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論文

Enhancement of hydrogen generation, radionuclides release at time of resumption of water injection after cooling interruption for several hours during Fukushima Daiichi NPP accident

日高 昭秀; 氷見 正司*; Addad, Y.*

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所事故で炉心溶融を起こした原子炉燃料のほとんどは原子炉圧力容器外に落下した。その溶融過程や放射性物質の放出挙動は、現在でも十分に解明されていない。主な不確実性として、溶融炉心が最初に冷却された後も、数時間以上の冷却停止が何回か起きたことが挙げられる。注水再開前のデブリは高温になっていたと考えられ、ドイツのQUENCH実験では、水蒸気枯渇状態において酸化した金属が還元され、注水再開時に発生する水蒸気によって酸化が促進し、温度上昇と水素発生量の増加が観測された。1号機でも同様の事象が起きた可能性があり、3/14 21時30分頃に正門付近で観測された$$gamma$$線線量の増加は、3/14 20時に再開した注水と温度上昇に伴うFPの放出促進で、同日21時に観測された中性子は、冷却水が溶融プールに接触した際に溶融物・冷却材相互作用により放出された$$^{242}$$Cmの自発核分裂で説明可能である。また、3/15 2時30分に注水が再開した3号機でも水素発生は増加し、発生した水蒸気とともに4号機の原子炉建屋に運ばれた結果、3/15早朝の4号機水素爆発の主な誘因となった可能性がある。

報告書

JT-60SAクエンチ保護回路の欧州による現地据付・調整試験と作業安全管理

山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-053.pdf:8.33MB

JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。

論文

圧力抑制タンク内に噴出する蒸気の直接接触凝縮に関する解析

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 鈴木 貴行*; 功刀 資彰*

日本機械学会関東支部山梨講演会(2001)講演論文集, p.197 - 198, 2001/00

核融合炉真空容器内で冷却侵入事象が起きると水の沸騰蒸発により圧力は上昇する。発生した蒸気は内部に水を有し、初期に大気圧以下に減圧された圧力抑制タンクに送られる。ここで、蒸気は水との直接接触によって凝縮し、その結果系統内の温度が低下して圧力上昇が抑制される。本研究では、減圧下における蒸気の直接接触凝縮に関する現象解明を目的として、凝縮時の相変化挙動に対しMARS法を使った数値解析による予備的検討を行った。凝縮モデルは温度回復法を低圧下への適用を考慮して改良した。可視化試験結果と比較し、微細気泡の直接接触凝縮挙動をよく模擬できることがわかった。今後は凝縮促進のためにクエンチャー構造を模擬した体系下での解析を行う考えである。

論文

Preparations for pulse operation tests of ITER CS model coil using the JT-60 power supply

松川 誠; 三浦 友史; 寺門 恒久; 岡野 潤; 木村 豊秋

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.1410 - 1413, 2000/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.34(Engineering, Electrical & Electronic)

国際熱核融合実験炉ITERの工学設計活動では、主要コンポーネントについての種々のR&Dが行われている。センターソレノイド(CS)コイルのR&Dはその中で最も重要な項目の一つで、クライオスタット内にコイルを据付して冷却の後、本年末には通電試験が開始される。また、JT-60電源を用いたパルス通電試験も来年2月末に予定されている。本論文は、このパルス通電試験のためにJT-60装置電源において行った改造や、コイルの共振電流解析の結果についてまとめたものである。すなわち、(1)発電機の低電圧運転によるサイリスタ変換器の運転時間の延長(22秒から70秒)、(2)超伝導コイル側のクエンチ保護回路不動作時に電源システムを保護するバイパススイッチの開発、(3)サイリスタ変換器の高周波成分による共振電流の評価とその実測計画について述べる。

論文

核融合装置における故障時電流の抑制・遮断技術

松崎 誼

電気学会技術報告, (709), p.54 - 58, 1999/01

電気学会では電力系統に短絡などで発生する故障大電流を抑制・限流する技術を調査するため専門委員会を発足させた。その委員会の中で、大規模な直流電源システムである核融合装置における故障電流の抑制・限流・遮断する技術について報告し、報告書としてまとめた。報告書では、(1)PFコイル電源の過電流抑制技術として、バイパスペア運転について述べ、プラズマディスラプション時における抑制リアクトルの挿入や特殊な限時特性をもつ過電流遮断方式について述べた。(2)超電導コイルクエンチ時の直流大電流遮断技術として、既に開発されたITER CSモデルコイル用の60kA、0.5秒動作やLHD用25kA、0.5秒の直流遮断器について述べた。更に(3)NBIで加速極間の放電破壊が発生した際、加速電源遮断で発生するサージ電流を抑制するサージブロッカーや空心リアクトルなどの技術について述べた。

論文

Design and model test of a water-cooled VCB for superconducting magnet power supplies

松川 誠; 三浦 友史; 木村 豊秋; 渡辺 憲治*; 久保田 敏春*; 川島 秀一*

Fusion Technology, 34(3), p.684 - 688, 1998/11

本論文は、超伝導コイルのクエンチ保護回路などに使用する水冷式真空遮断機の開発に関するものである。開発の目標として性能は、連続通電容量25kA、遮断電流50kAである。熱的に最も厳しいのは電極の接触面であるが、最高温度を150$$^{circ}$$C以下にする必要があるため、次のような構造上の工夫を行った。(1)アーク安定化のための縦磁界発生用コイルを固定電極側のみの真空領域外に設けた。(2)可動電極側については先端部近傍まで水冷としたが、ロー付け部は真空領域外に設けた。有限要素法による熱解析の結果では、電極を含む導体部の最高温度は110$$^{circ}$$C程度と計算されたが、電極間の熱伝達、温度上昇による変化などを確認する必要があるため、モデル器を製作して設計の妥当性を検証した。その結果、20kA程度の連続通電が可能となることがわかった。論文では、設計の概要とモデル試験の結果について述べる。

報告書

54本クラスタ燃料による破断実験解析

松本 光雄; 鴨志田 洋; 川又 伸弘

PNC-TN1410 98-005, 96 Pages, 1998/03

PNC-TN1410-98-005.pdf:2.17MB

動燃事業団大洗工学センター原子炉工学室において、平成8年度に54本クラスタ燃料を用いた下降管破断実験、主蒸気管破断実験等が実施された。ここでは、従来の「ふげん」安全評価コード及び軽水炉の安全評価コードであるRELAP5コードにより、上記の下降管破断実験及び主蒸気管破断実験を解析し、「ふげん」安全評価コードの妥当性を評価した。この結果、以下のことが明らかとなった。(1) 「ふげん」安全評価コードは、ドライアウト後の被覆管温度について、実験結果に対して高めの値を算出し、保守的な評価をしていることが確認できた。(2) 「ふげん」最適評価コードのリターンモデルは、実験時の被覆管温度挙動に見られるドライアウト及びクエンチ現象をよく再現できることが確認できた。(3) RELAP5コードは、「ふげん」の下降管破断を模擬したLOCA実験時の伝熱流動現象をほぼ再現し、同コードがATR体系のLOCA解析にも使用できる可能性があることが分かった。

論文

Suppression of runaway-electrons generation during desruptive discharge-terminations in JT-60U

河野 康則; 芳野 隆治; 閨谷 譲; 近藤 貴; 伊世井 宣明; 石田 真一; 飛田 健次; 波多江 仰紀; 伊丹 潔; 逆井 章; et al.

24th EPS Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.501 - 504, 1997/00

急速放電停止時における逃走電子の発生を抑制できることを実験的に示した。電流クエンチ時の大きな一周電圧により加速される電子が、逃走電子まで加速される前に大きな磁場揺動で排出されることがわかった。磁場揺動は外部ヘリカル磁場コイルの励磁により増大させることができた。典型的な値として、径方向のn=1モード磁場揺動値;B$$_{r-n=1}$$が~18ガウス(あるいはそのトロイダル磁場との比;B$$_{r-n=1}$$/B$$_{t}$$が~0.07%以上)あれば、電流クエンチ率;dI$$_{p}$$/dtが-100MA/sのときでも逃走電子発生は抑制される。

論文

LSCによる一次冷却水中硫黄-35の濃度測定法

佐藤 浩一; 松井 智明

保健物理, 31(2), p.230 - 233, 1996/00

大洗研究所JMTR(材料試験炉)の一次冷却水中には、$$^{3}$$H、$$^{35}$$S、$$^{60}$$Co等の核種が混在している。この中の$$^{35}$$Sを液体シンチレーションカウンタ(LSC)を用いて測定するとき、その測定領域である$$^{14}$$Cチャンネルに対して$$^{3}$$Hや他の核種の$$beta$$線が妨害して$$^{35}$$Sの正確な濃度測定ができないことがある。そこで、測定領域を変化させ、$$^{3}$$Hや他の核種からの影響をなくして$$^{35}$$S濃度を測定できる条件を見出した。その結果、$$^{3}$$Hの濃度が1$$times$$10$$^{4}$$Bq/cm$$^{3}$$$$^{60}$$Co、$$^{137}$$Csの濃度が4$$times$$10$$^{-2}$$Bq/cm$$^{3}$$以下であれば、$$^{35}$$Sの検出限界濃度として5$$times$$10$$^{-2}$$Bq/cm$$^{3}$$が得られ、排水中濃度限度の100分の1まで測定できることが明らかとなった。

論文

トカマク装置における故障時電流及び大電流の抑制・制御技術

松崎 誼; 青柳 哲雄; 渡邊 和弘; 礒野 高明; 宮地 謙吾

SA-95-45,HV-95-128, 0, p.49 - 57, 1995/12

トカマク装置ではプラズマディスラプションなどの故障の際、過電流を抑制し、その後電流を遮断する必要がある。過電流抑制には空心リアクトルなどの機器の使用及びサイリスタのゲートシフトなど制御による方法がある。またNBIにおいては可飽和リアクトルによるサージ電流抑制などが行われている。遮断器としては、超電流コイルにおけるクエンチ発生時の直流遮断などのため、新しい直流遮断システムの開発が必要である。

論文

Outgassing mechanism after the current decaying phase in disruptive and normal discharges in a tokamak

荻原 徳男; 前野 勝樹

J. Vac. Sci. Technol., A, 8(5), p.3855 - 3863, 1990/09

10ms以下の応答速度をもつ真空計を新たに開発し、JT-60水素プラズマ周辺部の圧力測定を行なった。グラファイト第一壁からのガス放出について調べた結果、以下のことがわかった。1)プラズマディスプラッション後に排気されるガス量は、導入ガス量とほぼ等しいかそれ以上である。ガス放出は2度にわたっておこる。最初のガス放出は、プラズマの熱エネルギーの損失(サーマルクエンチ)に起因する。第2の放出は、プラズマの磁気エネルギーの損失(カレントクエンチ)に伴っておこる。ガス放出に関与するグラファイト表面積は約10m$$^{2}$$である。2)通常の放電では排気量は導入よりも少ない。ガス放出は放電が収量してからおこる。グラファイト内の水素原子の拡散が律速過程となっている。

論文

New non-equilibrium thermal-hydraulic model, II; Application to LOFT L2-3

朝日 義郎; 鈴木 優一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(10), p.753 - 763, 1984/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.34(Nuclear Science & Technology)

新非平衡熱水力モデルに基づくTHYDE-Pコードを用いて、LOFT L2-3の一貫解析がなされている。この解析で用いられているいろいろな仮定と相関式とが説明されている。プール条件でのDNB(核沸騰からの離脱)とリウェッティングとクエンチングとを調べるために、いくつかの助変数が定義されている。ガス相と液相との相間熱伝達係数は核沸騰と同じ圧力依存性を有すると仮定されている。しかし、燃料内の蓄積エネルギーと温度分布の定常度とを考えることによって、プール条件下での熱伝達モード遷移をより理解するための研究が更に必要である。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop, Phase IIA; Chapter IX:Magnets

西尾 敏; 嶋田 隆一; 島本 進; 上田 孝寿*; 深井 佑造*; 沢田 芳夫*; 山口 貢*; 三木 信晴*; 浜島 高太郎*; 長沼 正光*; et al.

JAERI-M 82-176, 263 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-176.pdf:5.22MB

超電導コイルシステムは国際トカマク炉(INTOR)の主要コンポーネントの一つである。本報告では炉本体構造の分解修理空間に必要なコイルボア、運転に必要な電源容量、コイルに加わる応力等を考慮し、可能な限りコンパクト化の方向で超電導コイルシステムの検討を行なった。また電源容量の低減化を図るべく、ポロイダル磁場コイルの最適配置に関する検討は詳細に行い、コイルのクエンチ対策等安全性の検討も行なった。さらに、現状技術と要求される技術のギャップを埋めるべく今後必要なR&D項目を摘出した。

論文

Film boiling heat transfer during reflood phase in postulated PWR loss-of-coolant accident

数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(7), p.516 - 530, 1980/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:11.56(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の仮想事故である冷却材喪失事故の再冠水過程に出現する炉心内熱水力現象の一部を形成する、膜沸騰熱伝達について、その現象を明らかにし安全解析コード開発に資するため、PWR-FLECHT実験結果の検討と単一発熱体実験を行なった。その結果次のことが明らかとなった。入口サブクール度,入口流速および発熱体出力から決るクエンチ点の局所のサブクール度?Tsubが熱伝達率を支配する大きな要因であること、?Tsubが零である時の飽和膜沸騰熱伝達率hc,satは、クエンチ点から注目する位置までの長さを代表長さに取る事によってBromleyタイプの表式で表わされること、?Tsubが零でないサブクール膜沸騰熱伝達率hc,sabは?Tsubとhc,satとで簡単な表式、hc,sub/sc,sat=1+0.025・?Tsub(?Tsub:$$^{circ}$$C)、で表わされることがわかった。この表式は実験結果を$$pm$$20%内の誤差で評価できる。

報告書

核融合実験炉超電導トロイダルマグネットの安全性解析

炉設計研究室

JAERI-M 7963, 163 Pages, 1978/12

JAERI-M-7963.pdf:4.91MB

トカマク型核融合実験炉用超電導トロイダルマグネットの安全性解析を行った。検討項目は事故の分類、FMEA及びFTA解析、コイル安定性とクエンチ時挙動の解析、マグネット異常の検出システムとコイル保護システムの設計、構造解析、破壊及び疲労の検討、地震応答解析などである。又、クライオスタットや冷凍系の事故の解析も行った。この安全性解析を通じてトロイダルマグネットの工学的課題を摘出することが本作業の目的である。

報告書

ウラン・プルトニウム混合炭化物系燃料の汎用高温実験装置

半田 宗男; 高橋 一郎; 渡辺 斉

JAERI-M 7924, 24 Pages, 1978/10

JAERI-M-7924.pdf:1.07MB

高速炉用炭化物系燃料の高温挙動を解析するために大洗研究所燃料研究棟に整備されたプルトニウム燃料の汎用高温実験装置の設計、製作ならびに性能試験について報告する。本装置は、十分に制御されたガス雰囲気中で燃料の高温熱処理(最高温度2400$$^{circ}$$C)を行うことができるほか、ヘリウムガスによる急冷も可能である。さらに燃料の照射を行うに必須のデータである蒸発性不純物ガスの分析ラインも組込まれている。本装置の製作にあたり、新機構のガスラインフィルタなどの新しいプルトニウムの包蔵技術が多数開発された。性能試験はこれらプルトニウムの包蔵技術に関するデータを中心にのべた。

論文

Stern-Volmerプロットによるハロゲン・クエンチングの研究

滝上 誠*; 石河 寛昭

Radioisotopes, 27(2), p.74 - 79, 1978/02

トルエン-PPO二成分系シンチレーター溶液のハロゲン・クエンチングを調べた。種々のハロゲン・クエンチャーのStern-Volmerプロットからクエンチング定数を求め、つぎの知見を得た。(1)ハロゲン置換基数の増加によりベンゼンのハロゲン置換体では直線的に、メタンおよびエタンのハロゲン置換体では指数関数的にクエンチング定数が大きくなる。なお、異性体間においても異なるクエンチング定数を持つ。(2)還元半波電位とクエンチング定数の関係は指数関数的である。(3)電子励起により得られるクエンチング定数はUV励起の場合よりも大きい。これらの結果をもとに、液体シンチレーションのクエンチング過程の中間体として注目されているエクサイプレックスの形成反応についても考察した。

論文

Preparation of the quenched standards and their durability

保泉 澄

Liquid Scintillation Counting, Incorporating Whole-Body Counting and Radioimmunoassay,5, p.50 - 55, 1977/09

軟ベータ核種の放射能測定に用いられる液体シンチレーションカウンターは極めて広い範囲の研究分野で利用されている。液体シンチレーション計数における測定効率の補正は多くの場合 Quenched Standard を用いて行われているが、実際に使用されている Quenched Standard の品質には相当のバラツキがある。この原因を探索すると、標準試料の調整方法以外に試料そのものの経時変化もあることが考えられる。この経時変化の内容を調査するためC-14およびH-3で標識したトリフェニルメタンを用いて Quenched Standard を調整し、5年余にわたって追跡観察をしてきた。この実験の結果、経時変化の起こる事実を確認できたので、追跡観察の内容について報告する。

論文

液体シンチレーションにおける色クエンチングの機構

石河 寛昭

Radioisotopes, 26(4), P. 1716, 1977/04

蛍光体の発光スペクトルと色クエンチャーの吸収スペクトルの関係に基づき、液体シンチレーションの色クエンチングの機構について文献を紹介しながら解説を行った。

論文

液体シンチレーションにおけるエネルギー移行機構とクエンチング

石河 寛昭

Radioisotopes, 25(6), p.355 - 363, 1976/06

液体シンチレーション測定の際の最も基礎的概念をなすエネルギー移行とクエンチングについて原理的な説明を行った。これらの機構については、主にa)輻射的エネルギー移行、b)双極子-双極子相互作用、c)分子の衝突過程、d)エクサイマー、e)エクサイプレックスおよびf)スピン-軌道相互作用の現象をとりあげて述べている。

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