検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 28 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

AFM evaluation for corrosion behavior of ion irradiated stainless steel

根本 義之; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 塚田 隆

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04

現在、軽水炉の高経年化との関連において重要な検討課題とされているオーステナイト・ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)の基礎的な研究のため、照射材における腐食挙動の評価方法の開発及び解析を行った。イオン照射を適用し、照射温度,照射損傷量,水素(H),ヘリウム(He)注入量を変化させて照射を行った。照射材の腐食挙動の評価には原子間力顕微鏡(AFM: Atomic Force Microscope)を適用し、その評価のために最適な腐食条件などについて検討した。その結果、照射材の腐食量の評価に成功し、照射条件と腐食挙動の相関について検討した。また照射誘起偏析の影響と考えられる粒界の優先腐食の様子をとらえることにも成功した。方位像顕微鏡(EBSP: Electron Backscatter Diffraction Pattern)による観察結果との組合せにより、粒界性状と腐食挙動の相関について検討した。

論文

Probabilistic fracture mechanics analyses of RPV under some PTS transients

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

安全上重要な構造機器の信頼性評価やリスク管理において、確率論的破壊力学(PFM)解析手法の適用が検討されている。原研では、軽水炉圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)等の過渡事象時における信頼性解析コードとして、PFMに基づくPASCALコードを開発している。本報告では、典型的な3ループ型PWRを対象として、4ケースのPTS事象についての熱応力解析結果を基に、非破壊検査,破壊靭性曲線,き裂形状等の重要な因子に着目して、PASCALを用いてPFM解析を実施した。解析結果から、PTS時における原子炉圧力容器の破壊確率に対して、非破壊検査の影響は最も大きく影響し、精度の高い検査を行うことにより、破壊確率は検査をしない場合より3桁以上低下することが分かった。また、我が国の脆化予測式及び破壊靭性曲線を適用することにより、米国の手法と比較して破壊確率が減少すること、及びき裂形状を半楕円き裂としてき裂進展解析を行うことにより、従来の無限長き裂に変換する場合における保守性を低減できることが示された。

論文

System pressure effect on density-wave instability; Simplified model analysis and experiments

柴本 泰照; 井口 正; 中村 秀夫; 久木田 豊*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 11 Pages, 2003/04

沸騰垂直流路の安定限界における系圧力の影響について、解析的及び実験的な検討を行った。モデル作成は、Wallis-Heasleyの熱平衡・一次元均質流モデルに基づいて行った。システムの特性方程式が解析的に解けるように、通常ムダ時間要素で表現される入口流速に対する各種応答を一次遅れ要素によって表した。これは、近似表現ではあるが、特性方程式内で個々の要素を分離して表現できるため、不安定に対する支配因子の特定が容易となる。提案した簡易モデルについて、Ishii-Zuber安定マップ上で実験データと比較した。安定限界を示す実験データは、系圧力に大きく依存する結果となった。本モデルによる予測値は、二相流域の圧力損失に対する系圧力の影響を考慮することで、実験データをよく予想できた。また、システムの固有振動数は、二相流の通過時定数と密接に関係し、これもモデルでよく予測できた。

論文

Recent activities of Pb-Bi technology for ADS at JAERI

菊地 賢司; 斎藤 滋; 倉田 有司; 二川 正敏; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 梅野 誠*; 森恵 次郎*; 高野 秀機; 若井 栄一

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04

J-PARCでADSターゲット施設を建設するために実施しているR&Dの成果として、最新の鉛ビスマス材料技術の成果をターゲット設計、流動ループ試験、静的試験、 酸素センサー開発、洗浄試験結果について述べている。SUS316材を450$$^{circ}$$Cの鉛ビスマス流動下で、3000時間試験した結果、腐食量は0.1mmであった。低温部にFeとCrの合金が析出した。循環ループ高温部で溶解したこれらの元素が、低温部で溶解度の違いのために析出した物である。静的試験結果から、腐食層厚さは、合金中Cr量の増加とともに減少した。信頼性ある酸素センサーを参照電極を選択して、開発する予定である。洗浄試験の結果、シリコンオイル浴後の効果的な洗浄はブラッシングが必要であること、混酸を使うとほぼ完全に鉛ビスマスを洗浄できたが、試験片自体も色が付き、影響を受けた。

論文

Experimental study on cooling limit under flow instability in boiling flow channel

井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

BWRの水力不安定時には、流量変動に同期して燃料被覆が沸騰遷移とリウェットを周期的に繰り返すことが知られている。著者らは、THYNC試験装置により、実機核燃料と同長、同径の模擬燃料による2$$times$$2管群試験部を用いて、水力不安定実験を行った。その結果、模擬燃料出力を増加すれば、このような周期的沸騰遷移状態が発生し、さらに模擬燃料出力を増加すれば膜沸騰が持続する状態に至り、いずれの場合も模擬燃料温度は逸走しないことを確認した。周期的膜沸騰発生条件は、流量瞬時値が定常沸騰遷移曲線を下回るときで近似できた。持続的膜沸騰は、流量変動の振幅などの振動特性に依存するものの、質量流束変動の中心値が定常沸騰遷移曲線より小さいチャンネル出力で発生した。持続的膜沸騰発生条件は、低圧(2MPa以下),低流量(400kg/m2s以下)の条件では、梅川のモデルとほぼ一致した。高圧(7MPa)では、流量変動1周期間の熱バランスに基礎を置いた実験式とほぼ一致した。TRAC-BF1コードにより、周期的膜沸騰や持続的膜沸騰を予測できた。周期的膜沸騰遷移出力の予測結果はほぼ実験結果と一致したが、リウェット挙動の予測が不適切のため持続的膜沸騰遷移出力はよく予測できなかった。

論文

Advanced coated particle fuels; Experience of ZrC-triso fuel development and beyond

小川 徹; 湊 和生; 沢 和弘

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/04

高温ガス炉の被覆粒子燃料はTRISO被覆を基本とするが、TRISO被覆を構成する被覆層のうちSiC層については、(1)核分裂生成物のパラジウムによって腐食される,(2)内側熱分解炭素層が損傷した場合はSiCが気体のSiOを生成して失われる,(3)1973K以上の高温で分解して低密度となる、等の破損機構が存在する。これらSiCの短所を克服するために開発して来たZrC被覆粒子の経験について述べると同時に、(1)超高温ガス炉,(2)アクチノイド燃焼処理,(3)窒化物燃料高速炉等、将来の被覆粒子燃料の応用について検討する。

論文

Research and development on accelerator-driven transmutation system at JAERI

佐々 敏信; 大井川 宏之; 辻本 和文; 西原 健司; 菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 梅野 誠*; 大内 伸夫; et al.

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 9 Pages, 2003/04

原研では、高レベル廃棄物中のマイナーアクチノイド及び長寿命核分裂生成物の核変換を行う加速器駆動システムの研究開発を行っている。システムは大強度陽子加速器、鉛・ビスマス核破砕ターゲット及び窒化物燃料を装荷した鉛・ビスマス冷却未臨界炉心から構成される。未臨界炉心には約2500kgのマイナーアクチノイドが装荷される、熱出力800MWで運転することにより年間250kgのマイナーアクチノイドが核変換される。この核変換量は電気出力1GWの軽水炉10基から1年間に生成するマイナーアクチノイド量に相当する。未臨界炉心を駆動するため、ビーム出力20~30MWの超伝導陽子加速器が接続される。核変換効率を最適化するため、燃料には窒化物が採用されており、照射後は乾式法により再処理が行われる。ADS開発にかかわる多くの関連研究のなかで、特に大強度陽子加速器計画における核変換実験施設について紹介する。

論文

Mercury target thermal hydraulic design for JAERI spallation neutron source

神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 寺田 敦彦*; 小池上 一*; 日野 竜太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04

大強度の中性子を生命・物質科学の分野の研究に使用するために1MWの核破砕中性子源の建設を進めている。核破砕中性子源は、水銀ターゲットに0.333mAの電流を持つ高エネルギー(3.0GeV)陽子ビームを25Hz(パルス幅1$$mu$$s以下)で入射し中性子を発生させる。クロスフロータイプ(CFT)水銀ターゲットは、3GeV・1MW陽子ビーム入射条件下の核破砕反応によって生じる軸方向の発熱密度分布に対して最適な水銀流量配分となるようにSTAR-CDコードの解析結果に基づき設計した。本論文では、ブレード型流配板を用いたCFTターゲットの熱流動解析結果について述べる。解析では、入口温度50$$^{circ}$$C,入口水銀流速1.0m/sを仮定した。その結果、2.48m/sの最大流速は、出口プレナムの先端部近傍近くに観察され、水銀最高温度125.5$$^{circ}$$Cは、体積発熱密度が相対的に大きなビーム窓付近で観察された。最高温度は、大気圧の下で水銀飽和温度356$$^{circ}$$Cを大きく下回っており、水銀ターゲットの熱流力設計基準における最高水銀温度300$$^{circ}$$Cを満足することを確認した。

論文

Structural integrity of beam window of mercury target

粉川 広行; 石倉 修一*; 二川 正敏; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04

大強度陽子加速器計画の下で設計が進められているMW級核破砕中性子源には、高密度の熱の除去等の観点から水銀ターゲットが用いられる。パルス陽子ビームが水銀ターゲットに入射すると、水銀の急激な熱膨張によって圧力波が発生し、その圧力波の伝ぱにより、SUS316L製の水銀ターゲット容器には、過大な動的応力が発生すると同時に、容器は変形して水銀中でキャビテーションを引き起こし、ターゲット容器の構造健全性に影響を及ぼす可能性がある。そこで、水銀ターゲット容器、特にビーム窓の構造健全性を評価するために、1MWパルス陽子ビーム入射条件下での動的応力挙動を有限要素法によって解析した。半円筒状、及び平板状ビーム窓を持つ2種類のターゲット容器を解析モデルに用い、両者の結果を比較した結果、圧力波によってビーム窓で発生する動的応力が2次応力として取り扱うことが可能であり、平板状ビーム窓を持つターゲット容器が半円筒状ビーム窓のターゲット容器よりも構造的な観点から有利であるであることを明らかにした。

論文

Water flow experiments and analyses on the cross-flow type mercury target with perforated plates

羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 田川 久人*; 久木田 豊*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

大強度陽子加速器計画で建設される物質・生命科学実験施設の核破砕ターゲットとして、陽子ビームの入射方向に対して直交する方向に水銀が流れるクロスフロー型ターゲット構造を検討してきた。本報告では合理化設計の一環として、内部構造をより簡素化し、製作性の向上と製作コストの低減を目指した多孔板を用いる方式について、その有効性を非加熱の水流動実験及び解析により検討した。多孔板を有するクロスフロー型水銀ターゲットの実規模アクリルモデルを製作し、PIV(Particle Image Velocimetry)法を用いてモデル内の水流速分布を測定するとともに、流動解析を行い実験値と比較した。その結果、多孔板によりクロスフロー型の流れが実現できること、また、解析モデルは冷却に特に重要となる陽子ビーム照射領域での流れパターンを良く再現できることがわかった。

論文

Program of in-pile IASCC testing under the simulated actual plant condition; Thermohydraulic design study of saturated temperature capsule for IASCC irradiation test

井手 広史; 松井 義典; 長尾 美春; 小森 芳廣; 板橋 行夫; 辻 宏和; 塚田 隆; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04

日本原子力研究所では、軽水炉の高経年化にかかわる照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究のための照射試験ニーズに応えるため、BWRの水質、温度を模擬した条件下で照射試験が行える高度材料環境照射装置の開発を行った。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷される飽和温度キャプセルと炉外に設置されキャプセルへ高温高圧水を供給する水環境制御装置から構成される。このうち、飽和温度キャプセルについて、試験片温度を精度よく制御すること及び給水の水化学の制御性を改善するために試験片表面での給水流速をより高めることを目的とした熱水力的検討を行った。種々のキャプセルの構造を検討し、導水管及び矩形孔を設けた熱媒体を採用した飽和温度キャプセルを用いた照射試験の結果、各試験片温度と給水の水化学を制御できることがわかった。

論文

Thermal-hydraulic experiments and analyses for cold moderators

麻生 智一; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に直接影響する重要な機器である。J-PARCでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造と、大強度冷中性子ビームを広い立体角、すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の冷減速材容器をターゲットシステムに設置する予定である。いずれも高圧低温の液体水素を流動させるために、超臨界水素条件(1.5MPa,20K)までを視野に入れた構造設計とともに、中性子性能を低下させる局所の水素温度上昇を防止するように容器内流動を最適化する必要がある。そこで、扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、水による可視化流動実験をアクリル製の模擬容器を用いて行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにして、流動解析結果と比較評価するとともに、実機容器内液体水素の温度分布を予測した。また、容器底面における衝突噴流の熱伝達特性を予備的に求め、解析コードの検証を行った。以上の結果から、冷減速材設計における工学的な実現性の見通しを得た。

論文

Containment pressure suppression system with functions of water injection and noncondensable gas confinement

与能本 泰介; 大久保 努; 岩村 公道; 石田 紀久

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

安全注入機能と不凝縮ガス格納機能を有する圧力抑制系の革新的概念を将来型軽水炉に適用するため構築した。本システムは、(1)現行軽水炉の場合と同等な低い圧力レベルでの格納容器圧力の維持,(2)炉容器冷却又は破断口水没のための格納容器への水注入,(3)ドライウェル内不凝縮ガスの格納、を行なうことにより、冷却材喪失事故の影響を緩和する特徴がある。ガス格納機能により、不凝縮ガスによる熱交換器の伝熱劣化が生じ無いため、本システムは、一体型炉における蒸気発生器二次側冷却系や格納容器静的冷却系のような熱交換器を使用する受動的冷却系との組み合わせ使用に適している。開発した概念の有用性はRELAP5/MOD3コードを用いて確認している。

論文

Examination of applicability of IK method in the negative reactivity measurements

岩永 宏平; 山根 剛; 西原 健司; 岡嶋 成晃; 関本 博*; 朝岡 卓見*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 10 Pages, 2003/04

未臨界体系での動的手法による負の反応度測定実験において、未臨界度$$rho$$と中性子源強度Sを同時に決定できる逆動特性法のデータ処理手順の適用性について検討を行った。ここでは、FCAにおいて、未臨界体系(k=0.998)に反応度を約$-5.5投入した。このときの炉出力時系列データに対して、6つのデータ処理手順に基づいて、$$rho$$,Sを求め、相互比較を行った。その結果、最も計数率の高い検出器の場合、手法間において$$rho$$は2%以内、Sは0.6%以内で一致する。一方、最も計数率の低い検出器では、手法間で$$rho$$が最大で4%、Sは最大で7%の相違があった。この原因は、未臨界度が深くなると、検出器の計数率が低下し、係数のゆらぎが正規分布からずれることになると考えられる。特に、未臨界の高速炉体系では計数率が大幅に減少するため、$-6程度の反応度投入でも、従来のデータ処理手順に適否があることが判明し、十分計数率を与える検出器の選定が重要であることが示された。

論文

R&D status of superconducting proton linear accelerator for ADS at JAERI

大内 伸夫; 赤岡 伸雄*; 浅野 博之*; 千代 悦司; 長谷川 和男; 竹田 修; 吉川 博; 松岡 雅則*; 大谷 利宏*; 加古 永治*; et al.

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/04

加速器駆動核変換システム(ADS)ではエネルギー約1GeV,ビームパワー数十MWの大強度陽子ビームが要求される。超伝導陽子線型加速器は大強度陽子ビームを発生させる最も有望なオプションである。原研では、超伝導陽子線型加速器のR&Dを1995年にKEKと共同で開始した。R&Dの第1ステップとして、単セル及び5セルの$$beta$$(ビームの速度と光速の比)=0.5, 0.6, 0.9の空洞の試作を行った。試験の結果は良好であり、大強度陽子加速器に適用可能であることが示された。次のステップとして、クライオモジュール内での空洞性能を実証するために、クライオモジュール試作器を製作し、予備試験において設計電場強度を実現した。大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、エネルギー領域400$$sim$$600MeVにおいて超伝導陽子線型加速器を計画しており、そのシステム設計を実施した。

論文

Present Status and Prospects in the FR Fuel Cycle System in Japan

中島 靖雄; 船坂 英之; 上塚 敦; 長沖 吉弘

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

None

論文

Replacement of the drain system of secondary circuit MONJU plant

伊藤 健司

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

高速増殖原型炉もんじゅのナトリウム漏えい対策改造工事の一環で、ドレン時間の短縮およびナトリウム漏えいの抑制を図ることを目的として、2次補助冷却設備の改善(ドレン配管の大口径化、ドレン弁の多重化等)を実施する計画である。本件において、その改善内容および工事方法について報告する。

論文

Development of a decommissioning engineering support system of the FUGEN NPS

井口 幸弘; 関口 峰生; 兼平 宜紀

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

新型転換炉ふげん発電所では、現在廃止措置の準備を進めているが、合理的な解体計画を策定するため、3次元CAD、バーチャルリアリティ等の最新の計算機技術を利用した、廃止措置エンジニアリング支援システムの開発を行っている。本システムは、廃棄物の物量評価作業に成果をあげている他、放射能量の可視化、解体シミュレーション等、廃止措置計画の最適化のために利用している。また、PA用としても活用可能な他、将来は、解体作業の教育・訓練、遠隔装置との結合など多面的な活用が期待できる。

論文

Development of a decommissioning engineering support system of the FUGEN NPS

井口 幸弘; 関口 峰生; 兼平 宜紀

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

新型転換炉ふげん発電所では、現在廃止措置の準備を進めているが、合理的な解体計画を策定するため、3次元CAD、バーチャルリアリティ等の最新の計算機技術を利用した、廃止措置エンジニアリング支援システムの開発を行っている。本システムは、廃棄物の物量評価作業に成果をあげている他、放射能量の可視化、解体シミュレーション等、廃止措置計画の最適化のために利用している。また、PA用としても活用可能な他、将来は、解体作業の教育・訓練、遠隔装置との結合など多面的な活用が期待できる。

論文

Radiation activity evaluation for decommissioning of Fugen Nuclear Power Station

白鳥 芳武; 川越 慎司; 東浦 則和

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

ふげん発電所の廃止措置の事前準備として、原子炉の運転中でなければ実施できない中性子束密度の測定、評価を優先的に行っている。放射化量の評価では、解析による評価を基本とし、解析の妥当性を少数試料のサンプリングによる測定によって確認するという手法を適用した。評価にあたっては、炉心構造材領域及びその周囲にある遮蔽体領域、遮蔽体外側領域の3領域に分類した。前者の二つの領域は解析によって中性子束密度を評価したが、遮蔽体外側領域はそれができないので、放射化箔による中性子束密度測定を多数点について行い、その結果をもとに放射化計算を行った。これらの評価手法は「ふげん」の経済的で合理的な廃止措置に資するものである。

28 件中 1件目~20件目を表示