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論文

Correlation between photoeletron and photoion in ultrafast multichannel photoionization of Ar

板倉 隆二; 伏谷 瑞穂*; 菱川 明栄*; 佐甲 徳栄*

AIP Conference Proceedings 1702, p.090021_1 - 090021_4, 2015/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Applied)

超高速多チャンネル光イオン化によって生成したイオンのコヒーレントダイナミクスについて光電子-光イオン相関の観点から理論的に調べた。Arの1光子イオン化に対するモデル計算から、9fsのパルス幅を持つフーリエ限界極端紫外パルスによってイオン化した場合、イオンをモニターしただけでもAr$$^+$$のスピン軌道2準位$$^2P_J$$(J=3/2および1/2)に関連したホールのコヒーレントダイナミクスが認識できることが分かった。一方、チャープパルスを用いた場合にはコヒーレンスは見えなくなる。チャープパルスによるイオン化の場合でも、光電子と光イオンの同時計測を行えば、ホールのコヒーレントダイナミクスは抽出できることが示された。

論文

Development of a multiphysics analysis system for sodium-water reaction phenomena in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 栗原 成計; 大島 宏之

AIP Conference Proceedings 1702, p.040010_1 - 040010_4, 2015/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Applied)

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時ナトリウム-水反応現象及び破損伝播発生可能性を評価するためのマルチフィジックス解析評価システムを開発した。本システムは、ナトリウム側の反応ジェット挙動及びウェステージ環境を評価するSERAPHIMコード、反応ジェットから伝熱管への熱移行評価と伝熱管破損判定を行うTACTコード、伝熱管内水流動を評価するRELAP5コードから構成される。SERAPHIMコードについては、ウェステージ環境評価モデルとして液滴エントレインメント・輸送モデルを既存モデルに追加導入し、基礎的実験やナトリウム中水蒸気噴出実験を解析して解析手法の適用性を示した。TACTコードについては、伝熱管構造部の温度・応力解析モデル、流体-構造熱的連成解析モデル、ウェステージモデル、破損判定モデルを構築し、それぞれの妥当性を関連実験の解析から示した。RELAP5コードについては、実機SGにおける伝熱管急速加熱条件に対して伝熱相関式を改良し、高温ラプチャ評価上の過度な保守性を排除することで適用性を向上させた。以上により、隣接伝熱管の周囲に形成されるウェステージ環境と破損伝播発生の有無を評価可能とした。

論文

Actinide management with commercial fast reactors

大木 繁夫

AIP Conference Proceedings 1702, p.040008_1 - 040008_4, 2015/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:46.45(Physics, Applied)

高速炉はプルトニウム(Pu)やマイナーアクチニド(MA)をシステム内で柔軟にリサイクルでき、Puの増殖・持続的利用とMAの核変換要求に対応可能であり、エネルギー問題の重要な解決策の一つであるとともに、システム外に排出する放射性廃棄物の有害度を合理的な範囲で最小化できる。本報告では、日本が国家プロジェクトして研究開発を進めてきた第4世代のナトリウム冷却高速炉(JSFR:75万kWe実証炉、150万kWe実用炉)のレファレンス炉心である高内部転換型炉心(MOX燃料使用)におけるPu増殖性能とMA核変換特性について述べる。増殖性能としては、Pu需給バランスに応じて増殖比で1.0$$sim$$1.2までの変更が比較的軽微な炉心仕様の変更で可能であることを示す。MA核変換特性としては、炉心燃料におけるMA含有率(MA/HM)が3$$sim$$5wt%の場合、MA核変換量は50$$sim$$100kg/GWe y、また、30$$sim$$40%という高い燃料取出し時のMA核変換率を達成可能である。

論文

Development of numerical simulation system for thermal-hydraulic analysis in fuel assembly of sodium-cooled fast reactor

大島 宏之; 上羽 智之; 橋本 昭彦*; 今井 康友*; 伊藤 昌弘*

AIP Conference Proceedings 1702, p.040011_1 - 040011_4, 2015/12

原子力機構では、様々な運転条件下における高速炉燃料集合体内熱流動現象の解明を目的として、3つの熱流動解析プログラムと1つの変形解析プログラムで構成するシミュレーションシステムの開発を進めている。ここでは、システムを構成する各プログラムの数値解析手法と妥当性確認の概要を示す。

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