JOPSS:検索結果一覧

論文

High-temperature gaseous reaction of cesium with siliceous thermal insulation; The Potential implication to the provenance of enigmatic Fukushima cesium-bearing material

Rizaal, M.; 中島邦久; 斉藤拓巳*; 逢坂正彦; 岡本孝司*

ACS Omega (Internet), 7(33), p.29326 - 29336, 2022/08

https://doi.org/10.1021/acsomega.2c03525

被引用回数：3 パーセンタイル：38.23(Chemistry, Multidisciplinary)

Here we report an investigation of the gas-solid reaction between cesium hydroxide (CsOH) and siliceous (calcium silicate) thermal insulation at high temperature, which was postulated as the origin for the formation mechanism of cesium-bearing material emitted from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. A developed reaction furnace consisting of two heating compartments was used to study the reaction at temperatures of 873, 973, and 1073 K. Under the influence of hydrogen-steam atmospheric conditions (H $_{2}$ /H $_{2}$ O = 0.2), the reaction between cesium hydroxide vapor and solid thermal insulation was confirmed to occur at temperatures of 973 and 1073 K with the formation of dicalcium silicate (Ca $_{2}$ SiO $_{4}$ ) and cesium aluminum silicate (CsAlSiO $_{4}$ ). Water-dissolution analyses of the reaction products have demonstrated their stability, in particular, the CsAlSiO $_{4}$ . Constituents similarity of the field-observed cesium-bearing materials near the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants with CsAlSiO $_{4}$ suggests for the first time that gaseous reaction between CsOH with calcium silicate thermal insulation could be one of the original formation mechanisms of the cesium-bearing materials.

報告書

Experimental study on the influence of radiation on high-voltage insulation gases

藤原幸雄; 井上多加志; 宮本賢治; 宮本直樹*; 小原祥裕; 奥村義和; 渡邊和弘

JAERI-Research 99-071, p.33 - 0, 1999/12

JAERI-Research-99-071.pdf:1.18MB

国際熱核融合実験炉(ITER)用中性子入射装置(NBI)の工学設計を行うため、 $^{60}$ Co線を用いた各種絶縁ガス(空気,SF $_{6}$ ,C $_{2}$ F $_{6}$ ,CO $_{2}$ ,空気とSF $_{6}$ の混合ガス)に対する照射実験を行った。実験から、飽和電流はギャップ長、ガス圧、吸収線量率ならびにガス分子量に比例することが明らかとなった。耐電圧性能は、線照射により10%程度低下するものの、その程度は吸収線量率に依存しなかった。質量分析器を用いてSF $_{6}$ ガスの分解生成物を調べたところ、未照射の場合には存在しなかったピークが、m/e=48,64,67,83,86,102,105のところに確認された。また、分解生成物量は吸収線量が高くなるにつれて飽和する傾向があることがわかった。

論文

Radiation induced conductivity and voltage holding characterisics of insulation gas for the ITER-NBI

藤原幸雄; 花田磨砂也; 井上多加志; 宮本賢治; 宮本直樹*; 小原祥裕; 奥村義和; 渡邊和弘

Proc. of Joint Meeting of 8th Int. Symp. on the Production and Neutralization of Negative Ions & Beams, p.205 - 215, 1997/00

現在進められているITER工学設計では、装置のコンパクト化を図る目的でイオン源と加速器の周囲に絶縁ガスを充填することが検討されている。一方、核融合装置は強力な放射線発生源となるため、絶縁ガスの使用にあたっては放射線の影響を考慮しなければならない。本研究では、コバルト60線を用いた絶縁ガスへの照射実験を行い、高電圧環境下の各種絶縁ガス(SF $_{6}$ ,C $_{2}$ F $_{6}$ ,CO $_{2}$ ,空気,SF $_{6}$ と空気の混合ガス)に対する線の影響を調べた。絶縁ガス中を流れる電離電流は、ガスの体積、ガスの圧力、吸収線量、ガスの分子量に比例することが明らかとなった。また、線照射による絶縁破壊電圧の低下は高々10%程度であった。

論文

Thermal performance test of a coaxial double-tube hot-gas duct

井岡郁夫; 稲垣嘉之; 國富一彦; 宮本喜晟; 鈴木邦彦

Nuclear Technology, 105, p.293 - 299, 1994/02

https://doi.org/10.13182/NT94-A34930

被引用回数：2 パーセンタイル：37.25(Nuclear Science & Technology)

高温二重配管の熱的特性は、内部断熱構造に大きく左右される。この内部断熱層は、断熱材、スタッド、仕切板等からなり、複雑な構造を有している。このような内部断熱方式の高温二重管に関する報告は今までにない。そこで、T $_{2}$ 試験部に設置した実寸大の高温二重配管について、実機条件下での内管表面のホットスポットの有無、内部断熱層の有効熱伝導率を測定し、その健全性を評価した。その結果、内管表面にホットスポットの発生はなく、その温度は、その設計値を十分下回っていた。また、内部断熱層の有効熱伝導率と平均温度の実験式を示した。長期運転後も、内管表面温度、有効熱伝導率に変化はなく、その健全性も確認した。

論文

高温二重配管の熱特性試験

井岡郁夫; 鈴木邦彦; 稲垣嘉之; 國富一彦; 宮本喜晟; 下村寛昭

日本原子力学会誌, 32(12), p.1221 - 1223, 1990/12

https://doi.org/10.3327/jaesj.32.1221

被引用回数：0 パーセンタイル：0.32(Nuclear Science & Technology)

今までに、内部断熱方式の高温配管について、数多くの試験結果が報告されているが、それらはすべて単管方式の結果であり、HTTRに用いられる二重管方式の高温配管についての報告はない。そこで、HENDELのT $_{2}$ 試験部に設置した実寸大の高温二重配管について、実機条件下での内管表面のホットスポットの有無、内部断熱層の有効熱伝導率を測定した。その結果、内管表面にホットスポットの発生はなく、その温度は、設計温度を十分下回っていた。また、内部断熱層の有効熱伝導率と平均温度の実験式を示し、HTTRの高温二重配管の設計が十分安全であることを明らかにした。

報告書

Thermal diffusivity of internal insulation layer of HENDEL hot gas duct

井岡郁夫; 國富一彦; 菱田誠; 田中利幸; 下村寛昭; 佐野川好母

JAERI-M 85-056, 18 Pages, 1985/05

JAERI-M-85-056.pdf:0.43MB

大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、繊維系の内部断熱層を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELの運転で、耐圧管表面温度・熱流束・有効熱伝導率の計測を行ってきた。本報では、伝熱コードAYERを用いて過渡時の温度分布を解析し、高温配管の内部断熱層の温度伝導率等を求め以下の結果を得た。温度伝導率:1.510 $^{-}$ $^{6}$ (m $^{2}$ /s) 比熱:1.16(KJ/Kg.K)

論文

多目的高温ガス実験炉の炉床断熱構造物の特性試験

稲垣嘉之; 井岡郁夫; 菱田誠; 田中利幸

日本原子力学会誌, 27(12), p.1133 - 1135, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.27.1133

被引用回数：1 パーセンタイル：24.11(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉(VHTR)の炉床部には、黒鉛及び炭素等から成る断熱構造物が使用される。この断熱構造物は、炉心重量を支持すると共に低合金鋼を使用したサポートプレートを高温プレナム部に流出する約950 $^{circ}$ Cのヘリウムガスから断熱し、使用温度を約500 $^{circ}$ Cとする機能を果たす。また、断熱部材料は極めて過酷な条件下で長時間使用されるため、高温高圧下でも寸法安定性、圧縮強度、耐腐食性及び断熱性能が優れていることが要求される。そこで、実験炉の1領域分を模擬した約1/2スケールの炉床断熱部の試験装置を製作し、断熱特性試験を実施した。使用した炭素材は、実験炉の有力な候補材である西独SIGRI社のASR-1RBである。試験の結果、炭素層の熱伝導率は実験炉の要求値12w/m-kをほぼ満足する値であり、また、炭素ブロック1層当たりに約140 $^{circ}$ Cの温度差を与えたが損傷は認められず、実験炉で使用可能な見通しを得た。

報告書

Temperature Distribution Measurement in the Hot Gas Duct of HENDEL

國富一彦; 井岡郁夫; 梅西浩二*; 菱田誠; 田中利幸; 下村寛昭; 佐野川好母

JAERI-M 83-082, 55 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-082.pdf:2.31MB

HENDEL(Helium Engineering Demonstration Loop)は、1982年3月に完成し、現在までに検収運転を含めて3回の試験運転を行った。HENDELの本体部であるマザーナアダプタループ(M+Aループ)には、温度1000 $^{circ}$ C、圧力40気圧、流量最大4kg/sのヘリウムガスの流れる高温配管が設置されている。本報告書は、この高温配管の温度分布の計測結果について述べたものである。この結果、高温配管表面温度は最大230 $^{circ}$ Cであり、設計温度の350 $^{circ}$ Cを十分下回るものであった。又、高温配管断熱材の有効熱伝導率は、0.4~0.49kcal/mh $^{circ}$ Cであった。なお、本報告は、原研東海研究所で1982年12月に行われた、原研-ユーリッヒ研との第3回コンポーネントタスクミーティングに提出されたものである。

論文

Experimental study of transient behaviors of gas in thermal insulation media at rapid depressurization

松本暢彦*; 亀岡利行*; 時枝潔*; 岡本芳三; 宮健三*

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(6), p.397 - 403, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jnst.17.397

被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス冷却実験炉に用いられている高温断熱システムについて、冷却材圧力の急速減少時の断熱層内ガスの非定常挙動を実験的に研究した。断熱構造物システムにおける急速減圧特性を、繊維質断熱材が充てんされた容器から均圧孔を通して断熱層内のガスを主流へ噴出する単純なモデルにおき替えて、急速減圧時の容器内の軸方向と主流の圧力変化を減圧率,均圧孔径,断熱材充てん密度をパラメータとして実験により調べた。断熱層内と主流との圧力差について主に述べている。また、解析結果と比較し、両者がほぼ一致することが明らかとなった。

論文

高温流体技術; 高温ガス冷却形原子炉を中心として

鳥飼欣一; 宮本喜晟; 下村寛昭

日本機械学会誌, 81(720), p.1189 - 1194, 1978/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/110002476541

高温熱流体における技術上の話題について、高温流体を扱う機器という観点から高温ガス冷却型原子炉を例として取り上げ、その伝熱、断熱、循環、熱交換のテーマに絞って、一般的に解説する。

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