics of photoassimilates in plants, especially those in fruits, is important for improving food production. Positron emission tomography (PET) and carbon-11 ($$^{11}$$C) isotope technique are valuable to obtain 3-D images of photoassimilates. For plant experiments, however, it is important to adjust a system to plant's growth environment. General PET devices, even small-animal PET devices, are not suitable for plant studies. This can be solved by using a small OpenPET prototype which is a compact PET device that has an open space in its field of view (FOV). In this work, we upgraded the OpenPET system for the PET study of fruits and successfully realized the 3-D imaging of a photoassimilate labeled with $$^{11}$$CO$$_2$$ in a fruit of a strawberry plant.

論文

Restraint effect of coexisting nitrite ion in simulated high level liquid waste on releasing volatile ruthenium under boiling condition

吉田 涼一朗; 天野 祐希; 吉田 尚生; 阿部 仁

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(2), p.145 - 150, 2021/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.39(Nuclear Science & Technology)

日本の再処理施設における重大事故の一つである「冷却機能喪失による蒸発乾固」においては、他の元素に比べて多量の揮発性ルテニウムが環境中に放出されうる。これは飛沫同伴での放出に加え、ガス状の物質として揮発性ルテニウム化合物が高レベル濃縮廃液から放出されるためと考えられる。この揮発性ルテニウム化合物の放出は共存する亜硝酸イオンの還元力により抑制される可能性が予想される。揮発性ルテニウム化合物の放出挙動に対する亜硝酸イオンの効果を確認するため、亜硝酸イオン濃度をパラメータとした模擬廃液を加熱する4試験を実施した。亜硝酸イオン源として亜硝酸ナトリウムを添加することにより、揮発性ルテニウム化合物の放出が抑制される結果がみられた。本成果は冷却機能喪失による蒸発乾固におけるソースターム解析の進展に貢献することが期待される。

論文

Consistent modelling of material weight loss and gas release due to pyrolysis and conducting benchmark tests of the model; A Case for glovebox panel materials such as polymethyl methacrylate

大野 卓也; 田代 信介; 天野 祐希; 吉田 尚生; 吉田 涼一朗; 阿部 仁

PLOS ONE (Internet), 16(1), p.e0245303_1 - e0245303_16, 2021/01

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

火災時に原子力施設から漏れる放射性物質の量を評価する際には、グローブボックスの閉じ込め機能がどのように失われるかを考慮する必要がある。その一環として、この研究では、炎からの入熱によるグローブボックス材料の重量減少とそれに伴う熱分解ガスの放出を一貫して評価するモデルの構築を試みた。材料の重量減少はグローブボックスの壁材の減肉を示唆しており、熱分解ガスの放出は延焼が発生する可能性を示唆する。本研究では研究対象をグローブボックスパネルとして使用されるポリメチルメタクリレート(PMMA)とした。PMMAの熱重量分析では、熱分解による重量減少を予測するアレニウス式に代入するパラメーターを決定した。ここでは、PMMAの熱分解挙動が3つのステージに区分され、それぞれ62kJ/mol, 250kJ/mol、および265kJ/molの活性化エネルギーが導出された。また、ガス組成の定量分析により、PMMAから放出される熱分解ガスの組成は100%メタクリル酸メチルとして近似できることが明らかになった。この結果は、メタクリル酸メチルの放出量を上述のアレニウス式により推定できることを示唆する。このようなガス放出量の推定モデルの妥当性を確認するために、密封容器試験を実施した。この試験では、封入した材料が熱分解していくに従い容器内のガス分子の数が増加していく様を、内圧の変化を測定することで観察した。観察されたガス分子の増加挙動はアレニウスの式から推定されたものと同様であり、我々のモデルの有効性を示した。さらに、比較のためにビスフェノールAポリカーボネート(PC)についても同様の試験を実行した。PCの場合、密封容器試験で観察されるガス分子の数はモデルによる推定値よりも多くなる傾向が見られた。

報告書

気体状四酸化ルテニウムの化学形変化挙動に与える窒素酸化物の影響

吉田 尚生; 天野 祐希; 大野 卓也; 吉田 涼一朗; 阿部 仁

JAEA-Research 2020-014, 33 Pages, 2020/12

JAEA-Research-2020-014.pdf:3.66MB

使用済核燃料の再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発乾固事故を考慮した場合、ルテニウムは揮発性の化合物を形成し、廃液中の放射性元素の中で比較的高い放出割合となりうる重要な元素である。本研究では、蒸発乾固事故に対する安全性評価に資することを目的として、気体状四酸化ルテニウム(RuO$$_{4}$$(g))の化学形変化挙動に与える窒素酸化物(NOx)の影響を実験的に評価した。その結果、RuO$$_{4}$$(g)の分解速度は一酸化窒素や二酸化窒素を添加しない場合よりも添加した場合の方が遅く、これらのNOxはRuO$$_{4}$$(g)を安定化することが明らかになった。また、安定化効果は二酸化窒素の方が高かった。

論文

Decomposition behavior of gaseous ruthenium tetroxide under atmospheric conditions assuming evaporation to dryness accident of high-level liquid waste

吉田 尚生; 大野 卓也; 吉田 涼一朗; 天野 祐希; 阿部 仁

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(11), p.1256 - 1264, 2020/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.27(Nuclear Science & Technology)

再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発乾固事故では、ルテニウム(Ru)の挙動が重要視されている。これはRuが四酸化ルテニウム(RuO$$_{4}$$)等の揮発性化合物を生成し、硝酸(HNO$$_{3}$$),水(H$$_{2}$$O)等の共存ガスとともに環境中に放出される可能性があるためである。この事故事象の安全評価に資するため、気体状RuO$$_{4}$$(RuO$$_{4}$$(g))の分解・化学形変化挙動を、温度や共存ガスの組成をパラメータとした様々な条件下で実験的に評価した。結果として、RuO$$_{4}$$(g)は気相条件によって多様な挙動を示した。乾燥空気や水蒸気を用いた実験ではRuO$$_{4}$$(g)の分解が観察された。一方、HNO$$_{3}$$を含む混合ガスを用いた実験では、RuO$$_{4}$$(g)の分解はほとんど観測されず、化学形を保持した。

論文

Numerical simulation of liquid jet behavior in shallow pool by interface tracking method

鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 山村 聡太*; 阿部 豊*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

In the severe accident (SA) of nuclear reactors, fuel and components melt, and melted materials fall to a lower part of a reactor vessel. In the lower part of a reactor vessel, in some sections of the SAs, it is considered that there is a water pool. Then, the melted core materials fall into a water pool in the lower plenum as a jet. The molten material jet is broken up, and heat transfer between molten material and coolant may occur. This process is called a fuel-coolant interaction (FCI). FCI is one of the important phenomena to consider the coolability and distribution of core materials. In this study, the numerical simulation of jet breakup phenomena with a shallow pool was performed by using the developed method (TPFIT). We try to understand the hydrodynamic interaction under various, such as penetration, reach to the bottom, spread, accumulation of the molten material jet. Also, we evaluated a detailed jet spread behavior and examined the influence of lattice resolution and the contact angle. Furthermore, the diameters of atomized droplets were evaluated by using numerical simulation data.

論文

$$q$$=0 long-range magnetic order in centennialite CaCu$$_{3}$$(OD)$$_{6}$$Cl$$_{2}$$ $$cdot$$ 0.6D$$_{2}$$O; A Spin-$$frac{1}{2}$$ perfect kagome antiferromagnet with $$J_{1}$$-$$J_{2}$$-$$J_{d}$$

飯田 一樹*; 吉田 紘行*; 中尾 朗子*; Jeschke, H. O.*; Iqbal, Y.*; 中島 健次; 河村 聖子; 宗像 孝司*; 稲村 泰弘; 村井 直樹; et al.

Physical Review B, 101(22), p.220408_1 - 220408_6, 2020/06

 被引用回数:19 パーセンタイル:80.32(Materials Science, Multidisciplinary)

鉱物センテニアライトCaCu$$_{3}$$(OD)$$_{6}$$Cl$$_{2}$$ $$cdot$$ 0.6D$$_{2}$$Oの結晶構造と磁気構造をシンクロトロンX線回折と中性子回折測定に密度汎関数理論(DFT)と疑似フェルミオン汎関数繰り込み群(PFFRG)の計算を組み合わせることで調べた。CaCu$$_{3}$$(OD)$$_{6}$$Cl$$_{2}$$ $$cdot$$ 0.6D$$_{2}$$OではCu$$^{2+}$$イオンは反強磁性$$J_{1}$$と幾何学的に完全なカゴメネットワークを形成する。Cu$$^{2+}$$とCa$$^{2+}$$イオン間のサイト間無秩序は見つからなかった。CaCu$$_{3}$$(OD)$$_{6}$$Cl$$_{2}$$ $$cdot$$ 0.6D$$_{2}$$Oは$$T$$$$_{rm N}$$=7.2K以下で磁気秩序を示し、負のベクトルスピンキラリティーを持つ$$q$$=0の磁気構造が現れる。0.3Kでの秩序モーメントは0.58(2)$$mu$$Bに抑えられている。我々のDFT計算では、この系が量子臨界点の近くにあり、$$J_{1}$$-$$J_{2}$$-$$J_{d}$$カゴメ反強磁性体の優れた実現であることを示唆している。

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