Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
方野 量太; 阿部 拓海; Cibert, H.*
JAEA-Research 2024-019, 22 Pages, 2025/05
JAEA-Research-2024-019.pdf:1.03MB
マイナーアクチノイドの核変換を目的とする加速器駆動システム(ADS)は未臨界状態で運転される。ADSの未臨界度管理においては、燃焼反応度の予測が重要であるが、予測精度の検証のためには、特に第一サイクル運転時では燃焼反応度を精度良く測定する必要がある。本検討では、燃焼反応度測定手法としてCurrent-To-Flux(CTF)法に着目し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードSERPENT2を用いて固定源燃焼計算を実施し、炉内に配置する核分裂計数管を模したタリーを用いることで、CTF法によるADS通常運転時の燃焼反応度測定のシミュレーションを実施した。シミュレーション結果から測定手法起因の燃焼反応度測定不確かさの推定を行い、燃焼期間に依らず燃焼反応度に対して10%程度のバイアスが生じ、その検出器位置依存性が体系外側で小さいことを明らかにした。
中沢 駿仁*; 菖蒲 敬久; 冨永 亜希; 藤井 柾志*; 松本 大成*; 松田 美知子*; 島田 武司*; Trivedi, V.*; 橘 信*; 辻井 直人*; et al.
粉体および粉末冶金, 72(Suppl.), p.S997 - S1001, 2025/03
A compressive strength limit is one of critical parameters for thermoelectric materials. In this study, we synthesized a single crystal of Yb-filled Co-Sb-based skutterudite. We assessed the compressive pressure dependence of internal strain using high-resolution synchrotron radiation X-rays at SPring-8. The prepared single crystal was identified as Yb0.148Co4Sb12.54, with a lattice parameter of 0.90504 nm. Compressive testing was performed until the sample fractured, revealing a compressive strength limit of 591.3 MPa. The stress-strain curve exhibited a nearly constant slope for strains exceeding 0.07 %, leading to an estimated Young's modulus of 154.6 GPa.
孫 昊旻; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 237, p.126445_1 - 126445_14, 2025/02
被引用回数：4 パーセンタイル：42.59(Thermodynamics)Various bubbles exist in two-phase flows. A practical approach is classifying the bubbles into two groups based on their drag coefficients. Two-group two-fluid model can potentially provide the most accurate analysis of two-phase flows. Two-group drift-flux model should be established as a constitutive equation to simplify the two-group two-fluid model for its practical use. The drift-flux model for large square channels has seldom been investigated, even though such channels exist in various engineering systems. This study developed the two-group drift-flux model for large square channels based on experimental databases.
孫 昊旻; 功刀 資彰*; 横峯 健彦*; Shen, X.*; 日引 俊*
Experimental Thermal and Fluid Science, 154, p.111171_1 - 111171_24, 2024/05
被引用回数：5 パーセンタイル：62.42(Thermodynamics)Taking the importance of gas-liquid two-phase flows in large square channels for advanced nuclear reactors, such as ESBWR, we experimented with upward cap-bubbly flows in a large square channel. Local void fractions, axial gas velocities, and interfacial area concentrations for two bubble-size groups were measured at three axial locations. Based on the database, cap-bubbly flow characteristics in a large square channel were understood. The existing drift-flux and interfacial area concentration correlations were validated. The void fraction covariances were obtained and used to validate their existing correlations.
大泉 昭人; 秋江 拓志
JAEA-Technology 2023-017, 93 Pages, 2023/12
JAEA-Technology-2023-017.pdf:8.45MB
日本原子力研究開発機構ではJMTR (Japan Materials Testing Reactor)の廃止決定後、JMTRの後継となる新たな照射試験炉(JMTR後継炉)の建設可能性の検討が行われ、最終検討結果報告書が文部科学省に2021年3月30日に提出された。この検討は、(1)炉型の選定、(2)炉心案の検討、(3)核的検討、(4)熱的検討の4段階で進め、最後に(5)検討及び評価を行った。本JAEA Technology報告書はこのうち、(3)核的検討の手順と内容をまとめるものである。核的検討の対象となった炉心である標準炉心とコンパクト炉心について、試料照射位置の中性子束が計算され、要求される照射性能を満足した。標準炉心とコンパクト炉心の予備検討炉心について燃料交換1サイクルの連続運転日数が評価され、現行JMTR炉心と同等の日数を確保できた。さらに、これらの炉心について炉心内出力分布、制御棒反応度価値、反応度係数、燃料要素ごとの燃焼度分布、動特性パラメータなどの核特性を評価した。これらの核特性評価結果はJMTR後継炉最終検討報告書において、現行JMTR炉心における核的制限値と比較することによる核的成立性の確認と、熱的に成立させるために必要な炉心の冷却能力評価に使用された。
Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生
第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2022/11
Gamma-rays originated from laser Compton scattering (LCS) are convenient photon sources for nondestructive interrogation of nuclear materials. LCS can be used with nuclear resonance fluorescence (NRF) and X-ray fluorescence (XRF), the two of which are considered photon-based active interrogation techniques. However, an accurate estimation of the incident LCS 
-ray flux is crucial. The -ray flux is customarily measured using high purity germanium (HPGe) detectors, usually calibrated using standard point-like radioactive -ray sources. These standard sources are entirely different from LCS beams in terms of detection geometry. Therefore, the calibration process must be corrected to meet the LCS beam conditions. Here, we demonstrate how to implement the required corrections and provide experimental validation of these corrections.
小野 綾子; 坂下 弘人*; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 7 Pages, 2022/10
本研究では、新しい機構論に基づいた限界熱流束予測手法を提案する。適切な安全評価を行うため、また、設計コストを削減するために、メカニズムに基づくCHFの予測方法の確立が、長い間望まれてきた。核沸騰の高熱流束域からCHFまでの加熱面付近の気液挙動に関するいくつかの実験結果から、われわれは、加圧水型軽水炉でのCHFを予測するにはマクロ液膜ドライアウトモデルが適用できると考えている。マクロ液膜ドライアウトモデルを用いてCHFを予測するには、燃料表面のマクロ液膜の厚さとその上面を覆う蒸気泡の通過期間を予測することが必要となる。本研究では、著者らが提案したマクロ液膜の厚さの予測手法と蒸気泡の通過期間の予測手法を組み合わせることで、強制対流沸騰におけるCHFを評価する。評価した結果と強制対流沸騰におけるCHFの実験データを比較することで、その妥当性を検証する。
Ho, H. Q.; 石塚 悦男; 飯垣 和彦
Recent Contributions to Physics, 82(3), p.16 - 20, 2022/09
Detailed neutron flux distribution is important to understand the neutronic behavior during operation as well as to precise the core optimization and safety analysis of a reactor. In the literature, no calculations have been performed to show the detailed neutron flux map for the high temperature engineering test reactor (HTTR) because of the limitation of the old neutronic codes and the low performance of the computing system. The present work deals with MCNP6 Monte-Carlo calculation to determine the detailed neutron flux map in the HTTR during normal operation. At first, the calculation of neutron flux at several positions in the reactor was validated by comparing the corresponding reaction rate between the calculation and measurement. After that detailed neutron flux with the small cells of 1cm 
1cm 10cm was obtained for the entire reactor core using the fmesh tally of MCNP6 code.
下茂 道人*; 丹羽 正和; 宮川 和也; 安江 健一*; 戸野倉 賢一*; 徳永 朋祥*
深田地質研究所年報, (23), p.21 - 34, 2022/00
深田地質研究所と東京大学,原子力機構は、共同研究として、地下深部で生成したガスが断層を通じて地表へ放出されることに着目し、キャビティーリングダウン分光法(CRDS)を用いた可搬型分析装置による大気環境中のメタンや二酸化炭素濃度の時空間変化を迅速に捉えることで、断層の地表分布の調査手法の開発に取り組んでいる。これまでの北海道幌延町における調査により、背斜軸上の尾根部において、メタン湧出箇所を新たに確認した。本稿では、背斜軸に沿ったメタン湧出箇所の連続性やメタンフラックス、地中レーダーによる地下構造調査および既存のボーリング調査結果の再考の結果を報告する。想定背斜軸上の5箇所においてメタンの湧出が確認されたことから、背斜軸に沿い、地下からメタンが滲出している可能性が高いことが確認された。メタン湧出箇所における地中レーダーの結果、滲出点を頂点とする上側に凸の反射面が確認され、滲出点の直下に背斜軸が位置することが確認された。本研究の結果から、CRDSと物理探査、ボーリング調査、地球化学分析を組み合わせることにより、地下の流体移動経路に関する情報が得られる可能性が示された。
大川 富雄*; 森 昌司*; Liu, W.*; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 小野 綾子
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(12), p.820 - 824, 2021/12
原子炉設計における効率的な燃料設計および最適な安全評価のために、機構論に基づいた限界熱流束評価技術が望まれている。この長年の技術課題は、近年の詳細解析技術及び計測技術の体系的統合を段階的に進めることで、打開できる可能性がある。このため本研究専門委員会では、将来的な限界熱流束評価技術の構築に向けて、過去の膨大な研究を精査することで必要な知見を整理する。これらの議論を通して、原子炉における機構論的限界熱流束評価技術に必要な研究課題を提示する。Part2では、これまでの限界熱流束機構に関する基礎研究や限界熱流束の予測手法確立に必須な数値解析手法の発展にふれ、課題提起を行う。
Han, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 178, p.121637_1 - 121637_24, 2021/10
被引用回数：32 パーセンタイル：84.50(Thermodynamics)This paper studies the flow regimes, their transitions and the drift-flux correlations in upward gas-liquid two-phase flows in vertical rod bundle flow channels. The flows are classified into 5 flow regimes, namely, bubbly, finely dispersed bubbly, cap-bubbly, churn and annular flows according to their different flow characteristics. Transition criteria between the flow regimes are proposed mechanistically. Those criteria can correctly predict 83% of the existing experimental observation of the flow regime. The drift-flux correlations for the distribution parameter and the drift velocity are also improved. The void fractions predicted by those correlations are compared with the existing experimental data, showing satisfactory agreement with mean relative error of 8%.
中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(10), p.1061 - 1070, 2021/10
被引用回数：13 パーセンタイル：75.41(Nuclear Science & Technology)良く熱化された中性子場では、原理的には熱外中性子による寄与を考えることなく熱中性子捕獲断面積を導出することができる。このことを、京都大学原子炉の黒鉛照射設備にて放射化法を用いて示した。最初に、黒鉛照射設備が良く熱化された中性子場であることを確認するために、中性子束モニタ: 
Au, 
Co, 
Sc, 
Cu, and 
Moの照射を行った。Westcottのコンヴェンションに基づき、黒鉛照射設備が非常に熱化されていることを確認した。次に、実証としてこの照射場を用いて
Ta(n,)
Ta反応の熱中性子捕獲断面積の測定を行い、20.5
0.4 barnを導出した。この結果は、評価値20.40.3 barnを支持した。また、Ta核種は、AuとMoモニタの間の感度を補間する中性子モニタとして使えることが分かった。
小野 綾子; 坂下 弘人*; 吉田 啓之
Heat Transfer Engineering, 42(21), p.1775 - 1788, 2021/00
被引用回数：6 パーセンタイル：27.59(Thermodynamics)本論文では、飽和およびサブクールプール沸騰において、マクロ液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測のための、マクロ液膜形成モデルを提案する。モデルは、これまでの実験結果に基づいて構築された。モデルでは、発泡点はポアソン分布に基づき分布するとしている。提案したモデルとマクロ液膜蒸発モデルを組み合わせることで、サブクール度40Kまでのプール沸騰における限界熱流束を予測することができた。また、モデルのコンセプトは、詳細二相流解析コード「TPFIT」を用いて検証された。
御園生 敏治; 鶴田 忠彦; 中西 貴宏; 眞田 幸尚; 尻引 武彦; 宮本 賢治*; 卜部 嘉*
JAEA-Research 2020-008, 166 Pages, 2020/10
JAEA-Research-2020-008.pdf:13.11MBJAEA-Research-2020-008(errata).pdf:0.92MB
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故が発生した後、原子力規制庁からの委託を受け、平成31年度に近沿岸海域等における放射性物質の状況調査を実施した。本報告書は、平成31年度に実施した調査により得られた結果をまとめたものである。1F近傍の近沿岸海域における海水・海底土の今後の中長期的な放射性物質濃度調査の在り方について、科学的根拠に基づき、「海域モニタリングの進め方」に必要な考え方の整理を行った。中長期的な調査方法を決めるために必要な基礎情報として、海底地形・海底土分布調査を実施し、海底の地形と底質の粒度分布の関連性も把握を試みた。さらに、採泥調査を行い、福島県沿岸域において柱状試料を採取し、放射性セシウム濃度を分析した。河川から流入する懸濁物質に含まれる放射性セシウムの動態を把握するため、セジメントトラップを用いて沈降物を採取し、放射性セシウム濃度を測定した。また、放射性セシウムの河川からの流入評価のために河川前面の海底土表層の放射性セシウム濃度の計測を実施した。得られた結果より1F前面海域の海底土の放射性物質分布の動態について推定を行った。さらに、平成25年度から実施していた曳航式モニタリングデータの再解析を実施し、沿岸域における放射性セシウム分布推定図の精度向上を試みた。
-ray beamOmer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 951, p.162998_1 - 162998_6, 2020/01
被引用回数：7 パーセンタイル：49.51(Instruments & Instrumentation)Compton scattering of a single-energy -ray results in a one-to-one relationship between the incident and scattered photon energies. This relationship is altered when the incident beam has a definite energy distribution because of the broadening occurring in the energy distribution upon Compton scattering. This broadening causes a change in the spectral density of the Compton-scattered spectra. To restore the spectral density, the energy distribution of the scattered radiation must be manifested as a function of the scattering kinematics. Here, we propose a simple analytic way to calculate the energy spread of the scattered photons in terms of the geometry of the scattering process and the energy spread of the incident photon beam. The predictions of the model agree with measurements of Compton scattering of quasi-monochromatic -ray beams, carried out at the High Intensity -ray Source (HIS) facility, Duke University. As a benchmark of our method, we measured the intensity profile of energy-distributed -ray beams by direct measurements as well as by Compton scattering. We found that only when the spectral density of the scattered radiation is restored, the measured intensity profile agrees with the actual profile of the incident beam. The proposed method can continuously measure the flux of an energy-distributed -ray beams in the real time and on a bin-by-bin basis. Such online monitoring of -ray beams is indispensable for in-beam measurements and applications. This work was supported by the subsidiary for promotion of strengthening nuclear security or the like of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.
小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.666 - 677, 2019/08
機構論に基づいた限界熱流束(CHF)予測手法は、軽水炉燃料の最適設計や安全評価に必要である。CHFを予測するためにはバンドル内を流れる気泡の大きさや速度が必要となるが、既存の気泡運動に関する方程式を用いて、複雑な形状の燃料集合体内の気泡の大きさや速度を求めることは不可能である。そこで、本研究では、界面追跡法を用いた数値解析により、直接的に燃料集合体内の二相流データを得る。解析コードは原子力機構で開発しているJUPITERを用い、44バンドル体系において断熱条件で解析した。解析結果と既存の二相流研究データと比較することで解析コードの妥当性を検証し、CHF評価のための数値シミュレーション利用についてその可能性を確認した。
小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
軽水炉をはじめとする超高熱流束を扱う機器において限界熱流束の評価は重要であるが、そのメカニズムはいまだ解明されていない。限界熱流束の予測モデルの一つであるマクロ液膜蒸発モデルにおいて、モデル内で用いる液膜量を評価するマクロ液膜形成モデルが提案されており、そのモデルの中では液膜は合体泡の接合時に蒸気泡の中に取り込まれることが仮定されている。本研究では、このモデルの仮定を数値解析を用いた流体力学的な観点で検証する。
竹田 武司; 大津 巌
Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00077_1 - 18-00077_14, 2018/08
We conducted an experiment focusing on nitrogen gas behavior during reflux condensation in PWR with ROSA/LSTF. The primary pressure was lower than 1 MPa under constant core power of 0.7% of volumetric-scaled (1/48) PWR nominal power. Steam generator (SG) secondary-side collapsed liquid level was maintained at certain liquid level above SG U-tube height. Nitrogen gas was injected stepwise into each SG inlet plenum at certain constant amount. The primary pressure and degree of subcooling of SG U-tubes were largely dependent on amount of nitrogen gas accumulated in SG U-tubes. Nitrogen gas accumulated from outlet towards inlet of SG U-tubes. Non-uniform flow behavior was observed among SG U-tubes with nitrogen gas ingress. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in predictions of the primary pressure and degree of subcooling of SG U-tubes depending on number of nitrogen gas injection. We studied further non-uniform flow behavior through sensitivity analyses.
小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07
液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測評価手法の開発において必要な伝熱面ごく近傍の気泡の挙動や気泡同士の接合現象について、詳細二相流解析コードTPFITによる発泡,気泡生長および接合をシミュレートすることで知見を得る。本発表では、高圧域での沸騰現象の理解と、気泡形状の影響の理解のために、圧力をパラメタとした解析結果に基づいて、気泡の挙動に圧力が与える影響について報告する。
Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09
4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形ダクト内における上向き気泡流の実験的研究を行った。流れ方向3断面における局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等を計測した。取得したボイド率、局所界面積濃度、3次元気泡速度ベクトルと気泡径等により、流れの挙動に関する有益な情報を提供できるだけでなく、界面積濃度輸送方程式内のソースとシンク項の機構論的モデルの高度化にとって重要なデータベースとなる。
