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論文

Pressure-induced Diels-Alder reactions in C$$_{6}$$H$$_{6}$$ - C$$_{6}$$F$$_{6}$$ cocrystal towards graphane structure

Wang, Y.*; Dong, X.*; Tang, X.*; Zheng, H.*; Li, K.*; Lin, X.*; Fang, L.*; Sun, G.*; Chen, X.*; Xie, L.*; et al.

Angewandte Chemie; International Edition, 58(5), p.1468 - 1473, 2019/01

芳香族の圧力誘起重合反応(PIP)は、sp$$^{3}$$炭素骨格を構築するための新しい方法であり、ベンゼンとその誘導体を圧縮することによってダイヤモンド様構造を有するナノスレッドを合成した。ここで、ベンゼン-ヘキサフルオロベンゼン共結晶(CHCF)を圧縮することにより、PIP生成物中に層状構造を有するH-F置換グラフェンを同定した。その場中性子回折から決定された結晶構造およびガスクロマトグラフィー質量スペクトルによって同定された中間生成物に基づいて、20GPaでは、CHCFがベンゼンおよびヘキサフルオロベンゼンを交互に積み重ねた傾斜カラムを形成し、それらが[4+2]重合体に転化し、次いで、短距離秩序を持つ水素化フッ素化グラフェンに変化するる。反応プロセスは[4+2]ディールス-アルダー,レトロディールス-アルダー、および1-1'カップリング反応を含み、前者はPIPの重要な反応である。われわれの研究は、CHCFの素反応を初めて確認した。これは、芳香族化合物のPIPについての新しい見方を提供する。

論文

Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.

Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12

加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。

論文

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 由貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

報告書

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL4の使用手引き及び解析手法(受託研究)

勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2017-015, 229 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2017-015.pdf:5.8MB
JAEA-Data-Code-2017-015(errata).pdf:0.15MB

軽水炉構造機器の高経年化評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を進めている。本コードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃事象等の過渡が発生した場合における容器の破損確率や破損頻度を解析するコードである。破壊力学に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入やコード検証等を通じて解析精度と信頼性向上を図った。具体的には、応力拡大係数解や破壊靭性モデル等の解析機能の高度化を図るとともに、健全性評価に係る影響因子の認識論的不確実さと偶然的不確実さを考慮した信頼度評価機能の整備等を実施した。また、確率論的計算手法を改良し、解析コードの計算速度を著しく向上させた。さらに、PASCAL-RVにより算出される亀裂を対象とした破損確率からRPV炉心領域部を対象とした破損頻度を算出する機能を有するモジュールPASCAL-Managerを整備した。本報告書は、PASCAL-Managerを含むPASCAL4の使用方法、解析理論をまとめたものである。

論文

Verification methodology and results of probabilistic fracture mechanics code PASCAL

眞崎 浩一; 宮本 裕平*; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

国内の原子炉圧力容器を対象とした加圧熱衝撃事象時の破損頻度評価を行うため、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCALが整備されている。一般的に、PFM解析コードは試験との比較等を通じた機能確認を行うことができないことから、その信頼性確認は困難である。本論文では、PFM解析コードの信頼性確認に係る方法を示すとともに、解析コードに含まれた確率変数、アルゴリズムや解析機能に関する検証を実施し、解析コードの有効性を明らかにした。

報告書

原子炉圧力容器を対象とした確率論的破壊力学に基づく健全性評価に関する標準的解析要領(受託研究)

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.

JAEA-Research 2016-022, 40 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-022.pdf:4.04MB

国内では、原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化に伴う非延性破壊を防止するため、健全性評価上最も厳しい加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、決定論的手法による健全性評価が行われている。一方、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の統計的な不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損頻度等を算出する確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法が、近年欧米において規制への導入が進められている。本報告書は、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映し、整備された標準的解析要領を取りまとめたものである。

論文

Statistical analysis using the Bayesian nonparametric method for irradiation embrittlement of reactor pressure vessels

高見澤 悠; 伊藤 裕人; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 479, p.533 - 541, 2016/10

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

高中性子照射量領域における照射脆化に関して、ノンパラメトリックベイズ法を用いて日本国内の監視試験データや試験炉照射データに対して統計解析を実施した。ノンパラメトリックベイズ法は実測データを正規分布の和で表す解析手法であり、正規分布の数と平均値や分散は実測データの複雑さに応じて決定される。本研究では、照射脆化の主因として考えられている溶質原子クラスタを構成する元素(Cu, Ni, Mn, Si, P)や照射条件を入力パラメータとして、照射脆化との関係を評価した。解析の結果、中性子照射量が異なるデータであっても同じ材料のデータは同じ正規分布に分類されており、中性子照射量に依存した脆化メカニズムが顕在化していないことが示唆された。

論文

Bayesian statistical analysis on chemical composition contributing to irradiation embrittlement at high fluence region

高見澤 悠; 西山 裕孝

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/07

原子炉圧力容器の照射脆化に関して、高照射量領域における脆化に寄与する化学元素を明らかにするため、国内のPWRプラントの監視試験データを対象にノンパラメトリックベイズ法に基づく統計解析を実施した。すべての脆化予測式でパラメータとして考慮されている中性子照射量、Cu, Ni含有量に加えてP, Si, Mnの照射脆化への寄与を評価した。その結果、シリコンを入力パラメータとして考慮することで予測性がよくなることから、高照射量領域においてシリコンが脆化に寄与していることが示唆された。

論文

Partially ordered state of ice XV

小松 一生*; 則竹 史哉*; 町田 真一*; 佐野 亜沙美; 服部 高典; 山根 崚*; 鍵 裕之*

Scientific Reports (Internet), 6, p.28920_1 - 28920_11, 2016/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:61.76(Multidisciplinary Sciences)

氷には17種類もの多形があるが、高圧低温状態で現れるとされる氷XV相の構造と性質には多くの矛盾があり、氷の未解決問題の一つとなっていた。本研究では、氷XV相の低温高圧下で中性子回折の直接観察を行い、氷XV相が異なる水素配置を持つ複数のドメインからなる部分秩序相であることを明らかにした。この結果は氷XV相に関する過去の研究の矛盾点を解消でき、さらに、氷の多形において秩序相,無秩序相に加え、部分秩序相という第3の状態を考慮に入れる必要があることを示唆するものである。

論文

Characteristics of flow field and pressure fluctuation in complex turbulent flow in the third elbow of a triple elbow piping with small curvature radius in three-dimensional layout

江原 真司*; 高村 宏行*; 橋爪 秀利*; 山野 秀将

International Journal of Hydrogen Energy, 41(17), p.7139 - 7145, 2016/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:91.25(Chemistry, Physical)

本研究では、約1,000,000までの高レイノルズ数領域を扱う日本のナトリウム冷却高速炉のコールドレグ配管の1/7縮尺モデル試験体を含む実験装置を用いて流動可視化及び圧力測定を実施した。流れ場に関して、流動はく離が第3エルボ内側に現れた。しかしながら、そのはく離域は、第1エルボのそれより主流方向と垂直な方向には小さく、周流方向には大きかった。これは、第2エルボ下流で形成される旋回流が多少減衰しつつも第3エルボに流れ込むからであると考えられる。圧力変動試験から、エルボ下流0.0D$$sim$$0.4D(Dは配管直径)の領域において、無次元周波数であるストローハル数が約0.4で圧力変動の卓越周波数が現れることが分かった。また、出口側下流の0.75Dの領域では、ストローハル数が約0.7で弱いピークが見られた。

報告書

高速実験炉「常陽」における原子炉容器内保守・補修技術開発; 炉心上部機構交換作業用循環型カバーガス微正圧制御システムの開発

宇敷 洋*; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-042, 37 Pages, 2016/02

JAEA-Technology-2015-042.pdf:16.51MB

ナトリウム冷却型高速炉では、冷却材であるナトリウム及びカバーガスとしてアルゴンガスを内包する。そのため、カバーガスバウンダリを開放する際には、仮設バウンダリを確保した上で、カバーガスを微正圧に制御することで、カバーガスの放散を抑制し、かつカバーガス中への不純物混入を防止することが要求される。一方、平成26年度に実施された高速実験炉 「常陽」の炉心上部機構交換作業では、仮設バウンダリであるビニルバッグの健全性維持のため、高流量のアルゴンガスブローを約2ヶ月の長期間に亘って継続する必要があり、既存の設備では対応が困難であった。この課題を克服するため、「常陽」ではカバーガス循環型微正圧制御システムを開発し、実機に適用した。当該システムは良好な圧力追従性及びリサイクル性を有し、これらの成果は、世界的にも例の少ない大規模な原子炉容器内補修作業である炉心上部機構交換作業の作業環境整備及びその安全な推進に大きく貢献した。また、ここで蓄積された経験やデータは、稀少な知見として今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に資するものと期待される。

論文

Cavitation damage prediction for the JSNS mercury target vessel

直江 崇; 粉川 広行; 涌井 隆; 羽賀 勝洋; 勅使河原 誠; 木下 秀孝; 高田 弘; 二川 正敏

Journal of Nuclear Materials, 468, p.313 - 320, 2016/01

BB2014-2665.pdf:3.4MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Materials Science, Multidisciplinary)

J-PARCの核破砕中性子源(JSNS)水銀ターゲット容器は、陽子線入射励起圧力波により励起されるキャビテーションによる損傷を受ける。キャビテーションによる損傷は、容器の構造健全性を低下させるため現在のところ容器の交換寿命を決める支配因子となっている。圧力波及びキャビテーションによる損傷を低減するためには、水銀中にガスマイクロバブルを注入することが効果的な手法である。JSNSでは、ガスマイクロバブルを注入するためのシステムを2012年10月に設置し、レーザードップラー振動計を用いて容器の振動をモニタリングすることによって水銀中へのバブル注入の効果をした。その結果、振動速度は気泡注入量の増加に伴って減少することを確認した。また長期間の運転では、気泡注入によって平均でバブル注入無しの1/4程度の振動速度を維持した。

論文

Synthesis, structure, and pressure-induced polymerization of Li$$_{3}$$Fe(CN)$$_{6}$$ accompanied with enhanced conductivity

Li, K.*; Zheng, H.*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; Tulk, C. A.*; Molaison, J.*; Feygenson, M.*; Ivanov, I. N.*; Yang, W.*; Mao, H.-K.*

Inorganic Chemistry, 54(23), p.11276 - 11282, 2015/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.03(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

3重結合における圧力誘起重合は共役二重結合を引き起こすと考えられている。比較的低い圧力において重合を起こす金属シアン化物を探索するために、無水のLi$$_{3}$$Fe(CN)$$_{6}$$を合成し、その結晶構造を調べた。実験の結果、CN$$^{-}$$の不可逆な結合が、工業的な装置でも実現できるほど低い圧力で達成された。それに伴い電気伝導度は3倍に増加し、重合化したLi$$_{3}$$Fe(CN)$$_{6}$$はリチウムイオン電池の電極として使える可能性がある。

論文

Characteristics of flow field and pressure fluctuation in complex turbulent flow in the third elbow of a triple elbow piping with small curvature radius in three-dimensional layout

江原 真司*; 高村 宏行*; 橋爪 秀利*; 山野 秀将

Proceedings of 17th International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems (ICENES 2015) (CD-ROM), 6 Pages, 2015/10

本研究では、約1,000,000までの高レイノルズ数領域を扱う日本のナトリウム冷却高速炉のコールドレグ配管の1/7縮尺モデル試験体を含む実験装置を用いて流動可視化及び圧力測定を実施した。流れ場に関して、流動はく離が第3エルボ内側に現れた。しかしながら、そのはく離域は、第1エルボのそれより主流方向と垂直な方向には小さく、周流方向には大きかった。これは、第2エルボ下流で形成される旋回流が多少減衰しつつも第3エルボに流れ込むからであると考えられる。圧力変動試験から、エルボ下流0.0D$$sim$$0.4D(Dは配管直径)の領域において、無次元周波数であるストローハル数が約0.4で圧力変動の卓越周波数が現れることが分かった。また、出口側下流の0.75Dの領域では、ストローハル数が約0.7で弱いピークが見られた。

論文

U-RANS simulation of single elbow pipe flow experiments simulating JSFR hot-leg piping

山野 秀将; 田中 正暁; 岩本 幸治*

Proceedings of ASME-JSME-KSME Joint Fluids Engineering Conference 2015 (AJK 2015-FED) (USB Flash Drive), p.231 - 240, 2015/07

本論文は、レイノルズストレスモデルを用いたU-RANS手法である数値解析シミュレーションツールを対象として、JSFRホットレグ配管を模擬したシングルショートエルボ配管を有する1/10および1/3縮尺の水実験を通じて検証することを目的としている。数値解析結果は1/3および1/10縮尺の実験データとして時間平均速度分布、流動場の可視化、および圧力変動パワースペクトル密度とよく一致した。これらの比較によりU-RANS数値解析ツールの妥当性が確認され、単管ショートエルボ管流への適用性が確認されたと結論づけられる。また、数値シミュレーションにより、ショートエルボ流れにおける周期的な2次流れおよびそれによる馬蹄渦で特徴づけられる非定常流動場が示された。さらに、本研究では、数値的シミュレーションを通して出口条件もまた調べた。時間平均速度分布、圧力変動パワースペクトル密度等に関して配管出口におけるIHXプレナムの有無の影響を比較した結果、有意な差は見られなかったことから出口状態による影響は無視できるといえる。

論文

Effect of deflected inflow on flows in a strongly-curved 90 degree elbow

岩本 幸治*; 楠崎 亮*; 十河 基介*; 保田 和則*; 山野 秀将; 田中 正暁

Proceedings of ASME-JSME-KSME Joint Fluids Engineering Conference 2015 (AJK 2015-FED) (USB Flash Drive), p.1767 - 1773, 2015/07

軸方向曲率半径が内径(125mm)と等しくなる90$$^{circ}$$エルボに対して壁面圧力計測と流動場可視化を実施した。本研究では、ほぼ一定な速度傾斜をもつ偏流を導入した。レイノルズ数320,000および500,000の場合、規格化した圧力分布で比較すれば、全体的には差異は見られないことがわかった。入口一様流入の場合と比較し、偏流の場合はエルボ腹側の低圧領域は弱められ外側高圧領域は強まることが明らかにされた。本研究の場合、エルボ下流の圧力がエルボ出口から直径の2倍の距離までの範囲の内側で圧力が高くなるという圧力分布が特徴的であった。流動場の可視化により背側から移流される強い2次流れの衝突によって圧力上昇が引き起こされていると結論づけられた。本研究における非定常圧力分布は、一様流の場合と比べると、エルボ内部および下流において変動の激しい領域が周方向に減少したことを示した。

論文

Development of failure evaluation method for BWR lower head in severe accident, 2; Applicability evaluation of the FEM using uni-axial material data for multi-axial deformation analysis

根本 義之; 加藤 仁; 加治 芳行; 吉田 啓之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

福島第一原子力発電所の炉内状況の推定等に寄与するため、原子力機構では、炉心溶融物の熱流動解析と構造解析を連成させ、圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価する研究を行っている。この構造解析では過去の単軸試験による材料物性データを用いる。しかし、特に複雑な形状の部位では、多軸応力条件下での変形挙動を解析することになる。このため、多軸応力条件下の構造解析に対する、単軸試験により得られた材料物性データを用いた解析モデルの適用性について検討する必要がある。本論文では、多軸応力試験として高温での内圧クリープ試験を行うとともに、単軸試験による材料物性データを用いて有限要素法(FEM)解析を実施し、両者の結果を比較することで、その妥当性を検討した。

論文

陽極酸化皮膜を用いたガスケット絶縁技術の開発

長壁 豊隆; 加藤 義博*; 本元 悟*; 桑原 慶太郎*

高圧力の科学と技術, 25(1), p.57 - 63, 2015/03

強相関電子系物質の圧力誘起相臨界領域で発現する新奇物性を、同一の高圧試料環境下において構造-磁性-伝導の相関の視点から研究するため、中性子回折用ハイブリッド式対向アンビル(HA)を用いて電気抵抗との同時測定を実現するための技術開発を行っており、現在、これに不可欠なガスケットの絶縁技術開発を中心に行っている。HAでは、中性子透過率を重視してアルミ合金(JIS A2017P)ガスケットを使用している。我々はこれに着目し、ガスケット表面に特殊な陽極酸化皮膜(ミタニライトト)を形成し、これを絶縁層として利用する方法を考案した。室温下でミタニライト皮膜付きガ スケットの加圧試験を行った結果、測定用リー ド線の断線やショートを起こさずに約6GPaの圧力発生に成功した。

論文

New reactor cavity cooling system using novel shape for HTGRs and VHTRs

高松 邦吉; Hu, R.*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12

東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。

論文

Cavitation erosion induced by proton beam bombarding mercury target for high-power spallation neutron sources

二川 正敏; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 沖田 浩平*

Experimental Thermal and Fluid Science, 57, p.365 - 370, 2014/09

AA2014-0181.pdf:1.48MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:53(Thermodynamics)

J-PARCの水銀ターゲットでは、陽子線入射時に発生する圧力波が水銀を包含する容器へと伝ぱする際に、水銀と容器の界面には負圧によってキャビテーションが発生する。流動水銀中にマイクロバブルを注入することで、圧力波に励起されるキャビテーションの発生を低減するために、注入する気泡の条件を理論及び実験的に検討した。本報告では、特に、圧力波の伝ぱをミリ秒オーダーのマクロな時間スケールとマイクロ秒オーダーのミクロな時間スケールの現象に分けて検討した。前者は、ターゲット容器の振動と水銀の相互作用が支配的な現象であり、後者は、水銀中の圧力波伝ぱプロセスに不可欠な現象である。その結果、マクロな時間スケールでは、水銀中にキャビテーションを発生させる負圧の振幅が注入した気泡によって減少するため、マイクロバブルの注入がキャビテーションの発生を抑えるのに効果的であることを示した。一方、ミクロな時間スケールでは、注入した気泡は負圧の持続時間を減少させキャビテーション気泡の膨張を抑えることで、キャビテーションの攻撃性を低減させるが、その効果は十分ではなく、現状ではキャビテーション気泡が膨張する可能性があることを示唆した。

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