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永井 晴康; 中山 浩成; 佐藤 大樹; 谷森 達*
第52回可視化情報シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2024/07
原子力施設の事故により放出された放射性プルームの3次元分布を定量的に可視化するための革新的モニタリング手法を提案し、その解析手法の実現可能性を仮想データを用いた試験により示す。提案する手法は、電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)によるガンマ線分光イメージングとドップラーライダーによる3次元気流場測定に基づくリアルタイム高分解能大気拡散シミュレーションの組合せである。ETCCは、対象とする放射性プルーム中の特定の放射性核種からの直達ガンマ線の入射方向分布画像を取得できる。放射性プルームの3次元分布は、対象の周囲複数個所に設置したETCCの直達ガンマ線画像とリアルタイム大気拡散シミュレーションによるプルームの濃度分布予測を融合した逆解析により再構築される。解析手法を試作し、大気拡散と放射線輸送の数値シミュレーションにより生成された仮想的なデータを用いて試験を行った。
稲垣 厚至*; 神田 学*; Ahmad, N. H.*; 八木 綾子*; 小野寺 直幸; 青木 尊之*
Boundary-Layer Meteorology, 164(2), p.161 - 181, 2017/08
被引用回数：36 パーセンタイル：73.79(Meteorology & Atmospheric Sciences)本研究では、東京都市部に対して、中立安定状態における大気境界層に対する数値解析を行なった。GPUを用いた並列計算を実施することで、19.2km
4.8km1kmの領域に対して2m解像度のラージエディ・シミュレーションが可能となった。大規模計算結果より、境界層上部の乱流統計量や境界層全域におよび特徴的なストリーク構造等の再現が可能であることが確認された。
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*
材料と環境, 66(5), p.180 - 187, 2017/05
使用済み燃料プール(SFP)の冷却不全または冷却水損失による重大事故が発生した場合、使用済み燃料被覆管は空気中に露出し、崩壊熱による温度上昇が起こる。そのため空気中での被覆管の高温酸化の研究を行うことがSFPの安全性評価のために重要である。本研究では、燃料被覆管材料であるジルカロイ2(Zry2)およびジルカロイ4(Zry4)を用いて、温度および空気の流量を変化させた条件における熱天秤による酸化試験を行った。熱天秤の試験では試験温度の上昇に伴い酸化速度が上昇する傾向が見られたが、使用済み燃料ラック内でSFP事故時に想定される空気の流量範囲では、Zry2の場合は950
C以下、Zry4の場合は1050C以下で明らかな流量の影響は見られなかった。一方、それ以上の温度では、流量が高い場合に酸化速度が顕著に速くなる傾向が見られ、その傾向は温度が高いほど顕著に現れた。空気中における酸化過程の詳細検討のため、酸化試験後、酸化層の詳細観察を行い、重量変化データとの比較を行った。その結果、重量変化は表面酸化膜の割れ以前の過程では、試料表面での緻密な酸化膜の成長に依存し、表面酸化膜の割れ以降の過程では、酸化膜の割れの下層での多孔質な酸化層の成長に依存することが明らかになった。
鈴木 隆博; 井手 俊介; 及川 聡洋; 池田 佳隆; 梶原 健; 諫山 明彦; 藤田 隆明; 濱松 清隆; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 44(1), p.1 - 9, 2002/01
被引用回数：18 パーセンタイル：50.09(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて電子サイクロトロン(EC)波による局在化した駆動電流分布を測定した。時間変化していく誘導電流はモーショナルシュタルク効果による内部磁場計測と、磁気流体平衡計算のトロイダル電流分布に新しくスプライン関数を導入することで評価した。解析からEC駆動電流がプラズマ小半径の10%より狭い領域に局在化していることが明確にわかる。測定したEC駆動電流は光線追跡法とFokker-Planckコードによる計算値と一致する。実験によるEC駆動電流分布の測定には先述の誘導電流の評価が困難なために理論との一致はこれまでほかの装置では得られていない。本研究はEC駆動電流の理論を実験的に確認したものである。EC波の吸収位置が変わったときには測定したEC駆動電流位置も変化している。電流駆動効率は7keVの電子温度に対して510
A/W/m
であった。
安積 正史
プラズマ・核融合学会誌, 77(5), p.457 - 463, 2001/05
プラズマ物性及び核融合研究の基礎となる磁気流体(MHD)モデルについて概観し、その有効性について述べる。まずフォッカープランク衝突項をもったブラゾフ方程式からMHD方程式を導出する過程とその物理的背景について述べ、この方程式に基づいてMHD平衡や波動・不安定性などの線型応答の基本的性質について議論する。最後に運動論効果等非MHD効果への拡張の試みについて紹介する。
長谷川 幸弘*; 濱松 清隆; 白井 浩; 松田 俊明; 渡辺 秀人*; 板倉 洋文*; 田畑 泰則*
JAERI-Tech 99-015, 27 Pages, 1999/02
磁気流体平衡高速処理システム(FAME-II:Fast Analyzer for Magnetohydrodynamic Equilibrium-II)で計算した平衡解析結果を、ネットワークで接続されたワークステーションで動画として表示するFAME動画表示システムを開発した。このシステムは放電シーケンスと同期して自動的に動画を提供する。これにより、JT-60Uのオペレータが次の放電の制御パラメータを決定する際に有用な情報を提供することができるようになった。本報告書ではFAME動画表示システムの概要について述べる。
平林 孝圀; 亀尾 裕; 中塩 信行
Proceedings of International Symposium on Technologies for the Management of Radioactive Waste from Nuclear Power Plants and Back End Nuclear Fuel Cycle Activities (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
原子力施設の廃止措置により発生する大量の低レベル放射性廃棄物の減量と減容の観点から、施設解体前あるいは解体後に適用できる二次廃棄物の発生量が少ない高性能な4種の除染技術、並びに、廃棄物の減容技術、特に高い減容率と安定・均一化が達成できる溶融技術の開発成果について述べる。除染処理技術開発については、配管内に高速で旋回流動する空気流に研磨材をのせて管内壁の汚染物を研削除去する空気流動研磨除染技術、解体前の配管内を原位置で電解研磨法により除染する原位置電解除染技術、汚染金属表面の汚染物をガラス化したのちドライアイス粒を高速で吹きつけ急冷して熱衝撃を与え剥離除去する溶融ガラス化・熱衝撃除染技術、並びに、赤外・紫外レーザー照射下において誘起される化学反応を利用して汚染除去するレーザー化学除染技術について、開発成果を述べる。減容処理技術開発については、JPDRの解体金属廃棄物を用いた金属溶融試験、並びに、模擬雑固体廃棄物とRIトレーサーを用いた雑固体溶融試験の成果について述べる。さらに、低レベル放射性廃棄物の新たな放射性廃棄物管理システムとして、現在原研で構築を進めている高減容処理計画について紹介する。
ラドン拡散影響評価に関する調査*
PNC TJ1531 97-001, 103 Pages, 1997/03
動力炉・各燃料開発事業団人形峠事業所周辺の山岳地帯のウラン鉱山による捨石堆積場から散逸するラドンが周辺環境へ与える影響を評価する手法が開発され検証作業が行われた。この結果について、計算結果の再分析、評価手法の問題点の抽出等を行った。気流推定モデルについては、広域の気流場を推算して、その結果をネスティングにより取り込むのが望ましい。拡散計算については、オイラー型で格子間隔が大きいこと、拡散係数が過大であることにより。発生源付近の拡散が過大に評価されているため、全体的に堆積場寄与濃度は過小評価になっている。将来的には、広領域は気象庁のGPVを入力データとする局地気象モデル、対象範囲を含む約5km四方の領域は代数応力モデル若しくは乱流クロージャモデル、堆積場から最寄りの民家までの狭領域は植生層を組み込んだモデルという三重構造で気流乱流場を計算し、この計算結果に基づいて、B.G.湧出は3次元オイラー型拡散モデルにより、堆積場寄与分はラグランジュ型のモデルにより行うといった新モデルの開発が必要と考えられる。長期的評価や、気象観測データの利用に関しては、さらなる検討が必要であると考えられる。
小原 浩史*; 五十嵐 登*
PNC TJ8164 96-009, 261 Pages, 1996/09
沸騰水型原子炉(Boiling Water Reactor,BWR)商用炉で照射した使用済み燃料被覆管せん断片(ハル)を不活性ガス気流中で圧縮・減容し、発生するジルカロイ微粒子(ファイン)及び気中に移行する放射性核種に係わるデータの取得試験を実施し、以下のような結果を得た。(1)酸洗浄後のハルの内面には、ウラン、セシウム等の核分裂生成物が付着している領域が認められた。(2)ハル外表面最大酸化膜厚さは3060
mで、文献データと同等の範囲であった。(3)ハルの圧縮時に発生したファイン重量は約0.20.3gで、圧縮したハルの重量(約3233g)の0.51.0wt%であり、燃焼度の増加に伴なって多くなる傾向が認められた。(4)3233gのハルを圧縮した時に気中に移行したファインの重量は、1mg以下であった。(5)ハルの圧縮時に発生したファインの粒径は1m以下のものから100m以下のものまで観察された。発生したファインの粒径は1m以下のものから100m以上のものまで観察された。発生したファインの粒径別個数頻度では10m以下のものが大半であった。(6)電子線微小分析装置(Electori Probe Micro Analyzer,EPMA)による観察結果では、ファインは全て酸化物と推定された。(7)ハル中のトリチウムの吸蔵量を、ORIGEN-2コードを用いた計算による燃料中の生成量の60%と仮定した時、ハルの圧縮時に気中に移行するトリチウム量は、圧縮したハルのトリチウムの吸蔵量の10^-3%以下であったが、燃焼度の燃焼度の増加に伴なってわずかに大きくなる傾向が認められた。
徳岡 直静*; 小林 守*; 神山 隆*
PNC TJ1636 96-001, 64 Pages, 1996/03
本研究は、試料液滴の粒径分布の狭い狭分散噴霧を用いて、噴霧熱分解法により硝酸セリウム溶液から二酸化セリウム粒子を生成した。そして、その熱分解過程、または、生成粒子に影響を及ぼす要因を明らかにすることを目的とし、生成条件が生成粒子の粉体特性に及ぼす影響に関して検討した。特に、試料の初期液滴径、初期濃度、気流温度に着目し、それらが生成粒子の粒度分布、および、その形状に及ぼす影響を明らかにした。生成粒子の粒径を、画像処理法により測定した結果、硝酸セリウム溶液の熱分解過程において、試料液滴一段または二段階の発泡による飛散、または分裂により、生成粒子の粒度分布は初期液滴の分布に対して広く、その粒度分布には、二つのピークが存在し、そのピーク値は生成条件によらず、頻度のみが変化する。そして、その平均粒径は、初期液滴径および初期濃度の増加にともない大きくなり、気流温度の上昇にともない小さくなる。また、電子顕微鏡により生成粒子を観察した結果、生成粒子の形状は、表面に空孔を有し、表面の粗いものであるが、中空状でその外殻は多孔状である。
山西 敏彦; 榎枝 幹男; 奥野 健二
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(9), p.937 - 947, 1994/09
被引用回数：4 パーセンタイル：41.89(Nuclear Science & Technology)フィードバック流れを持つ深冷蒸留塔の実験を、H-D-T系で行った。塔からの抜き出し流れは、同位体平衡器を介してフィードバック流れとして戻される。シミュレーションによる計算値はすべての成分について実験値と一致し、その妥当性が証明された。フィードバック流れは塔内のHD濃度をかなり減少させ、高濃度のH
及びDを塔頂及び塔底から得た。このように、実験によりフィードバック流れの塔性能に対する効果を実証した。1つの重要な結果として、抜き出し流れの位置及び流量が、塔性能に大きな影響を持つことを確認した。特に、最適な抜き出し位置を選ぶことは、塔性能を増大させるうえで重要である。フィードバック流れを持つ蒸留塔の大きなフィード流量及び蒸気流量の大きな変化により、各理論段におけるHETPの値が変化しがちであった。塔の設計段階において、抜き出し位置を複数用意しておくことが必要である。
坂田 信也; 萩野谷 裕文*; 鶴岡 卓哉*; 渡辺 秀人*; 青柳 哲雄; 齋藤 直之; 原田 裕夫; 谷 啓二
JAERI-M 94-050, 32 Pages, 1994/03
JT-60の非定常プラズマ輸送解析に必要な100点を越える時系列磁気流体平衡の計算を約20分のショット間に処理するため、磁気流体平衡高速処理装置FAMEが開発された。FAMEは、多段スイッチで接続された20個のマイクロプロセッサーから成る MIMD型の最大理論性能250MFLOPSの小規模並列計算機である。そのソフトウェアとして磁気流体平衡解析コードSELENE及びその入力データ作成コードFBIが並列処理を念頭にチューニングされた。その結果、既存の大型汎用計算機FACOM M780-10Sに比べ7倍の計算速度が得られた。本報告書は、このFAMEシステムについて、そのハードウェア、ソフトウェア及び周辺装置の概要をまとめたものである。
佐藤 寿人; 川又 博; 蛭町 秀; 廣田 栄雄; 磯前 裕一*
PNC TN8410 91-237, 31 Pages, 1991/09
プルトニウム燃料施設では、プルトニウムの環境への影響の評価のため、排気口出口での核燃料物質の年間放出量を算出する必要があるが、この計算過程で、移行率を用いる。しかし、この移行率のバックデータについては、各施設の運転実績からのデータがあるのみでグローブボックス内での移行率試験は行われていなかったため、PuO2粉末を収納する粉末容器の開口面積、グローブボックスの換気回数をパラメータとする移行率試験を行うことにした。本試験により次のような知見を得た。1)移行率I〔発生したPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合〕及び移行率II〔粉末容器内のPuO2粉末重量に対してPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合(通常呼ばれている移行率)〕は、粉末容器の開口面積が増加するにしたがって増加する。2)グローブボックスの通常の換気回数(314回/h)の範囲では、移行率I及び移行率IIは、換気回数の影響よりグローブボックス内の気流状態の影響を受ける傾向がある。3)本試験における移行率I及び移行率IIの最大は前者が0.56、後者が1.310-5であった。なお、このときの試験条件はPuO2粉末重量:1490g、粉末攪拌時間:5分間、粉末容器開口面積100cm2、グローブボックス換気回数:3回/hであった。
野尻 良彦
JAERI-M 91-113, 52 Pages, 1991/07
スクラム後の運転パラメータの挙動を知ることは、設備保全上の問題に加えて安全運航上の観点から、原子力船の運転員にとって重要である。本報告は、原子炉スクラム後の1次冷却水温度、蒸気流量、母線電力等主要な運転パラメータの0.1秒、1秒または1分毎の過渡変化について、機器の作動と運転操作に関連させて述べたものである。また、スクラム前の原子炉出力の大小が、これら過渡変化に及ぼす影響についても検討を行った。その結果、100%原子炉出力からスクラムした場合の1次冷却水の降温率は1000(C/h)にも及ぶこと、降温率の過渡変化は2回の極大値を経て収束すること、温度低下の最大値は主に手動操作に影響されること等の興味ある事実が判明した。
田中 義美*; 京谷 正彦; 徳永 貴元*; 森 拓也*
JAERI-M 91-021, 61 Pages, 1991/03
本報告の目的は、船体運動が「むつ」の原子炉出力に与える影響を解明することである。出力上昇試験の航海中に、原子炉の制御系信号及び船体運動計測装置による信号の測定を行った。このデータを用いて、ピッチング角度、ローリング角度、蒸気流量、中性子束及び一次冷却水温度の各信号間の間連を多変数自己回帰モデルによって解析した。その結果、原子炉の動特性に関しては、ピッチング及びローリングから一次冷却水温度及び中性子束への影響はないという結論を得た。負荷と原子炉出力が顕著な相関を示す周波数はピッチング、ローリングの周波数よりも低域に分離している。ピッチング、ローリングは船の大きさ、重量、重心位置に依存し、一方負荷追従特性は負荷と一次系及び二次系の熱容量に依存する。この理由で、「むつ」の原子炉と船体の設計は良く調和しているものと判断される。
蕪木 英雄; 滝塚 貴和
JAERI-M 87-174, 17 Pages, 1987/10
冷却材の漏れ流れを防止することは、プリズマティック高温ガス炉炉心の熱流動設計において重要である。本論文では、三角形の断面を持つ黒鉛シール要素とV字形のシール溝とから構成される新しいシール機構を提案した。空気流動実験により本シール機構は従来の平板形シール機構に比較して極めて高いシール性能を持つことが分かった。また、本シール機構の圧力損失係数をシール要素端部ギャップの有効面積により予測できることが分かった。
石川 裕彦; 横川 三津夫; 浅井 清
日本原子力学会誌, 29(2), p.158 - 163, 1987/02
被引用回数：1 パーセンタイル：19.15(Nuclear Science & Technology)大気中に放出された放射性物質による被曝線量評価に必要なサイト周辺の気流を計算するコードの計算時間短縮を行った。大規模な連立一次方程式を反復法で解く部分に前処理つき共役勾配法(PCG法),前処理つき共役残差法(PCR法)などの新しい解法を適用して従来用いられている逐次過緩和法(SOR法)と比較した。ベクトル計算機を用いる場合はベクトル化の効果が大きいため解法の優劣は実用上は問題とならない。しかしスカラー計算機を用いるときは新しい解法が有利となる。MICCG法(PCG),MILUCR法(PCR)を用いると地方自治体や電力会社が持つスーパー・ミニコン程度の計算機で、テレメータで収集される気象データを入力とした三次元気流計算を行うことが十分可能である。本論文で検討した数値解法は他の原子力分野における数値計算にも応用できるとし期待される。
山西 敏彦; 木下 正弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(1), p.61 - 70, 1984/00
被引用回数：13 パーセンタイル：76.76(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留の予備実験が内径の非常に小さい搭を用いて、行われた。蒸留実験はN-Ar系について全還流操作で行われ、水素同位体分離を行う搭の重要な特徴を模擬した搭が用いられた。その結果、充愼物を支える金網は、できうる限り目を粗く更に円錐状にする必要があることが判明した。また近似モデルによる搭動性シミュレーションは、実験結果と極めてよく一致し、その妥当性が確められた。HETPの値は、充填物にディクソンリングを用い、様々な蒸気流量下で測定された。測定値はいずれも約5.5cmとなり、オーバーオールなHETPの値は蒸気流量に対し殆んど依存性を示さなかった。しかしながら、かなり小さな蒸気流量で蒸留を行った際には、搭上部のHETPと搭下部のHETPとの間に、若干の差が生じることが認められた。
山西 敏彦; 木下 正弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(11), p.853 - 861, 1984/00
被引用回数：22 パーセンタイル：85.09(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法による水素同位体分離の予備実験が、非常に内径の小さい塔(~2cm)を用いてN-Ar系で行われた。実験は全環流操作により行われ、塔性能に及ぼす充填物の種類の影響が検討された。用いた充填物は、ディクソンリング,ヘリパック,ヘリックス,コイルパックの4種類である。その結果、オーバーオールなHETPは、ディクソンリング,コイルパックで約5.5cm、ヘリックス,ヘリパックでは約6cmとなった。加えて、オーバーオールなHETPは、蒸気流量に対しほとんど依存性を示さなかった。また、蒸気流量が比較的大きい場合は、コイルパック以外の充填物では、塔上部と下部のHETPは一致した。なお塔の圧損は、ディクソンリングを用いた場合が最も小さかった。以上の結果から、4種類のパッキングの中で、ディクソンリングが最も優れていると結論することができる。
室村 忠純; 田川 博章*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.57 - 66, 1980/00
被引用回数：6 パーセンタイル：57.80(Nuclear Science & Technology)炭化反応工程を経て酸化物からUNを製造する方法を報告する。UOはいったんUCまたはUCに転換し、これらを1400~1750CでNH
気流、またはH+N気流と反応した。UNは炭化物から、(1)遊離炭素の析出反応,(2)二相領域(UN
C+C)中での遊離炭素の析出および脱炭反応過程,(3)三相領域(UNC+C+N)中での遊離炭素の脱炭反応過程,(4)二相領域(UNC+N)中での結合炭素の脱炭反応過程、を経て生成する。得られたUN中には不純物炭素と酸素を合せて0.05~0.10wt%含まれていた。反応を短時間で完了するためには、UOからUCを経てUNを製造すると良い。
