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大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06
Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, the atomic number densities and core characteristics at the end of cycle were evaluated by the best estimate deterministic methodologies of ANL and JAEA. The atomic number densities of plutonium isotopes calculated by both institutions showed a good agreement with less than 0.5% of discrepancy, except for the atomic number density of Pu-241. The atomic number densities of americium and curium isotopes showed less than 6% of discrepancy. The results of core characteristics at the end of cycle obtained by both institutions showed a reasonably good agreement with less than 400 pcm of discrepancy on the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy on the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. A burnup sensitivity analysis was employed to identify the major factors of the difference in the calculated atomic number densities at the end of cycle.
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 6 Pages, 2016/06
日米二国間協力枠組による民生原子力研究開発ワーキンググループにおける国際協力の下、アルゴンヌ国立研究所(ANL)および原子力機構は、JSFR金属燃料炉心のベンチマーク研究を実施してきている。このベンチマーク研究では、ANLおよび原子力機構の決定論最確評価手法およびモンテカルロ法により、平衡サイクル初期の炉心核特性を評価した。ANLおよび原子力機構の解析結果は、中性子増倍率において200pcm以下の差で、ナトリウムボイド反応度、ドップラ係数および制御棒価値において3%以下でよく一致した。決定論による近似の影響を分析するとともに、解析手法の違いによる結果への影響を把握するため、決定論およびモンテカルロ法の計算結果を比較した。また、核データライブラリの違いによる影響を感度解析法により分析した。
武田 隼人*; 大沼 謙二*; 玉田 正男; 笠井 昇; 片貝 秋雄; 長谷川 伸; 瀬古 典明; 川端 幸哉*; 須郷 高信
JAERI-Tech 2001-062, 66 Pages, 2001/10
放射線グラフト重合法によって合成した金属捕集材の実海域での適応性を調査検証するため、海水中に極低濃度で溶存するウラン、バナジウム等の有用金属の捕集試験をむつ事業所沖合いの実海域で実施している。捕集材から溶離した有用金属はキレート樹脂に再吸着して分離・精製施設に輸送して精製した。キレート樹脂はPVC製の樹脂筒に収納しさらにステンレススチール製の輸送容器に収納してトラックで専用積載として輸送した。本試験で取り扱うウランの量は、1回の試験当り150g(1.92MBq)以下としたので、ウランの濃度は最大で60Bq/gであり、取り扱い量も濃度も法規制の対象外である。したがって、輸送も一般の物質として行うことができるが、自主的にL型輸送物に準拠して輸送することにした。L型輸送物は法令上輸送容器に関する構造強度上の要求はないが、輸送に当って安全を期すため上位輸送区分であるIP-2型相当の強度を有することをあらかじめ解析評価して、通常の取扱い条件において輸送容器の健全性を確保できることを確認した。また、輸送に当っては、あらかじめ輸送計画書を作成し、これに従って実施した。
石尾 光太郎*; 中嶋 秀夫; 布谷 嘉彦; 三浦 友史; 川崎 勉*; 辻 博史
Advances in Cryogenic Engineering Materials, 44, p.73 - 80, 1998/00
ITER・TFコイル構造材は、最大約400mmの厚さを持ち、さらに高強度、高靱性が要求される。それゆえ高強度、高靱性を有する極厚母材や溶接継手開発のR&Dが必要になる。我々は、TFコイルの構造材として、1200MPa以上の0.2%耐力と200MPa√m以上の破壊靱性値を持つ、JCS(JJ1、JK2及びJN1鋼)の開発に成功した。JCSの極厚材の製造性及び溶接性を証明するために、200mm厚以上の鍛造材及び、200mm厚板のTIG溶接の試作を行った。4KにおけるJCSの強度、靱性は、たとえ200mm厚溶接でも、NISTのラインより高い値が示された。溶接部は完全オーステナイトであるにもかかわらず、割れや有害なブローホールは観察されなかった。JJ1鋼では、500mm厚鍛造材の試作に成功し、十分に高強度、高靱性が得られ、500mm厚まで供給できることを証明した。
中村 寿; 平林 孝圀
日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.371 - 376, 1998/00
原子力発電施設の解体等において発生する廃棄物のうち、大部分を占める放射能レベルの極めて低いものについては、廃棄物管理の負担軽減を図る観点から十分安全に配慮したうえで資源として再利用することが重要である。このため、金属廃棄物の原子力施設内での再利用用途として角型廃棄物収納容器を選定し、鉄球を除熱材として、鉄板の型枠に金属溶湯を流し込むことにより廃棄物収納容器を鋳造する試験を行った。また、その際の溶湯の凝固特性や容器の変形特性を把握するため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を実施し、試験結果との比較・検討を行った。本論文は、この鋳造試験の概要、試験結果及び解析等から得られた知見について述べたものである。
中村 寿; 進藤 秀明
Proc. of 3rd European Technical Seminar on Melting and Recycling of Metallic waste Materials, p.79 - 91, 1997/00
廃止措置により発生する汚染廃材を原子力施設内で再利用するためには、需要のある用途への利用が可能なこと、安全性及びコストの点から複雑な処理・加工プロセスを含まないことが重要である。このような条件を満足する廃材の再利用用途として、廃棄物収納容器が考えられている。しかしながら、放射性汚染した金属溶湯を鋳造する場合には、鋳型に砂型を用いると砂が汚染し二次廃棄物になる可能性がある。また、砂型を使用する場合には作業環境に放射性の粉塵が発生しやすいという問題がある。これらの問題点を改善するため、砂型を使わずに鉄球で囲んだ中空の鉄板型枠内に溶湯を流し込む方法により廃棄物収納容器を作る試験を行い、各種の鋳造欠陥の発生状況及び鉄球の除熱性能等に関する知見を得ることができた。本報告は、これまでに実施した部分モデル試験の結果を中心に述べたものである。
菱沼 章道; 深井 勝麿; 沢井 友次; 仲田 清智*
Intermet., 4, p.179 - 184, 1996/00
プラズマ回転電極法で作製した粉末焼結体を、熱間静水圧加工および恒温鍛造処理したTi-47%atAl合金の照射(873Kで1
10
n/m
(E
1MeV)までJRR-2で中性子照射)後、873Kでの引張特性を調べた。TiAl合金は照射によって、全伸び6%から10%と延性化するが、応力-歪曲線への照射の影響は少ない。すなわち、降伏応力、加工指数は照射によって変化しない。この照射による延性化は、主変形モードの双晶変形の核が照射下で生成し、変形を容易にするためである。また、双晶核は逆位相境界を持たないフランクループから発生する。Ll
規則相をもつTi-Al合金では、逆位相境界の有無で2種類のフランクループが結晶学上考えられる。そのうち逆位相境界を持たないループが優先的に形成されるが、その完全ループへの変換は、逆位相境界の生成を伴うため容易ではない。従って、照射による損傷組織の発達が著しく制限される。
前田 裕司; 山川 浩二*; 松本 徳真*; 春名 勝次*; 加藤 輝雄; 小野 文久*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 97, p.491 - 494, 1995/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Instruments & Instrumentation)放射光を利用して急冷した高純度銅単結晶のX線散漫散乱の測定を行い、電子顕微鏡では観測が困難であった空孔型の転位ループを観測した。急冷後の2次欠陥の観測は主として電子顕微鏡で精力的に行われて来た。しかしFCC金属では銅だけが2次欠陥の観測に成功していない。それは2次欠陥のサイズが小さく電顕での観察が困難である、又ガス不純物に空孔が捕獲され2次欠陥を形成するに至っていない等の理由が考えられる。放射光は高エネルギー物理学研究所のRL-4Cを利用し、逆格子点(111)の周りの散漫散乱の測定を室温で行なった。その結果、空孔型転位ループからの散漫散乱を観測した。しかしこの散乱はシャープで、強度は非常に強く、転位ループの散漫散乱の理論計算で予測されていた「caustics」散乱と考えられる。転位ループのサイズは約10
と推測される。
楢本 洋
Isotope News, (474), p.28 - 29, 1993/12
1993年9月12
17日まで、金沢市で開催された8th International Conference on Surface Modification of Metals by Ion Beamsなる国際会議に、国内組織委員として参加した当人による学述的印象記である。特に会議全盤の動向と将来の展望について、論文査読、会議報告、討論等を通して得られた項目について記述した。つまり本テーマの動向は、新規物質開発へ向けた基礎的アプローチと従来物質の改質研究ではイオン・アシスト厚膜研究へとの2極分化が中心的印象である。
沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 市橋 芳徳
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.842 - 850, 1992/09
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体は、燃料棒と六角柱状の黒鉛ブロックから構成される。燃料棒は、被覆燃料粒子と黒鉛粉末からなる燃料コンパクト及び黒鉛スリーブで構成される。燃料は、低濃縮二酸化ウランの燃料核を、内側から低密度熱分解炭素(PyC),高密度PyC層、炭化ケイ素層、高密度PyC層で被覆した被覆燃料粒子である。HTTR燃料体から放出される核分裂生成物の量を評価するために、解析モデルを開発した。希ガス及びヨウ素の放出割合は、破損燃料粒子照射試験で得られた
Krの放出データを基に計算する。金属性核分裂生成物の燃料核、被覆層、燃料コンパクト、黒鉛スリーブ中の移行は、拡散過程としてモデル化している。これらの解析モデルの妥当性を示すために、炉内試験において測定された放出割合と計算値の比較を行った。その結果、これらのモデルはHTTR燃料に十分適用できることが分かった。
吉田 浩; 小西 哲之; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 3, p.471 - 484, 1983/00
D-T核融合炉の燃料循環系を対象としたパラジウム拡散器およびこれを用いた燃料精製システムを設計した。パラジウム合金膜法の適用性は、筆者らの既往研究に基づいて検討した。パラジウム拡散器の操作条件は実験により決定し、その形状・大きさはコンピュータ計算に基づいて設定した。精製システムの設計は、Los Alamos National LaboratoryのTritium Systems Test Assembly(TSTA)における、供給ガス条件に従った。本システムの必要機器は、パラジウム拡散器、触媒酸化反応器、低温トラップ、亜鉛ベッド、真空ポンプなどであり、システム構成および操作条件においていくつかの利点が挙げられる。
大谷 恭平; 塚田 隆; 上野 文義; 加藤 千明
no journal, ,
既報では福島第一原子力発電所の格納容器内部を模擬した大気と液中に交互に曝露する気液交番環境で炭素鋼の腐食試験を行い、交番曝露により鋼の腐食速度が加速することを報告した。本発表では、気液交番環境における鋼の腐食挙動におよぼす人工海水濃度の影響について調査した。腐食速度の測定より、気液交番環境における炭素鋼の腐食速度は希釈倍率200倍のときに最大となることを見出した。更に、腐食後の鋼に形成した鉄さび層の断面分析より、人工海水中の金属カチオンの析出により炭素鋼の腐食速度が低下することを明らかにした。
大谷 恭平
no journal, ,
気液交番環境で液膜に覆われる炭素鋼の表面に形成した鉄さび層の断面観察および分析より、気液交番環境で炭素鋼には外側から赤さび層,クラスト層,内部結晶,内部鉄さび層から成る多層の鉄さび層が形成することを見出した。この多層構造の鉄さび層および液膜に起因して酸素還元反応は常時水中に浸漬された場合よりも加速された状態を維持していたため、炭素鋼の腐食速度は増大したと考えられる。気液交番環境における炭素鋼の腐食速度に及ぼす海水成分の影響の調査より、純水から200倍希釈人工海水までの薄い濃度領域では濃度の増大に伴って腐食速度は加速し、20倍希釈から無希釈人工海水までの濃い濃度領域では濃度の増大に伴って腐食速度は減少することを見出した。人工海水に含まれるMgやCaイオンが反応界面に析出して表面を覆うことで酸素還元反応が抑制されたため、濃度の高い人工海水中で炭素鋼の腐食が抑制されたと考えられる。なお本件は、腐食防食学会の進歩賞受賞に伴う記念講演である。
