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論文

放射性気体廃棄物中のトリチウム捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価

古谷 美紗; 米谷 達成; 中川 雅博; 上野 有美; 佐藤 淳也; 岩井 保則*

保健物理(インターネット), 55(2), p.97 - 101, 2020/06

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中に存在するトリチウムガス(HT)をトリチウム水蒸気(HTO)に酸化するため、酸化触媒を600$$^{circ}$$Cに加熱して使用している。本研究では、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な$$^{3}$$Hモニタリング手法を確立することを目的として、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒, CuO触媒、及びPt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$触媒の異なる温度条件下における水素ガスに対する酸化効率を検証した。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒及びPt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$触媒の水素に対する酸化性能はCuO触媒と比較して優れており、25$$^{circ}$$Cの室内温度条件下においても水素を十分に酸化する能力があることが明らかとなり、$$^{3}$$Hモニタリングにおける安全性の向上が期待できる。

論文

放射性気体廃棄物中の$$^{14}$$C捕集に用いる疎水性パラジウム触媒の酸化性能評価

上野 有美; 中川 雅博; 佐藤 淳也; 岩井 保則

保健物理, 51(1), p.7 - 11, 2016/03

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中の炭素14($$^{14}$$C)を$$^{14}$$CO$$_{2}$$へ酸化し捕集するため、酸化銅(CuO)触媒を600$$^{circ}$$Cに加熱して使用している。我々は、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な$$^{14}$$Cモニタリング手法を確立することを目的として、二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)の表面に疎水化処理を施した疎水性パラジウム二酸化ケイ素(Pd/SiO$$_{2}$$)触媒を新たに開発した。その酸化性能についてCuO触媒,白金アルミナ(Pt/Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)触媒,パラジウム二酸化ジルコニウム(Pd/ZrO$$_{2}$$)触媒および親水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒と比較を行った。その結果、疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒の酸化性能が最も優れていることが確認できた。現在使用しているCuO触媒を疎水性Pd/SiO$$_{2}$$触媒に変更することで、管理区域内で使用する加熱炉の温度を600$$^{circ}$$Cから300$$^{circ}$$Cへ低下させることができ、モニタリングの安全性を向上させることが可能となる。

論文

Study on tritium removal performance by gas separation membrane with reflux flow for tritium removal system of fusion reactor

岩井 保則; 山西 敏彦; 林 巧; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.456 - 459, 2005/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.42(Nuclear Science & Technology)

既存の触媒酸化吸着除去方式雰囲気トリチウム除去プロセスへの気体分離膜を用いた膜分離プロセスの付加は、大容量雰囲気ガス処理を必要とする核融合プラントには魅力的である。このため、ガス分離膜による雰囲気からのトリチウム分離に関し、その分離機構の解明と工学設計への適用を目的とした静特性及び動特性コードを開発してきた。本報告では膜分離の新しい概念である還流膜分離を提案する。中空糸膜による膜分離の駆動力は膜を介した目的成分の分圧差であるので、透過側ガスの一部を供給側に還流することで意図的な駆動力の向上を見込むことができる。今回の検討で得られた主な結果は、(1)還流には駆動力の向上という正の効果と、還流による供給流量の増加という負の効果であり、よって還流比には最適値がある,(2)トリチウム回収には透過側圧力値が強く影響する,(3)高い透過係数を有する成分ほど還流の効果が顕著となるが、トリチウムガスとトリチウム水は他の空気構成成分より高い透過係数を有することからトリチウム回収に還流膜分離は適している。また、還流膜分離は高価な膜分離モジュールの規模低減効果も見込め、さらにトリチウム除去システム全体のコスト改善への貢献も期待できる。

論文

超重元素

小浦 寛之

うちゅう, 21(10), p.4 - 9, 2005/01

科学に関心のある一般の人向けに超重元素についての解説を行った。まず原子及び原子核についての説明を周期律表を用いながら行い、次いで核図表を用いて原子核の崩壊様式,存在領域理論予測及び超重核の安定性の島についてわれわれの理論予測値などを用いながら説明した。そして超重元素合成反応のポイントについて平易に解説し、2004年に理化学研究所にて行われて合成に成功した113番元素合成実験について紹介した。

論文

Gas-permeation control by PET membranes with nanosized pores

高橋 周一*; 吉田 勝; 浅野 雅春; 仲川 勤*

Polymer Journal, 36(1), p.50 - 53, 2004/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:90.09(Polymer Science)

ポリエチレンテレフタレート(PET)フィルムは気体透過に対して、高いバリアー性を有している。そこで、高い透過性と選択性をPETフィルムに付与する目的で、イオン照射・エッチング処理技術を用いてナノサイズの孔径を持つイオン穿孔膜を作製した。PETフィルムは12$$mu$$m厚さを用いた。イオン照射はXeイオン(450MeV)を3$$times$$10$$^{9}$$ions/cm$$^{2}$$のフルエンスの条件で行った。エッチング処理は、6Nあるいは1Nの水酸化ナトリウム水溶液を用いて、60$$^{circ}$$Cで行った。6Nで120秒以上エッチング処理したイオン照射PETフィルムは、気体透過係数と気体の分子量の平方根の関係から、クヌーセン流れの膜であることがわかった。このことから、これらのフィルムの孔径は1$$sim$$5nm程度と推察した。ちなみに、ナノ孔径測定機器(乾燥したヘリウムガスを用いた透過から測定)を用いて測定したフィルム孔径は、1.5$$sim$$3.8(エッチング処理時間:120秒), 3.8$$sim$$5.0(同:135秒)であった。

論文

非理想気体格子ボルツマン法における二相の界面挙動について

海老原 健一; 渡辺 正

日本機械学会第14回計算力学講演会講演論文集, p.579 - 580, 2001/11

密度の大きさによって区別される二相間の水平界面の挙動を非理想気体に対する格子ボルツマン法によってシミュレーションした。高密度相上の低密度相に対して水平方向の運動量を与えることによって両相関に速度差を生じさせ、界面形状の変化を観察した。両相の速度差がある値に達した時、界面が不安定化し、さらに速度差が増大すると大きな波が発生した。また、界面の不安定さは、理論解析とほぼ一致していた。

報告書

東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC-TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1$$sim$$6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.4$$sim$$9.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.9$$sim$$15.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 $$sim$$22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果(1999年度業務報告)

片桐 裕実; 篠原 邦彦; not registered; 清水 武彦; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2000-007, 141 Pages, 2000/06

JNC-TN8440-2000-007.pdf:3.02MB

東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1999年4月から2000年3月までに間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

金属表面における放射線分解反応と腐食

藤井 靖彦*; 赤塚 洋*; 野村 雅夫*; 鈴木 達也*; 佐分利 禎*; 徳浪 理恵*; 田中 拓

JNC-TY9400 2000-009, 41 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-009.pdf:1.22MB

再処理プロセスにおける構造材のように、$$beta$$線照射下にある金属材料は電子に起因する化学作用が想定される。特に、硝酸溶液などの種々の分解生成物が生じ、金属材料に作用するおそれがある。このような分野の研究の手段として核燃料サイクル開発機構の大電流電子線加速器を用いた$$beta$$線環境下における材料腐食機構の解明および材料評価システムの構築を目指して研究を行う。本報告書では、その予備実験として東京工業大学のプラズマ実験装置を用いて金属材料の酸化現象について研究を行い、電子の影響について議論した。

報告書

Development of Thermodynamic Databases for Geochemial Calculations

Arthur, R. C.*; 笹本 広; 柴田 雅博; 油井 三和; 根山 敦史*

JNC-TN8400 99-079, 287 Pages, 1999/09

JNC-TN8400-99-079.pdf:9.78MB

本報告書では、高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発をサポートする地球化学計算のための2種類の熱力学データベースについて報告する。一つは、SPRONS.JNCであり、この熱力学データベースは、SUPCRTモデル・ソフトウェアの中で考慮されている熱力学的な関係式を基にしており、SUPCRTソフトウェアを用いることで、広範囲にわたる圧力・温度条件(圧力:1$$sim$$5000 bars,温度:0$$sim$$1000$$^{circ}C$$)下での鉱物、ガスおよび水溶液化学種の標準モル熱力学特性・部分モル熱力学特性を計算することができる。SPRONS.JNCは、195種類の鉱物・16種類のガスについて、25$$^{circ}C$$、1barの条件下での生成標準モルギブス自由エネルギー、生成標準モルエンタルピー、標準モルエントロピーおよび体積に関するデータを含むと共に、Maier-Kelly式による熱容量の温度依存式を適用した場合の各係数についても整備している。またSPRONS.JNCは、1147種類におよぶ無機・有機イオンや錯体について、25$$^{circ}C$$、1barの条件下での生成標準モルギブス自由エネルギー、生成標準モルエンタルピー、標準部分モルエントロピーおよびHelgeson-Kirkham-Flowers(HKF)式による温度依存に係わる係数も整備している。SPRONS.JNCは、1991年以降に公開された新たなデータや改訂されたデータを取り入れたものであり、他の同様な熱力学データベースの拡張版である。もう一つのデータベースは、PHREEQE.JNCであり、これは、地球化学計算コードである「PHREEQE」で用いることができる熱力学データベースである。PHREEQE.JNCは、鉱物の溶解反応、ガスの溶解反応、水溶液化学種を含む反応、酸化還元反応について、25$$^{circ}C$$、1barの条件下での平衡定数を算出できる様に反応エンタルピーあるいは平衡定数(log K)の温度依存に係わる各係数についても整備している。PHREEQE.JNCに含まれる平衡定数、反応エンタルピーおよび平衡定数の温度依存に係わる係数の全ては、SUPCRTソフトウェアおよびSPRONS.JNCを用いて計算されているので、PHREEQE.JNCとSPRONS.JNCは、同一の熱力学データベースである。またこれらの熱力学データベースに含まれる全てのデータは、基本的な熱力学の定義やSUP

報告書

NUCEF放射性廃棄物の廃棄施設

小林 紀; 川村 隆一

JAERI-Tech 99-045, 141 Pages, 1999/06

JAERI-Tech-99-045.pdf:5.38MB

NUCEF内の放射性廃棄物の廃棄施設は、気体廃棄物の廃棄施設、液体廃棄物の廃棄設備、固体廃棄物の廃棄設備からなる。NUCEF内で発生する気体廃棄物は、フィルタ装置によって、十分に放射性気体廃棄物を処理して排出基準値以下の濃度で排気筒から排気する。また、液体及び固体の放射性廃棄物はそれらの性状に応じて、NUCEF内及び東海研究所内の放射性廃棄物処理施設で処理可能な物は処理を行った後、廃棄する。そのほかのものは本施設内で厳重かつ十分な維持・管理の下に貯蔵・保管を行う。本書は、これら放射性廃棄物の廃棄施設、設備の概要、設計条件、機器仕様等についてまとめたものである。

報告書

人工バリア材料に対する微生物の影響評価研究(V)(研究概要)

not registered

PNC-TJ1150 98-004, 64 Pages, 1998/03

PNC-TJ1150-98-004.pdf:2.1MB

耐アルカリ性メタン生成細菌の高pHに対する耐性調査の結果、純粋菌であるDSM3457及び消化汚泥の双方において、pHが上昇するにつれて活性が低下したが、pH11においても活性が観測された。これにより、高アルカリ条件でも微生物の生育の可能性があることが分かった。また、脱窒細菌は、pH7程度の場合、処分場のようなEhの低い条件において、活性が抑制されないことが分かった。微生物のベントナイト中移行挙動評価の結果、圧密密度1.2g/cm3及び1.8g/cm3共にケイ砂を50wt.%混合した条件が、微生物透過の境界条件になる可能性があることが分かった。硫酸塩還元細菌とPuとの相互作用を調査する試験の結果、強い還元性環境(Eh=-500mV)における硫酸塩還元細菌に対するPuの分配係数(Kd)は、Eh=-85mVの条件と異なり、微生物の滅菌、非滅菌処理の挙動に影響をほとんど受けないことが分かった。しかし、分配係数は、Eh=-85mVの条件と同程度の値を示した。

論文

レーザーブローオフ法とその応用(プラズマ研究に於いて)

山内 俊彦

レーザー学会研究会報告, p.37 - 44, 1998/03

レーザーブローオフ法の基礎研究は、1970年代の初めに著者がレーザーによるプラズマ生成を目的に始めたものである。そのプラズマは弱電離であるため、ほとんど磁界を横切って入射し、強い指向性を持っていることが判った。また、レーザー強度の変化により、クラスターが生成されていることも明らかとなった。次に、本レーザーブローオフ法を原研の中型トカマクに適用し、不純物の挙動を物理的に明らかにしたことは良く知られている。最近は研究が広範囲に進展しており、例えばJT-60でのコーティングされた窓のクリーニング、レーザー波長の違いによるブローオフ量や蒸発深さの制御、そして医学方面にも適用されつつある。今回は、長年に渡り著者が行ってきた研究成果を中心に発表する予定である。

報告書

混合酸化物燃料ペレット製造工程の電気炉設備における火災爆発に対する安全性評価

青木 義一; 久芳 明慈

PNC-TN8470 97-003, 55 Pages, 1997/11

PNC-TN8470-97-003.pdf:1.85MB

混合酸化物燃料ペレット製造工程において、火災・爆発が最も心配される工程は電気炉で焼結・焙焼還元を行う工程である。この理由は、ペレット等の処理に火災・爆発の可能性を有する水素ガスを焼結ガス(あるいは還元ガス)として用いていることによる。水素を含む焼結ガスの安全性については、施設の使用許可申請時点で既に検討されているが、本報では、最新の研究結果等の知見も取り入れ、その安全性を再検討し、電気炉及び電気炉を設置するグローブボックス等における水素濃度等の管理値の設定根拠を明確にした。なお、火災・爆発防止に対する安全を確保するために必要な水素濃度等の測定項目以外に、電気炉部材、ペレットの保護のため、自主的に露点等を測定する場合の管理値の根拠も併せて検討した。また、電気炉からグローブボックス内に排気される焼結ガスの挙動をシミュレーションにより明らかにし、電気炉設備を設計・製作する際、火災・爆発防止の観点で考慮すべき事項を明確とした。なお、本報の第2章は、製造課FBRグループ及びARTグループの各第3班の班員数育用資料を改編したものである。

論文

水素蒸気雲燃焼の数値シュミュレ-ション

文沢 元雄; 飯塚 弘之*

可視化情報学会誌, 17(SUPPL.1), p.285 - 288, 1997/07

大気より軽い可燃性気体を取り扱う施設では、可燃性気体の貯蔵施設及び製造施設の配管破損などにより蒸気雲が発生する可能性がある。可燃性気体の蒸気雲は着火すると、大気中で火災爆発(以後、燃焼と略する)を起こす可能性がある。この燃焼挙動評価ための可燃性気体である水素の蒸気雲燃焼挙動を解析するコードを開発する必要がある。大気中のような大空間を解析する場合、火災厚さに比べて空間格子を非常に大きくせざるをえないので、通常の燃焼コードでは空間格子内で火災面の内外で物性値の変化が激しく、燃焼現象を正確に解くことができない。そこで、本研究ではコード開発の第一段階として、火災厚さを疑似的に数個の空間格子間隙に拡大し、拡大された座標と元の座標との物理変化の相似性を保存する手法($$beta$$変換法)を組み込んで解析検討を行った。その非定常燃焼現象の温度、圧力、モル分率、流速の空間分布を疑似カラー化により可視化した。

報告書

金属廃棄物からのガス発生評価(研究概要)

和田 隆太郎*; 西村 務*; 藤原 和雄*; 降矢 喬*; 田邉 誠*

PNC-TJ1058 97-003, 33 Pages, 1997/03

PNC-TJ1058-97-003.pdf:1.02MB

TRU廃棄物を構成する金属材料の腐食による水素ガス発生量を定量的に評価するための第1段階として、ハル・エンドピースの構成材料であるジルカロイ及びステンレス鋼の処分環境下における腐食機構や水素ガス発生挙動等について文献調査を行うと共に、これらの試験片について密閉容器を用いて還元条件下で海水系模擬地下水(pH10、12.5)中に浸漬して(30$$^{circ}C$$、50$$^{circ}C$$)、水素ガス発生量の経時変化を180日間に渡って測定した。併せて、浸漬試験前後の試験溶液や試験片について各種分析を行った。(1)ジルカロイ-4の腐食による水素ガス発生量から算出した等価腐食速度(Zr+2H2O$$rightarrow$$ZrO2+2H2$$uparrow$$と仮定)は、大略10-4$$sim$$10-3$$mu$$m/yのオーダーであったが、PH12.5の強アルカリ性溶液中では醋イオン(HZrO3-)の生成に起因すると考えられる腐食速度増大の可能性が示唆された。(2)ステンレス鋼(SUS304)の腐食による水素ガス発生量から算出した等価腐食速度(3Fe+4H2O$$rightarrow$$Fe3O4+4H2$$uparrow$$と仮定)は、pH12.5の強アルカリ性溶液中では大略10-4$$sim$$10-3$$mu$$m/yのオーダーであったが、pH10の溶液中では、孔食状の局部腐食の発生に起因すると考えられる等価腐食速度の増大が、特に50$$^{circ}C$$の試験において明瞭に認められた。(3)今後の検討課題以上の研究結果より今後検討すべき課題としては、超高アルカリ性溶液中での腐食による水素ガス発生挙動評価、還元条件下におけるステンレス鋼の局部腐食挙動評価、長期に渡る水素ガス発生挙動評価試験、材料側因子の影響評価等が挙げられた。

報告書

定常炉心試験装置の設計研究,第9編; トリチウム燃料系、安全系

林 巧; 宮 直之; 菊池 満; 豊島 昇; 牛草 健吉; 正木 圭; 神永 敦嗣; 北井 達也*; 栗田 源一; 永島 圭介; et al.

JAERI-Research 97-007, 150 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-007.pdf:4.07MB

定常炉心試験装置におけるプラズマ燃料系とトリチウム安全系設備の設計検討結果をまとめた。プラズマ燃料系は真空排気、精製捕集、同位体分離、1次系ガス処理及び燃料供給設備で構成される。また、トリチウム安全系は建家換気、不活性ガス処理、緊急時トリチウム処理及び制御モニタリング設備等により構成される。低トリチウムインベントリ化の観点から、同位体分離設備においては深冷蒸溜塔を3カラム構成とし、アウトプットのトリチウム純度を60%以下のDT混合ガスを循環する方式として、インベントリを5g程度に低減できる見通しを得た。トリチウム安全系においては、実験棟本体・組立室及びトリチウム取扱設備室の建家を三次格納系とした緊急時トリチウム処理設備(気体分離膜システム)の検討を進め、1週間で1D$$_{A}$$C$$_{P}$$へのトリチウム除去が可能であることを示した。

論文

Study on the passive safe technology for the prevention of air ingress during the primary-pipe rupture accident of HTGR

武田 哲明; 菱田 誠*

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.278 - 285, 1997/00

高温ガス炉の1次冷却系主配管破断事故時の空気侵入挙動の解明と空気侵入防止技術の開発に資するため、原子炉の流路構成を模擬した試験装置による実験を行った。その結果、配管破断後の炉心部を一定速度で降温する場合は、事故を空気の自然循環流が発生する第2段階まで進展させないような降温速度が存在することが分かった。また、炉心部の高温と低温流路間に発生する空気の自然循環流は、低温流路側に相当する圧力容器等の流路から、ヘリウムを一定量注入することによって流れを制御することができ、多量の空気侵入を防止できることが分かった。

論文

Tritium technology research and development at the tritium process laboratory of JAERI

奥野 健二; 小西 哲之; 山西 敏彦; 大平 茂; 榎枝 幹男; 中村 博文; 岩井 保則; 林 巧; 河村 繕範; 小林 和容

Fusion Technology 1996, p.1277 - 1280, 1997/00

原研トリチウムプロセス研究棟では、核融合炉のためのトリチウム技術の研究開発をグラムレベルのトリチウムを用いて約9年にわたって実施している。トリチウムプロセス技術については、気相電気化学反応を利用したプラズマ排ガス処理、深冷分離法及び熱拡散法による同位体分離、ZrCoによるトリチウム貯蔵と輸送、液相同位体欠損によるトリチウム廃液処理法などの研究を集中的に行い、トリチウム燃料サイクル技術の実証をはかってきた。近年はトリチウム安全工学研究の充実をはかり、気体透過膜を利用した空気からのトリチウム除去法、通気式熱量測定法によるトリチウム計量機能を持つ貯蔵ベッド、レーザーラマン分光によるプロセスガスの遠隔多点分析、プラズマ対向材中のトリチウム挙動の研究などを進めている。

論文

Reconstruction of three-dimensional density distribution from the truncated projection images

岡本 孝司*; 鶴 大悟*; 文沢 元雄

Proc. of 1997 ASME Fluids Engineering Division Summer Meeting (FEDSM'97), 0, p.1 - 6, 1997/00

高温ガス炉配管破断時の密度差流れ及び密度の異なる可燃性気体の熱流動を調べる基礎的研究として、3次元密度分布の再構築を行った。本手法は、マッハツェンダー干渉計で作成した2次元干渉縞可視画像を遺伝アルゴリズムを用いた解析プログラムで3次元密度分布を再構築することである。従来の手法である最大エントロピー技術では再構築に12画面の画像データが必要であったが、今回の遺伝アルゴリズムを用いた手法では、3画面の画像データで再構築が可能であることを示した。したがって、本手法は限定された画像データより3次元密度分布を再構築することに有効であることが分かった。

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