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首藤 靖幸*; 和泉 篤士*; 萩田 克美*; 山田 武*; 柴田 薫; 柴山 充弘*
Macromolecules, 51(16), p.6334 - 6343, 2018/08
被引用回数：11 パーセンタイル：40.86(Polymer Science)The dynamics of methanol confined in highly cross-linked phenolic resins was investigated using incoherent quasielastic neutron scattering (QENS) and atomistic molecular dynamics (MD) simulations. The QENS analysis for adeuterated phenolic resin and both deuterated and nondeuterated methanol indicated the presence of resin dynamics induced by methanol invasion and confined diffusion of the methanol molecules. QENS results suggested that methanol had a diffusion coefficient of 1.6 
10
cm
/s, which is 1 order of magnitude smaller than the bulk value (2.3 10
cm/s. The MD trajectories also showed that the methanol diffusion was limited by the resin network, consistent with QENS results in terms of the diffusion coefficient and diffusion-like behavior.
高山 裕介; 佐藤 稔紀; 尾上 博則; 岩月 輝希; 三枝 博光; 大貫 賢二
第43回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.313 - 318, 2015/01
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、結晶質岩を主な対象とした深地層の科学的研究を実施している。その一環として、瑞浪超深地層研究所の深度500m研究アクセス北坑道において、坑道の冠水に伴う力学・水理・化学特性の長期変化を複合的に把握する技術の開発を目的として、坑道規模の複合試験(再冠水試験)を実施している。本研究では、坑道冠水に先立ち、坑道内で使用する支保工や埋戻し材(コンクリートや粘土(ベントナイト材料))が周辺岩盤へ与える影響を予察的に推定するための、力学・水理連成現象の解析を実施した。本解析結果は、連成現象を把握するための観測機器の配置や、坑道内で使用する坑道の埋戻し材料の仕様等を決定する際の参考にする。
林 伸彦; 諫山 明彦; 長崎 百伸*; 小関 隆久
プラズマ・核融合学会誌, 80(7), p.605 - 613, 2004/07
電子サイクロトロン波駆動電流(ECCD)による新古典テアリングモード(NTM)の安定化を、数値計算により調べた。数値計算モデルは、修正ラザフォード式に基づいたものであり、1.5次元輸送コードとEC解析コードと結合して用いた。この数値計算モデルは、JT-60Uにおける実験結果を模擬できることを確めた。修正ラザフォード式における未定パラメータを、実験との比較により求めた。安定化における駆動電流位置に対する依存性を調べた。低電流量でピークさせた電流分布が、位置に対する依存性を弱めることがわかった。一方、高電流量で電流分布をピークさせてしまうと、駆動電流が電流分布を変えNTMの磁気島を動かしてしまうために、位置に対する依存性が増してしまう。高電流量の場合には電流分布を広くした方が、位置に対する依存性を弱めることができる。安定化に必要な駆動電流量を調べた。必要な駆動電流量は、修正ラザフォード式におけるブートストラップ電流項とECCD項のパラメータに強く依存する。ITERにおいて必要な駆動電流のためのパワーを、JT-60U実験から求めたパラメータを用いて評価した。
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。
代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正
JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB
本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。
7日,東海研究所,東海村Pinak, M.
JAERI-Conf 2003-011, 113 Pages, 2003/09
JAERI-Conf-2003-011.pdf:10.08MB
本国際ワークショップは、放射線リスクとその分子・細胞レベルにおける影響のメカニズムに関する最新の研究成果について検討するために、2003年2月6日と7日の両日、日本原子力研究所東海研究所において保健物理部・放射線リスク研究室が主催して開催された。ワークショップには、放射線物理学,放射線生物学,分子生物学,生体分子の結晶学,分子モデリング,バイオインフォマティクスなどさまざまな研究分野に携わる研究者が参加し、放射線リスクに関連のある基礎研究分野についての基調講演が国内外の研究者により行われた。この基調講演に基づき、分子・細胞レベルの基礎研究と生体レベルの放射線障害とをどのように結び付けていけばよいか議論がなされた。シンポジウムは、口頭発表13件,ポスター発表10件、及びパネルディスカッションから構成され、108人が参加した。本報文集は、これらの口頭及びポスター発表のうち、プロシーディング原稿をいただいた場合にはプロシーディングを、またそれ以外の発表に関しては、発表要旨に一部発表に用いられた図版を加えまとめたものである。
近藤 恭弘; 上野 彰*; 池上 雅紀*; 池上 清*
Proceedings of 28th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.69 - 71, 2003/08
J-PARCのリニアックでは、運転開始当初、JHF用に製作された設計ピーク・ビーム電流30mAのRFQを使用する。このRFQの立ち上げ、及び、ビーム実験をKEKにおいて行った。同時に開発されているセシウム不使用負水素イオン源の開発進展に伴い、RFQ加速ピーク・ビーム電流も増加し、ほぼ設計値に到達した。第一期RFQ運転(RFQ出口直後にビーム診系を設置したビーム実験)時10mA,第二期RFQ運転(後続のビーム輸送系MEBTの立ち上げ実験)時25mA,第三期RFQ運転(MEBT内ビーム・モニタ整備後のビーム実験)時29mAにそれぞれ到達した。本発表では、これらの入射条件の異なる各段階での透過率,エミッタンス測定などの実験データを示し、ビームシミュレーションとの比較,検討を行う。
竹田 武司; 中川 繁昭; 藤本 望; 橘 幸男; 伊与久 達夫
JAERI-Data/Code 2002-015, 39 Pages, 2002/07
JAERI-Data-Code-2002-015.pdf:1.53MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は日本で初めての高温ガス炉(HTGR)であり、2001年12月7日に初めて全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、15MW,30MW運転から商用電源の手動遮断により商用電源喪失模擬試験を実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機及び加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。原子炉を安全に停止するためには、制御棒の挿入により未臨界状態を維持するとともに炉心黒鉛構造物の過度なコールドショックを防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。商用電源喪失から約50秒後、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。本報は、15MW,30MW運転からの商用電源喪失模擬試験時の動的機器のシーケンス,原子炉及び原子炉冷却設備の過渡挙動について報告するものである。
長尾 美春; 細谷 俊明; 金子 義彦*
日本原子力学会和文論文誌, 1(2), p.153 - 163, 2002/06
原子炉の大きな正の反応度の決定には、燃料追加法,中性子吸収置換法等の方法が広く用いられている。しかし、これらの全ての測定方法は、超過倍率が15%
kを越える領域に入ると20%程度の系統誤差を生じる可能性が指摘され、この問題を克服する「修正法」についての基本的考え方が提案された。この「修正法」は、現実の炉心において測定される実効増倍率の増分を計算により超臨界が許される仮想の炉心に対する値に転換するものである。本論文では、この「修正法」が大型の試験炉・研究炉に対して実際に適用可能であり、精度良く超過倍率を決定しうることを、JMTRC及びJMTRにおける燃料追加法実験データをモンテカルロコードMCNP4Aによる全炉心計算をもとに理論的に解析することによって明らかにした。
鈴木 喜雄; 岸本 泰明; NEXTグループ
プラズマ・核融合学会誌, 78(1), p.59 - 69, 2002/01
平成12年度から平成13年度にかけて、那珂研究所の計算機システムの更新が行われた。本システムは、それまで導入されていた並列計算機の約40倍の性能を有するスカラー型の超並列計算機であり、実行される大規模シミュレーションから得られる結果のデータサイズは非常に膨大となる。本論文では、このような膨大なデータの中で繰り広げられる物理現象を理解するためには、どのような画像解析システムが有用であるかについて議論を行い、実際に導入されたシステムの性能について評価を行っている。
山澤 弘実
KURRI-KR-61, p.100 - 105, 2000/00
大気-地表面間でのHTO移行の数値実験のためのモデル及び大気モデルの地表面モジュールの二つの目的で、地表面の数値モデルを開発した。1次元多層モデルで、土壌水分、温度、HTO濃度等を地上気象データを入力として予報的に求める。このモデルを用いて、土壌中のHTO移行の素過程である気相拡散、液相拡散、移流、分散の相対的重要性と降水等の外的条件、土壌種類及び時間スケールとの関連を調べた。その結果、各素過程の相対的重要性は、着目する時間スケールによって大きく異なることが示された。例えば、気相及び液相拡散は数ヶ月以下の短い時間スケールに比べ1年以上の長い時間スケールで重要な過程であることが示された。
中村 秀夫; 久木田 豊; L.S.Ghan*; R.R.Schultz*
Proc. of 1997 Int. Meeting on Advanced Reactors Safety, 0, p.1245 - 1252, 1997/06
AP600炉における蒸気発生器(SG)の伝熱管多数本同時破断事象を模擬した実験を、改造したROSA-V/LSTF(体積比1/30.5)を用いて行った。その結果、静的安全系である静的余熱除去系(PRHR)と炉心補給水タンク(CMT)の、いずれも自然循環による熱除去が、原子炉スクラムとほぼ同時の起動後すぐに炉心崩壊熱出力を大きく上回り(
2倍)、1次系圧力をSG2次系圧力近くまで短時間で低下させたため、運転員操作が無くても炉心をサブクール水中に維持できることが分かった。更にその熱除去は、高温配管(hot leg)温度をSG2次系より低下させ、2次系圧力を逃がし弁開の設定値以下に維持した。しかし、PRHRからの低温の冷却水は、他のROSA/AP600小破断模擬実験同様、低温配管(cold leg)に大きな温度差(100K)の温度成層を生じることが分かった。
C.J.Choi*; 中村 秀夫
Annals of Nuclear Energy, 24(4), p.275 - 285, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：52.72(Nuclear Science & Technology)RELAP5/MOD3バージョン3.1.2コードを用い、PWRの炉停止後でミッドループ運転中に、余熱除去系が何らかの原因で停止した場合に生じる事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験につき、実験後解析を行った。解析には、コールドレグに5%破断相当の開口部を仮定した実験の結果を用いた。コードは、余熱除去系停止後に生じる炉心での冷却材沸騰開始時刻や、1次系の最高圧力等を良く予測した。しかし、解析では蒸気発生器伝熱管で早期に蒸気凝縮が開始したため、ループシール排除の時刻が遅れた。さらに、コードは振動的な計算結果を生じ、それに起因する数値丸め誤差によって大きなマスエラーを生じた。ただし、1次系の圧力上昇に伴って破断口から流出する冷却材の量が、マスエラーと相殺したため、1次系の圧力や冷却材の量等、主要なパラメータには影響を与えないことがわかった。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Proc. of Int. Topical Meetig on Advanced Reactors Safety, 2, p.1268 - 1275, 1997/00
国際熱核融合実験炉(ITER)のトカマク型真空容器をスケールモデルで模擬した予備実験装置を使って、核融合炉の真空境界破断事象(LOVA)時における伝熱流動特性を定量的に調べた。実験では作動流体に空気とヘリウムガスを用い、真空容器内部を最高200
Cに加熱下条件で模擬破断口を開口して真空容器内の置換量及び温度分布の変化を測定した。この結果をもとに、LOVA時の真空容器内の置換流挙動を明らかにした。また、LOVA発生後の真空容器内の温度分布を数値解析的に評価した。解析結果は実験結果を比較的よく予測できたが、LOVA発生直後の過渡領域における数値予測は困難であった。今後は過渡時の置換流挙動を予測できる数値モデルを検討する。
安濃田 良成; 久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*
日本機械学会第72期通常総会講演会講演論文集,III, 0, p.413 - 414, 1995/00
原研は、米国NRCとの協定に基づき、受動安全機能を高めた次世代のPWRであるウェステングハウス社のAP600炉の工学的安全性に関する総合実験を、ROSA-V計画LSTF装置にAP600炉特有の機器を付加して実施している。これまでに、コールドレグ、均圧ライン、DVIラインの小破断LOCA及び全交流電源喪失や蒸気発生器伝熱管破断を原因とする異常な過渡変化に関する実験を合計10回実施した。これら全ての実験において、AP600炉の受動安全機器がほぼ想定どおり作動し、十分な炉心冷却が維持された。また、1次系圧力は大気圧付近まで自動的に減圧され、最終的にIRWSTから重力のみによる連続的な注水が行われた。その他、蓄圧注水系から1次系内に流入した窒素の影響や、直接接触凝縮による圧力変動が観察されたが、これらは系全体の挙動に大きな影響を与えるものではなかった。
秋場 真人; 班目 春樹*
Journal of Nuclear Materials, 212-215(1), p.90 - 96, 1994/09
プラズマディスラプションによる構造材料,プラズマ対向材料の材料損耗に関する招待講演及び招待論文である。プラズマディスラプションによる材料損耗に関する研究は従来、電子ビーム,イオンビーム,レーザー,プラズマガン等を用いて行われている。この分野で、原研の研究は世界のトップレベルにあり、本論文は、これらの実験データのレビューを行うとともに、熱源の違いによる材料損耗現象の相違について述べる。
H.-W.Bartels*; 功刀 資彰; A.J.Russo*
Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion, Vol. 5, 0, p.225 - 244, 1994/00
本論文は、IAEAのAtomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusionのシリーズ第5巻に特集されるMaterial properties data compendium for fusion reactor plasma facing componentsに寄稿されたものであり、核融合炉プラズマディスラプション時に発生する可能性のある逃走電子(Runaway Electron)のプラズマ対向壁への影響について、これまで実施された研究の成果をレビューしたものである。
大山 幸夫; 前川 洋; 日米協力研究グループ
日本原子力学会誌, 36(7), p.612 - 618, 1994/00
ブランケット内での中性子核反応を利用したトリチウム燃料の増殖再生はDT燃料を用いる核融合炉概念においては、その成立性に関わる重要課題である。工学的な設計においては、核データ、計算手法、構造のモデル化などの問題が相乗的に関わっており、トリチウム増殖比等の炉パラメータの設計余裕度を設定するためには、核設計計算の信頼性を実験的に確認することが必要である。このため日米核融合協力協定のもとにFNSを用いたブランケット中性子工学に関する協力研究が1984年から1993年まで続けられた。この計画によって核的模擬による工学実験技術及び核パラメータ測定法の大きな進展がもたらされ、設計手法を含めた核設計の安全係数の評価へと結実させられた。本稿では、これらの協力研究で得られた成果について紹介する。
鈴木 光弘; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二
JAERI-M 90-051, 256 Pages, 1990/03
本報は、BWR/LOCAを模擬したROSA-III実験のデータレポートであり、併せて高温ECC水注入の影響を調べたものである。ROSA-III計画では、炉心冷却に及ぼすECCSの効果を調べるパラメータ実験の1種として、高温(120C)のECC注入実験(RUN940,941)を実施した。RUN940は5%小破断LOCA実験、RUN941は200%破断LOCA実験である。これら2実験の結果と、標準的ECC注入実験(水温40C)のRUN922、926の結果とを比較し、次の結論を得た。5%破断実験ではECC温度の違いによる炉心再冠水過程の燃料棒温度挙動に大きな差異は生じなかった。しかし200%破断実験では、PCT(最高被ふく管温度)に大きな差はないものの、4体の燃料集合体の冷却プロセスに違いが生じ、高温ECC注入により炉心冷却が促進される結果が得られた。これら4実験の分析により、ECC注入後の圧力容器内温度分布についてのデータが得られた。
高野 誠; L.Wolf*; W.Scherer*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(7), p.526 - 535, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)西ドイツでは、現在運転中の高温ガス炉AVRを改造してプロセスヒートループを接続する計画が進行中である。この計画では、AVRで加熱された950Cヘリウムの半分がプロセスループへ分岐供給される。ここで、AVRとプロセスループを流れるヘリウム流量は相互に依存性があり流量不安定性や、流路の逆転が生じる可能性がある。本報では、計算機シミュレーションにより、上述の問題点について検討を行っている。初めに、AVRで行われた動特性実験のシミュレーションを行い測定値との比較を試み、次に改造後のプラントに対するシミュレーションを行っている。その結果、通常運転時に予想される程度の外乱に対しては、ヘリウム流れは非常に安定に推移することがわかった。一方、流路が逆転する際の条件について簡単な解析的モデルにより検討した。
