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濱田 崇; 長谷川 伸; 深沢 秀行*; 澤田 真一; 越川 博; 宮下 敦巳; 前川 康成
Journal of Materials Chemistry A, 3(42), p.20983 - 20991, 2015/11
被引用回数：35 パーセンタイル：70.48(Chemistry, Physical)燃料電池の本格普及のため、低加湿下でのプロトン導電率と高加湿下での機械強度を併せ持つ電解質膜が不可欠である。本研究は、膜強度の高いポリ(エーテルエーテルケトン) (PEEK)に着目し、放射線グラフト重合により高いイオン交換容量(IEC)を有するPEEK-グラフト型電解質膜(PEEK-PEM)を合成することで、導電率と機械的強度の両立を目指した。IEC=3.08mmol/gのPEEK-PEMは、80
Cにおいて、低加湿下(相対湿度30%)でナフィオンと同等の導電率、高加湿下(相対湿度100%)で1.4倍の引張強度(14MPa)を示した。さらに、PEEK-PEM (IEC=2.45mmol/g)を用いて作製した燃料電池は、高加湿下(相対湿度100%)でナフィオンと同等、低加湿下(相対湿度30%)でナフィオンの2.5倍の最大出力密度を示した。X線回析からPEEK-PEMは、グラフト重合中、結晶性が増加するため、高いIECを持つPEEK-PEMにおいても、高い機械的強度を示すことが明らかとなった。
澤田 真一; 八巻 徹也; 浅野 雅春; 寺井 隆幸*; 吉田 勝
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 30(4), p.943 - 946, 2005/12
グラフト鎖の構造の異なる架橋PTFE電解質膜を合成し、それらの温湿度制御下におけるプロトン伝導特性をACインピーダンス法によって評価した。前照射線量を15kGy(一定)としてグラフト反応を行い、鎖の密度を等しくした膜では、イオン交換容量とともにプロトン伝導度が増大した。伝導度の最大値としては、イオン交換容量2.8meq/gの膜が温度80C,相対湿度95%の環境下において0.20S/cmを示した。イオン交換容量が同程度のときは、グラフト鎖の密度が高く長さが短い方が、長い鎖が低密度に存在するときよりも、高い伝導度を示した。この結果は、プロトンの伝導経路である親水性領域の構造の違いに起因すると考えられる。
辻本 和文; 永井 泰樹
JAERI-Review 2005-004, 208 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-004.pdf:82.79MB
国際純粋・応用物理学連合(IUPAP)では、エネルギーワーキンググループ(WG)が組織され、世界における今後のエネルギー供給について課題と物理学の果たすべき役割について検討している。上記WG活動の一環として、エネルギー問題の解決のために物理学分野からの積極的な貢献を喚起し、世界及び日本における多様なエネルギー開発の現状,問題点及び今後の展望について議論することで研究開発の進展に資することを目的として、IUPAPの主催、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究開発機構の共催で、平成16年5月13日に東京の日本原子力研究所・計算科学技術推進センターで「エネルギーに関するワークショップ」を開催した。本報告書は、同ワークショップの概要と発表要旨及び発表資料(12件)を掲載するものである。世界,中国及び日本におけるエネルギー問題の状況についての招待講演に続いて、「新エネルギーの研究開発」,「核融合エネルギーの研究開発」,「加速器駆動システム(ADS)の展望」,「水素の製造・貯蔵・輸送」について、日本における専門家による現状と展望についての発表があった。
畠山 祐一; 須藤 健次; 金澤 浩之
JAERI-Tech 2004-033, 29 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-033.pdf:1.65MB
照射済燃料ペレット内に生成されたKr, Xe等のFPガスは、燃焼度とともに増加し、軽水炉燃料の熱的・機械的特性に大きな影響を与える。このため、軽水炉の高度化計画における燃料の健全性・安全性評価には、FPガス放出に関する基礎的データを蓄積することが重要である。日本原子力研究所・燃料試験施設では、照射済燃料棒のパンクチャー試験により、照射中に燃料棒プレナム部に蓄積したFPガスの測定を実施している。この結果から、FPガスのほとんどは燃料ペレット内に残存しており、より高い燃焼度あるいは事故時に残存しているFPガスが放出されることが予想される。よって照射済燃料からのFPガス放出挙動を調べるため、燃料を段階的に2300Cまで加熱しながら、放出されるFPガスをリアルタイムで測定するアウトガス分析装置(Out Gas Analyzer 以下;OGA)を開発した。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB
本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。
宇根崎 博信*; 奥村 啓介; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*
Transactions of the American Nuclear Society, 88, p.436 - 438, 2003/06
日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UO
あるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5wt.%といった現行軽水炉に対する規制を超える燃料のことを言う。これまでに12の機関がベンチマークに参加しており、異なるコードと核データライブラリを用いた格子燃焼計算結果の比較から、解析精度の現状と今後の検討課題が明らかにされた。
奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*
Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10
日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UOあるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5%などといった現在の日本の燃料規制を超える核分裂性富化度を想定している。12の機関が異なるコードとデータを使用してベンチマーク問題の解析を行い、提出された結果を比較した。その結果、現在のデータと手法による解析精度の現状と今後検討すべき課題が明らかとなった。
猪 博一*; 植田 祥平; 鈴木 紘; 飛田 勉*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2001-083, 46 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-083.pdf:6.31MB
本報は、高温照射試料取扱設備(使用済燃料検査室(I))の設計条件及び設計結果をこれらの主要な設備ごとにまとめたものである。高温照射試料取扱設備は、同じ建家内にあるHTTRで照射を行った使用済燃料,高温照射試料を対象として検査及び照射後試験の一部を行う小型のセルである。本設備は既設の高温工学試験研究炉(HTTR)原子炉建家内の限られたスペースに追設するものであり、取合条件を考慮して限られたスペースを有効に利用できるよう設計した。本設備は3つのセルで構成され、主要な設備として使用済燃料等からの中性子線及び
線を遮蔽するための遮蔽体,換気空調装置,試料の取扱に用いる内装機器等がある。今後、本設備及び大洗研究所のホットラボを利用してHTTR燃料・材料の照射後試験を実施し、高温ガス炉技術基盤を確立するとともに、長期的にはHTTRにおける照射試験・照射後試験を通じて、要素技術の開発,先端的基礎研究を行っていくこととしている。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB
日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。
宮本 喜晟; 小川 益郎; 秋野 詔夫; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 清水 三郎; 小貫 薫; 石山 新太郎; 片西 昌司; 武田 哲明; et al.
JAERI-Review 2001-006, 147 Pages, 2001/03
JAERI-Review-2001-006.pdf:9.2MB
水素に関する研究の現状を把握し、原研が進めている核熱による水素製造研究開発の位置づけを明らかにするため、水素製造を中心にした研究の現状と今後の展望について検討した。水素の取り扱いに関する特性を明らかにするとともに、将来の水素製造に対する法整備が必要になること、また、原子炉施設との関係では水素の火災爆発に対し離隔距離の考え方が実務的であることを示した。水素製造法を総括し、核熱利用水素製造技術の課題を明らかにした。さらに、核熱水素製造の経済性を評価し、化石燃料燃焼方式より経済性のあることを明らかにした。このほか、我が国のエネルギー需要構造からみて、原子力による高効率発電と化石燃料の代替となるエネルギーの需要が多いことを示した。さらに、今後の水素利用の方法としては燃料電池自動車の燃料としての利用が有望で、燃料電池自動車の導入予測に対応して2020年から2030年では100MWtの高温ガス炉が最大30基程度必要となることがわかった。
奥村 啓介; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎
JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03
JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB
SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。
奥野 浩; 内藤 俶孝; 桜井 良憲*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.958 - 960, 1991/10
核燃料施設で取扱われる粉末燃料の粒径がどの程度小さければ臨界安全評価上均質とみなしてよいかを明らかにするため、反応度が燃料粒径にどのように依存するかを調べた。粉末燃料は5wt%濃縮の二酸化ウランとした。評価条件として冠水状態を設定した。中心に球状燃料を配置した水の立方体セルの3次元無限配列を計算対象とした。水対燃料体積比は、均質系で最適減速になるように選んだ。計算には連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードVIMを使用した。計算の結果、中性子増倍率は燃料球直径の増加に伴い増大するが、その主因は共鳴を逃れる確率の増大にあることが明らかになった。さらに、共鳴を逃れる確率の均質系に対する増加傾向は、共鳴積分に対する燃料粒径の依存性を検討することにより説明されることが明らかになった。
中川 正幸; 森 貴正; 佐々木 誠*
Annals of Nuclear Energy, 18(8), p.467 - 477, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.9(Nuclear Science & Technology)モンテカルロ計算において格子形状を用いると入力データの大巾な削減や記憶容量の節約に継がる。しかし従来のスカラーコードでは計算時間の短縮にはならない。ここではベクトル化コードに適した六角格子形状を扱う方法を開発し、これまで開発して来たGMVPコードに組み込んだ。本手法は形状表現がフレキシブルで簡略化されている。また面対称や回転対称なセルも座標交換により基準セルと全く同一に扱うので演算においてベクトル長が大きくなりベクトル化効率が高くなる。例題として二つの高速炉燃料集合体を解析し結果を衝突確率法を用いるSLAROMのそれと比較した。固有値の一致は良く計算時間はスカラー計算の24倍の高速化を達成した。また非格子形状を用いたベクトル計算に比べ半分となり、本手法がベクトル化モンテカルロ法に適している事が裏付けられた。
成瀬 雄二; 奥野 健二; 吉田 浩; 小西 哲之; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1081 - 1095, 1990/12
トリチウムプロセス研究棟でのトリチウム技術に関する基礎工学的研究と米国ロスアラモス国立研究所のTSTA施設でのトリチウム精製・循環システムの実証試験とは核融合炉における燃料サイクルを確立する上で相補的関係にある。この観点に立ち、1980年代初めより約10年間に亘って日米協力が実施されている。AnnexIIIではトリチウム燃料・捕集システムのために開発されたコンポーネントのトリチウム実証試験が実施され、その有用性が証明された。また、AnnexIVでは、100g規模のトリチウムを用いてTSTAによるトリチウム精製・循環システムの実証試験が日米共同で実施され、核融合炉燃料サイクルに関するトリチウム技術およびトリチウム安全技術について多くの成果が得られた。本論文では、これらの成果をレビューする。
新藤 隆一; 山下 清信; 村田 勲
JAERI-M 90-048, 225 Pages, 1990/03
高温ガス炉には、ブロック型燃料あるいは球状燃料を使用した炉心がある。そこで、これらの燃料の格子燃焼特性解析が可能でありかつ、炉心特性解析に必要な群定数を作成可能な高温ガス冷却炉・格子燃焼計算コードDELIGHT-7を開発した。本コードの計算は、共鳴吸収計算、中性子スペクトル計算、燃料格子計算、可燃性毒物格子計算、エネルギ群縮約計算、燃焼計算等からなる。なお、本コードでは、被覆燃料粒子を用いることによって生じる高温ガス炉燃料特有の二重非均質性の効果を考慮している。本報は、DELIGHT-7コードで用いている計算理論及びコードの使用方法について説明するものである。
山下 清信; 新藤 隆一
JAERI-M 85-163, 78 Pages, 1985/10
DELIGHT-6は、被覆燃料粒子を用いることにより生じる二重非均質性をもった高温ガス炉用燃料の格子中性子スペクトルの計算を行い、炉心特性解析に必要な群定数を作成する格子燃焼計算コードである。本DELIGHT-6(Revised)コードは従来のDELIGHT-6コードに次の3点について変更または追加を行なったものである。(1)ペブルベッド型高温ガス炉に使用される球状燃料の格子燃焼計算を可能にした。(2)核分裂生成物の生成率及び崩壊定数などの燃焼計算に関する核データの一部を改訂した。(3)補助計算機能の追加(燃料領域の原子数密度計算の自動化、局所中性子束歪の算出、詳細メッシュ炉心計算用群定数の作成)
相沢 作衛; 寺門 正吾
JAERI-M 84-233, 167 Pages, 1985/01
燃料試験施設のX-セルは、Pu系燃料の高放射能取扱い施設としての試験研究施設である。遠隔操作のためセルに装備されているマニプレータは、西ドイツ・Hans Walischmiller社製A100型M/SマニプレータおよびA15型トングマニプレータの二種類で、いずれの機種も原研の高放射能取扱い施設における使用経験が全くなかった気密の保持可能な新型機種である。特にA100型は、三分割構造の特徴を有し、在来機種とはその構造うを違いている。本報告は、X-セル、X-鉛セルおよび気密ボックスでのこれらマニプレータの保守取扱い作業を考慮し、保守技術の確立をめざして調査検討された成果をまとめたものである。この保守技術開発によって得られた成果は、保守用図面などの資料整備を含め、(1)マニプレータ保守関連設備の有用性の確認、冶工具類の整備(2)マニプレータの保守における基本的保守技術の確立(3)マニプレータ各操作機能に対する保守技術の確立と技術的設定基準の開発、などである。
藤村 卓; 嘉悦 勲
Int.J.Appl.Radiat.Isot., 34(6), p.929 - 931, 1983/00
被引用回数：13 パーセンタイル：91.35(Nuclear Science & Technology)農産廃棄物中のセルロースの酵素法で糖化し、生成した糖を酵母によってエタノールに変換するプロセスに対する放射線の利用技術の一つとして、酵母の放射線重合法による固定化を検討した。特に固定化することによって発酵反応を高速化・連続化することを目的とした。まず、ガラス化性モノマーの低温放射線重合により、種々の組成の多孔性の高分子担体を作製した。この高分子担体に酵母と低濃度のモノマーを浸み込ませ、放射線重合により酵母を固定化した。固定化した酵母のエタノール生産能力の最大値は、固定化物と同様に好気的に培養した固定化しない酵母のエタノール生産能力の最大値の約10倍に達した。固定化酵母の高い活性は480時間以上にわたって持続した。これらのことから、固定化酵母を好気的に培養することによって固定化物の内部で酵母が増殖し、高い活性を持つようになると共に、長期間活性が維持されることが明らかとなった。
小西 哲之; 大野 英雄; 吉田 浩; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 3, p.195 - 198, 1983/00
核融合炉における燃料循環系やブランケットなどのトリチウムシステムでは、高濃度のトリチウム水が生成する。トリチウムの有効利用と安全取扱いの面から、トリチウム水を分解して水素の化学形にする必要があるが、現在までに確立された方法はない。固体電離質セルを用いた電離法は、他法の欠点である放射線損傷、戸リチウムインベントリー、固体廃棄物などの問題がなく、トリチウム水の分解法として有望である。カルシア安定化ジルコニアを用いたセルによって、水蒸気の電解実験を行なった。セルの電流-電圧特性は理論式とよく一致し、水の分解法としての本法の有効性が確認された。
石田 芳美; 糸永 文雄; 松島 秀夫; 石本 清
Proc.30th Conf.on Remote Systems Technology,Vol.2, p.33 - 36, 1982/00
本報告はANS Winter Meeting(1982年)のRSTD(Remote Systems Technology Division)に提出の論文である。東海研ホットラボでは、多目的高温ガス炉燃料・材料の照射後試験のうちOGL-1照射済燃料体の寸法変化をしらべるため、主たる燃料要素の黒鉛ブロック及び黒鉛スリーブにつき寸法測定装置を開発し、ホットセルに設置して寸法測定を実施した。本装置の特徴は次の通りである。(1)2種類の形状の異なるOGL-1照射燃料体試料(黒鉛ブロックと黒鉛スリーブ)について標準ゲージとの比較測定をすることにより、寸法測定を行なうことができる。(2)計測は電気マイクロメータとパルスエンコーダによって行う。測定精度は外径測定で
0.01mm、内径測定で0.02mm、長さ測定で0.1mm、真直度で0.02mmである。本装置により第4次照射燃料体までの寸法測定を実施した。
