Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
sp
Hard Rock Laboratory (Sweden)Soler, J. M.*; Meng, S.*; Moreno, L.*; Neretnieks, I.*; Liu, L.*; Kek
linen, P.*; Hokr, M.*; 
ha, J.*; Vete
nk, A.*; Reimitz, D.*; et al.
Geologica Acta, 20(7), 32 Pages, 2022/07
被引用回数：3 パーセンタイル：57.97(Geology)亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関するSKBタスクフォースにおけるTask 9Bは、スウェーデンのエスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)の試験結果のモデル化に焦点をあてたものである。10のモデリングチームによって、異なるモデル概念やコードを用いたモデル化が実施された。モデル化のアプローチは、(1)拡散方程式の解析解、(2)連続多孔質媒体中の数値計算モデル、(3)微細な不均質性(鉱物粒界,微細亀裂の分布等)を考慮した微細構造モデルの大きく3種に分類できる。異なるチームによるモデル化結果から、岩石や亀裂の表面の擾乱影響を含む岩石特性の不均質な分布、微細な亀裂の効果など、様々な異なるモデル概念の比較・評価がなされた。
土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(2), p.198 - 206, 2022/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Non-premixed combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist reduces threats to reactor containment integrity in sodium-cooled fast reactors (SFRs) because it gradually consumes hydrogen gas generated mainly by a reaction between sodium and concrete. Previous studies have been limited to experimentally determining ignition thresholds on the jet temperature and the sodium concentration under specific gas concentrations. In this study, ignition experiments on hydrogen jets containing sodium mist were carried out at a specific jet temperature and sodium concentration under various gas concentration conditions (1-15vol% hydrogen and 3-21vol% oxygen). As a result, a stable sodium flame was observed in the jet and then formed a lifted hydrogen flame from a fuel nozzle outlet. An attached hydrogen flame on the outlet was also formed under high hydrogen concentration conditions. These flame structures seemed to be attributed to hydrogen flame propagation, which depends on the hydrogen concentration, jet temperature, and jet velocity. Additionally, the experimental results revealed ignition thresholds on the gas concentration and indicated a flammable region where the hydrogen-sodium jet combustion was more advantageous than an explosive premixed hydrogen combustion. Our study will enable the advancement of safety assessment technology in SRFs.
sp HRL LTDE-SD experimentsSoler, J. M.*; Meng, S.*; Moreno, L.*; Neretnieks, I.*; Liu, L.*; Keklinen, P.*; Hokr, M.*; ha, J.*; Vetenk, A.*; Reimitz, D.*; et al.
SKB TR-20-17, 71 Pages, 2021/07
亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関するSKBタスクフォースにおけるTask 9Bは、スウェーデンのエスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)の試験結果のモデル化に焦点をあてたものである。10のモデリングチームによって、異なるモデル概念やコードを用いたモデル化が実施された。モデル化のアプローチは、(1)拡散方程式の解析解、(2)連続多孔質媒体中の数値計算モデル、(3)微細な不均質性(鉱物粒界,微細亀裂の分布等)を考慮した微細構造モデルの大きく3種に分類できる。異なるチームによるモデル化結果から、岩石や亀裂の表面の擾乱影響を含む岩石特性の不均質な分布、微細な亀裂の効果など、様々な異なるモデル概念の比較・評価がなされた。
遠藤 貴志*; 舘 幸男; 石寺 孝充; 寺島 元基
日本原子力学会和文論文誌, 20(1), p.9 - 22, 2021/03
デンドリマーを用いた圧縮ベントナイト中のコロイドの拡散・ろ過挙動の評価手法を構築した。サイズが5.7
7.2nmのPAMAMデンドリマーコロイドの拡散・ろ過挙動を、塩濃度0.0050.5mol/L NaCl溶液で飽和させた乾燥密度0.8Mg/m
のベントナイトを対象に、透過拡散試験によって調査した。得られた破過データと内部プロファイルから、デンドリマーコロイドの実効拡散係数とろ過率を導出した。取得された実効拡散係数は、塩濃度とともに増加する傾向を、ろ過率は逆に塩濃度とともに減少する傾向を確認した。これらの傾向は、先行研究で得られたイオンやコロイドの拡散データと整合するほか、塩濃度の変化に伴う間隙構造や静電的相互作用等から推定される傾向と一致するものであり、ここで構築したコロイドの拡散・ろ過挙動の有効性が確認された。
藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。
岸本 泰明
プラズマ・核融合学会誌, 80(5), p.390 - 395, 2004/05
近年の高性能の磁場閉じ込め核融合プラズマは、プラズマ中にさまざまな構造を形成することによって達成しており、そこでは時空間スケールの異なった物理過程が複合的に寄与している。そのような複雑かつ複合的な性質を持つプラズマの理解にあたっては大規模シミュレーションに基づく研究が本質的である。本論文では、このようなプラズマの構造形成を支配する物理的な素過程を論じるとともに、幅広いダイナミックレンジを包含する将来の数値シミュレーションの展望を提案する。
岸本 泰明; 井戸村 泰宏; Li, J.
プラズマ・核融合学会誌, 79(5), p.478 - 488, 2003/05
本稿では、時空間スケールを限定した単一の物理階層のみならず、階層間の相互作用が本質的役割を果たす現象の一つである「プラズマ中に発生する乱流と層流」に話題を限定し、多階層・複合概念が核融合プラズマの高性能に果たす役割の一端を紹介する。また、今後の構造形成に準拠した高性能の核融合研究を推進する上で、幅広い時空間スケールを包含する多階層シミュレーション研究の重要性について考察する。
鈴木 光弘
JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB
本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。
in comparison with undoped UO, Mg-Nb doped UO and Ti doped UO藤野 威男*; 白鳥 徹雄; 佐藤 修彰*; 福田 幸朔; 山田 耕太*; 鈴木 康文; 芹澤 弘幸
Journal of Nuclear Materials, 297(2), p.176 - 205, 2001/08
被引用回数：20 パーセンタイル：79.16(Materials Science, Multidisciplinary)高燃焼度用LWR酸化物燃料の開発を目的として、Mgを添加したUO燃料の照射挙動を調べた。2.5~15mol% MgO添加UOと比較用無添加UOの焼結体小ディスク試料をJRR-3Mで最高94GWd/t(
1000
) まで照射した。照射後試験で、試料の外観と健全性、組織観察、スエリング率測定、FP放出挙動、熱伝導率測定等の高燃焼度における挙動のデータを得た。65GWd/t(700) 以上では試料全体にリム組織の生成がみられた。Mg添加UOでMgの固溶度が小さく、おもにMgOとしてUOマトリックス中に分散している燃料の高燃焼度照射挙動は、全般的に無添加UOと顕著な相違はみられない結果となった。(U,Mg)Oの固溶体の照射挙動が今後の課題である。
の高燃焼度照射挙動白鳥 徹雄; 芹澤 弘幸; 福田 幸朔; 藤野 威男*; 佐藤 修彰*; 山田 耕太*
JAERI-Research 2000-045, 74 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-045.pdf:8.19MB
軽水炉燃料の高燃焼度におけるスエリングやFPガス放出の増加等を抑制する目的で、添加物入りUO燃料を試作し、その照射挙動を調べた。添加物は、Mg,Mg-Nb,Tiの3種で、比較観察用の無添加UOとともにJRR-3Mにおいて1000以下の温度と最高94GWd/tまでの燃焼度の条件でキャプセル照射した。照射後試験として、試料の外観観察,形状・密度変化測定,熱拡散率測定,光学顕微鏡及びEPMAによる観察と分析を行った。その結果、通常の無添加UOに対して添加物入りUOの顕著な影響はみられなかったが、スエリング率、熱伝導率、組織変化に関する高燃焼度特性の貴重なデータを得た。
fuel discs宇根 勝巳*; 野北 和宏*; 白鳥 徹雄; 林 君夫
Journal of Nuclear Materials, 288(1), p.20 - 28, 2000/09
被引用回数：19 パーセンタイル：77.96(Materials Science, Multidisciplinary)本論文は、平成8~9年度に行った原研-日本核燃料開発(株)(NFD)共同研究のまとめの一部である。原研JRR-3Mにおいて、550-630の等温条件で被覆管による拘束圧力なしに51,86及び90GWd/tの高燃焼度まで照射したUO燃料ディスクについて、詳細な組織観察、元素分析及び密度測定を行った。ペレット被覆管相互作用(PCI)拘束力のリム構造形成に及ぼす効果を明らかにするため、得られたデータを高燃焼度ジルカロイ被覆管型燃料ペレットについてこれまでに報告された結果と比較した。86及び90GWd/tの高燃焼度ディスクについては、巨大気泡及び高気孔率を伴う多孔性のリム構造が認められたが、51GWt/dのディスクについては認められなかった。気孔率増加のデータなどから、粗大化したリム気泡の析出と成長が燃料のスエリングを引き起こしたことが結論された。また、与えられた局所燃焼度の文献データとの比較において、リム気泡サイズや気孔率が大きく異なっているのは、外部のPCI拘束効果が異なることに起因する可能性を指摘した。
fuels宇根 勝巳*; 野北 和宏*; 須澤 洋二郎*; 林 君夫; 伊藤 邦雄*; 栄藤 良則*
International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, 2, p.775 - 785, 2000/00
平成9年度まで旧燃料研究部燃料照射研究室と日本核燃料開発(NFD)の間で実施した共同研究の成果を含む発表である。NFDがOECDハルデン炉により被覆管拘束下で照射した燃料(平均60GWd/t)と、上記共同研究としてJRR-3により85-90GWd/tの高燃焼度照射した無拘束ディスク状燃料の状態を照射後試験によって調べ、比較検討した。無拘束(ディスク状)では、リム構造を形成する気泡が直径5~6
mに異常成長していたのに対して、被覆管拘束下(ハルデン炉)では最大1.5-2mであり成長が抑制されていた。気孔率も無拘束の14-18%に対して、拘束下では7-8%と低かった。結論として、PCI拘束はリム構造形成に大きな影響を与え、その結果スエリング、FPガス放出、燃料温度に大きな影響を与える。
鈴木 哲; 荒木 政則; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人
Fusion Energy 1996, 3, p.565 - 570, 1997/00
ITERダイバータ板用に開発されたサドル型ダイバータ板模擬試験体の電子ビーム加熱実験について報告する。本試験体は、サドル型構造として初めて並列流路を採用したもので、より実機ダイバータ板に近い構造を有している。実験ではITERダイバータ板の熱負荷条件(定常時:5MW/m
、非定常時:15MW/m、10秒)を模擬した熱負荷をくり返し与え、熱サイクルに対する試験体の除熱性能の変化を観察した。その結果、定常時を模擬した熱負荷条件において、本試験体はITERダイバータ板の寿命(1,000サイクル)を上回る10,000サイクルの加熱に耐えることを確認した。さらに、非定常時を模擬した条件においても、1,000サイクルの加熱に対し、本試験体は除熱性能の劣化もなく、健全性を維持することができた。
鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人
Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.793 - 797, 1996/12
ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマからの高熱負荷によって変形を生じる。隣り合うダイバータ板との段差が生じることを避けるために、ダイバータ板支持構造の開発が急務となっている。本報では、冷却基板自体を剛な支持構造とするダイバータ模擬試験体を開発し、その熱疲労特性を評価するために実施した熱サイクル実験について報告する。実験は熱負荷25MW/m、加熱時間15秒の条件下にて実施した。その結果、約1250サイクルを負荷した時点で、加熱側冷却管(純銅製)に貫通き裂が発生した。実験後のSEM観察の結果、き裂はくり返し熱応力による疲労き裂であることが確認された。さらに、実験を模擬した3次元弾塑性熱応力解析の結果、冷却管には局部的に極めて高い歪みが発生することが判明したため、より疲労強度の高い冷却管構造材料の開発が必要であることが明らかとなった。
古谷 一幸; 北村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 倉沢 利昌; 黒田 敏公*; 戸上 郁英*; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 高津 英幸; et al.
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.256 - 259, 1996/00
核融合実験炉における遮蔽ブランケットは熱機械挙動及び製作性、保守性、初期組立等の問題を統括的に考慮して設計開発を進めている。ブランケットは後壁と分離可能で接続には十分な機械的強度が得られるよう溶接により接続される。また第一壁は信頼性が高く実績のあるHIP法により製作される。熱機械解析結果より熱応力及び冷却水圧力により発生する応力は設計値を十分に満足する。また電磁力及び構造解析結果より第一壁を電気的に接続する必要の無い可能性を有していることが明らかとなった。ブランケットと後壁との間に設置された母管から冷却水を取り込む枝管の溶接/切断は管内アクセスにより行いブランケットの交換は炉内遠隔機器により行う。またブランケット据付時間の短縮及び最適な調整を目的としてブランケット及び後壁の初期組立を進めている。
編集ワーキンググループ
JAERI-M 93-228, 1031 Pages, 1993/11
第5回原子力先端研究国際シンポジウムが、微視的プローブとしての中性子利用、中性子が招く新世界と題し1993年3月10日~12日にわたって開催された。本シンポジウムの主な内容は、(1)中性子をプローブとした物性研究の発展、(2)中性子をプローブとした複雑な構造の研究、(3)中性子の関連した基礎物理研究、(4)中性子ビームの非散乱利用研究、(5)中性子ビームの新しい利用法、(6)中性子ビーム実験の新技術であった。またパネル討論では、「JRR-3Mの利用と次世代中性子源」が論じられた。本論文集は、22編の招待講演論文、129編のポスター発表論分・パネル討論のサマリー論文及び討論記録を集録したものである。
西尾 敏; 佐藤 瓊介*; 松岡 不識*; 金森 直和*; 山田 政男*; 小泉 興一; 阿部 哲也; 細渕 英男*; 多田 栄介
JAERI-M 91-089, 138 Pages, 1991/05
核融合実験炉(FER)の炉心構造系の概念設計を実施し、これに基づいた技術開発課題を摘出した。それらの概要を以下に記す。炉心構造系の構成要素は、真空容器、遮蔽体、容器内大型交換機器、各種ポート、各種配管等が主なものであり、概念設計を通してFERの使命を果たし得る炉心構造系が成立する見通しを得た。これらが充分高い信頼性をもって成立するための技術開発の優先順位としては、設計条件の多少の変更に関わらず共通性の高い要素技術を高位に置いた。一つは容器内大型交換機器の着脱機構の開発であり、水圧を駆動源としたコッター方式を採用した。駆動機構としてピストン型とフイゴ型と内圧による変形をストロークとして用いる形状可変管型の3種類を試作し、所期の性能が得られることをほぼ確認し、実機適用への見通しを得た。他の共通性の高い要素技術として、機器間に施す絶縁コーティング技術及び導通コーティング技術を取り上げ、コーティング材の選定をし、コーティング方法を確立した。現在、性能試験を実施中である。
