Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
徳永 翔; 堀口 洋徳; 中村 剛実
JAEA-Technology 2023-001, 37 Pages, 2023/05
JAEA-Technology-2023-001.pdf:1.39MB
研究用原子炉JRR-3の冷中性子源装置(Cold Neutron Source: CNS)は、原子炉内で発生した熱中性子を減速材容器内に貯留した液体水素により減速し、エネルギーの低い冷中性子に変換する装置である。CNSから発生した冷中性子は、中性子導管を用いて実験装置に輸送され、生命科学、高分子科学、環境科学等を中心とする多くの物性研究に利用されている。中性子科学における世界の研究用原子炉との競争力を維持するためには、冷中性子強度の改善は不可欠であり、新たな知見を取り入れた新型CNSの開発を進めている。現行のJRR-3のCNSの減速材容器は、水筒型のステンレス製容器を採用しており、材質及び形状の変更により冷中性子束の強度を向上させることが可能である。そのため、新型減速材容器の基本仕様は、材質を中性子吸収断面積の小さいアルミニウム合金に変更し、さらに、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて最適化した容器形状に変更した。これらの仕様変更に伴い、発熱や伝熱の条件に変更が生じることから、熱流力設計上の成立性を確認するため、JRR-3のCNSについて自己平衡性、熱輸送限界及び耐熱・耐圧等について改めて評価を行った。本報告書は、新型減速材容器に関わる熱流力設計上の評価を実施し、その結果を纏めたものである。
糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.221 - 225, 2018/04
日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。
新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*
日本原子力学会誌ATOMO, 58(3), p.161 - 166, 2016/03
日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。
Li, J.; 岸本 泰明
Physics of Plasmas, 11(4), p.1493 - 1510, 2004/04
被引用回数：59 パーセンタイル：85.15(Physics, Fluids & Plasmas)トカマクプラズマにおける電子温度勾配(ETG)駆動乱流が、断熱イオン応答を仮定した3次元ジャイロ流体モデルに基づいて解析された。論文ではおもに、ETG乱流が生成する帯状流のダイナミックスとそれに伴う電子の熱輸送が議論されている。高い電子のエネルギー閉じ込めが弱磁気シア領域において見いだされ、それらは、弱磁気シアに伴うETG乱流の抑制効果よりも、帯状流形成に伴う乱流の自己形成の結果であることを示している。特に、弱磁気シアはETG乱流における帯状流成分の増大により有利であることが示された。
玉田 正男; 笠井 昇; 瀬古 典明; 長谷川 伸; 川端 幸哉*; 大沼 謙二*; 武田 隼人*; 片貝 秋雄; 須郷 高信
JAERI-Tech 2001-065, 39 Pages, 2001/11
JAERI-Tech-2001-065.pdf:5.24MB
有用金属捕集材の性能評価のために設置した実海域試験装置の海上設備の安全に配慮するため、その位置を監視する装置を設計・製作した。位置監視装置は海上設備の浮体である鋼管フレームに取付け、その測位情報をGPSにより取得したのち、衛星通信回線を経て、むつ事業所及び高崎へ送信することにより、位置をモニターできるようにした。位置監視装置は損傷を避けるため、捕集材の引上・浸漬作業の終了後、鋼管フレームのコーナー上方に設置した。実海域での20日間の特性試験で、2時間毎に262データを取得し、9回の誤信号が発生した。実測精度は、223.7mであった。測位精度を向上させるため、位置監視装置用ファームウェアの改良を行った。測位分解能を0.001
から0.00001とするとともに、定時刻に連続5回の測位を行い緯度・経度毎に5回の測位結果から最大値、最小値を除いた計3回の測位結果を平均化することとした。この変更にともない、標体のサイズを大きくして電池容量を大きくし、ファームウエアの作動を可能にした。改良により、誤信号は計測されなくなり、測位の平均値は6.74mまで向上し、鋼管フレームの測位をおこなうことにより、事前に漂流などを阻止可能なレベルに達した。
廣木 成治; 阿部 哲也; 小原 建治郎; 村上 義夫
J. Vac. Sci. Technol., A, 9(1), p.154 - 157, 1991/01
真空容器内で分析管を移動させながら分圧を測定することが可能な四重極形真空分圧計を開発した。高周波同調検出回路をステンレス製の円筒形容器に入れて真空パックとし、分析管に組込んだ。また、分析管に指向性を持たせるため、ガス取込み口に細管を設けた。実験は、分析管を真空容器中央に回転導入端子を介して水平方向に
30゜動かすことができるように取付けて行われた。ガス導入用ノズル先端から分析管まで125mmの距離に設定しノズルから1.9
10
Pam
/sのアルゴンガスを噴出させたとき、分析管がノズルに正対した位置(0゜)でのAr
出力に対する-30゜の位置での出力の比が1.09であった。また、真空容器全体を150Cにベーキングしながらこの分圧計を作動させたが、m/e=1~50で正常なマススペクトルを得ることができた。
海老沼 幸夫
Int.Inf.Commun.Educ., 6(1), p.45 - 54, 1987/01
1966年にロッキオーが提案した尺度の不備を指摘し、改善を図る。これによれば、意味のあるランキング性能と意味のないランキング性能が区別でき、またランキング性能間の差を1数値で表すことができる。具体的な例に適用して、尺度の妥当性が判明した。
廣木 成治; 阿部 哲也; 稲川 幸之助*; 小原 建治郎; 村上 義夫
JAERI-M 84-012, 14 Pages, 1984/02
核融合装置第1壁に付着する不純物の重量変化を高精度でかつ連続的に測定するため、推奨振動子微量天秤を試作した。この装置は、試料用と参照用の2枚の振動子の発振周波数差を信号として検出するものであり、両方の振動子に加わる発振周波数の不安定要因を相殺することができる。そして、水晶振動子の発振周波数の安定性に関係する電磁波雑音の有無、温度、励振電力、負荷容量(静電容量)の変動などについて検討し、最適な回路システムを作成した。また、この装置を用いてガス吸着量の測定を行い、その有用性について考察した。
村上 義夫; 下村 安夫; 阿部 哲也; 小原 建治郎
J.Vac.Sci.Tecnol.,A, 2(4), p.1589 - 1592, 1984/00
大型真空容器の微小な洩れを探す目的で使用されるヘリウムスニッファ法の改良について述べる。ヘリウムスニッファ法は従来実用感度が低いとされていたが、プローブノズルからの空気の吸入量を1Torr・l/S程度まで増加させることにより10
Torr・l/Sの微小な洩れも検知できるようになった。新しいヘリウムスニッファ法の装置構成の特徴は、プローブノズルとヘリウムリークディテクタの中間に内径0.6mm、長さ10mのフレキシブルなステンレス鋼製毛細管とモレキュウラーシーブスを用いたソープションポンプ(77K)を直列に挿入したことである。長い毛細管の採用は洩れ探しの作業性をよくすることと空気吸入量を一定に保ち気体を短時間(5秒以内)に輸送するために有効である。またソープションポンプではノズルから吸入したヘリウム、ネオン、水素を除く空気の成分の99%以上が吸着排気される。大気中に存在する約5ppmのヘリウムの影響を回避する方法についても工夫した。
傍島 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(8), p.629 - 639, 1981/00
被引用回数：3 パーセンタイル：45.64(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故の実験現象をよりよく理解し、解析コードの改良に必要な知識を得るために、ROSA-III試験装置の圧力容器を用いて、BWRのスプレー冷却に関する個別効果実験を定常状態の比較的高圧条件で実施した。その結果、種々のスプレー条件に対するエントレインメント率または溢水率が得られた。また上部タイプレートにおける対向流抑制(CCFL)について得たデータを既存の関係式と比較した。対向流抑制が発生すると炉心冷却は著しく劣化すること、落下流による燃料棒冷却は全く不規則で不安定なものであることが実証された。下部からの冠水による炉心冷却についても調べた。
森内 茂
JAERI-M 5374, 15 Pages, 1973/08
放射線の線量測定の分野で、測定されるパルス波高スペクトル分布に、用いる検出器、測定をしようとする放射線評価しようとする線量の単位などで定まるある決まった荷重関数を適用し、目的とする線量や照射線量を評価したい場合がよくあり、従来、このエネルギー荷重過程を電子回路的におこなう方法がいくつか開発されている。ここでは、環境の低レベルの
線照射線量(率)を測定するために開発した波高弁別器パイアス変調による非線型のエネルギー荷重回路について主として電気的な範囲に問題をしぼり、回路の設計、調整法、特性についてまとめた。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
The Atomic Energy Society of Japan (AESJ) developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement considering lessons-learned from the Fukushima-Daiichi Accident. Joint efforts were made by three Sub-Working Groups (SWGs) of severe accident, safety assessment and fundamental technology. The safety assessment SWG pursued development of computer codes for safety assessment concerning reactor system response including severe accident. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via enhancements in accident management (AM) measures, by referring a detailed state-of-the-art information on severe accident phenomena, countermeasures and research status given from the severe accident SWG. Important technical subjects were identified by going through accident scenario in both reactor and spent-fuel pool of PWR and BWR. Work description sheets were prepared for each of identified subjects. Detailed information to cope with influences from external hazards is also summarized. The developed TH-RM is described with examples, and future perspectives are discussed.
