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Highly sensitive detection of sodium in aqueous solutions using laser-induced breakdown spectroscopy with liquid sheet jets

中西 隆造; 大場 弘則; 佐伯 盛久; 若井田 育夫; 田邉 里枝*; 伊藤 義郎*

Optics Express (Internet), 29(4), p.5205 - 5212, 2021/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Optics)




川口 浩一; 瀬川 智臣; 山本 和也; 牧野 崇義; 磯 秀敏; 石井 克典

粉体工学会誌, 57(9), p.478 - 484, 2020/09



Numerical simulation of liquid jet behavior in shallow pool by interface tracking method

鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 山村 聡太*; 阿部 豊*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

In the severe accident (SA) of nuclear reactors, fuel and components melt, and melted materials fall to a lower part of a reactor vessel. In the lower part of a reactor vessel, in some sections of the SAs, it is considered that there is a water pool. Then, the melted core materials fall into a water pool in the lower plenum as a jet. The molten material jet is broken up, and heat transfer between molten material and coolant may occur. This process is called a fuel-coolant interaction (FCI). FCI is one of the important phenomena to consider the coolability and distribution of core materials. In this study, the numerical simulation of jet breakup phenomena with a shallow pool was performed by using the developed method (TPFIT). We try to understand the hydrodynamic interaction under various, such as penetration, reach to the bottom, spread, accumulation of the molten material jet. Also, we evaluated a detailed jet spread behavior and examined the influence of lattice resolution and the contact angle. Furthermore, the diameters of atomized droplets were evaluated by using numerical simulation data.


Residual stress distribution in water jet peened type 304 stainless steel

林 眞琴*; 大城戸 忍*; 鈴木 裕士

Quantum Beam Science (Internet), 4(2), p.18_1 - 18_12, 2020/06

In materials with a surface treatment such as shot peening, the residual stress gradient in the surface layer is severe. When measuring the residual stress distribution near the surface with a severe stress gradient by the neutron diffraction method, the gauge volume must be removed from the measurement sample. However, when the gauge volume deviates from the sample, a pseudo peak shift occurs and accurate stress distribution cannot be evaluated. Therefore, it is necessary to evaluate the pseudo peak shift in advance under the same conditions, as in the case of actual residual stress measurement, using a sample in an unstressed state. In this study, the stress distributions in the surface layer of a type 304 stainless steel plate and bar with simulated stress-corrosion cracks which were subjected to water jet peening - giving a surface layer residual stress equivalent better than that of normal shot peening - were evaluated considering the pseudo peak shift. As a result, the residual stress distributions in the surface layer were measured in good agreement with the measurement result obtained by the sequential polishing X-ray diffraction method. It was clarified that the residual stress distribution in the near surface with steep stress gradient can be evaluated by the neutron diffraction method.


CFD analysis of the CIGMA experiments on the heated JET injection into containment vessel with external surface cooling

Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.5463 - 5479, 2019/08

The present study introduces thermal mixing and stratification produced by heated air jet located at the bottom level of the containment vessel. The investigation was carried out experimentally and numerically in the large containment vessel called CIGMA (Containment InteGral effects Measurement Apparatus). The experiments were conducted with external surface cooling and various air jet inlet temperatures. The containment cooling was done by flooding the water on the external side of half-upper of a vessel. To identify their influence on the thermal mixing and stratification phenomena, the investigation focuses on mixing convection which occurred in the cooled region of a containment vessel. Temperature distribution and jet velocity were measured by thermocouple and Particle Image Velocimetry (PIV) respectively. Numerical simulation was performed using Computational Fluid Dynamics (CFD) code OpenFOAM to investigate the detail effects of external cooling on the fluid flow and thermal characteristics in the test vessel. CFD results showed a good agreement with experimental data on both temperature and velocity. Both temperature and velocity of hot air jet decayed rapidly downstream jet nozzle. Thermal stratification was observed by visualization of temperature contour maps over a cross-section in the containment vessel. Vigorous mixing was also noticed in the upper region of the containment vessel. Effect of external cooling on mixing and the thermal stratification were presented and discussed.


Stratification break-up by a diffuse buoyant jet; A CFD benchmark exercise

Studer, E.*; 安部 諭; Andreani, M.*; Bharj, J. S.*; Gera, B.*; Ishay, L.*; Kelm, S.*; Kim, J.*; Lu, Y.*; Paliwal, P.*; et al.

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 16 Pages, 2018/10

Nuclear engineering research groups were interested in the phenomena of the interaction between a rising jet and a stratified layer located above in order to better understand the underlying mechanisms of hydrogen accumulation and dispersion in a nuclear reactor containment. Previous studies were performed with an upward jet of fluid heavier or lighter than the upper stratified layer. However, in real configurations i.e. the inner part of a nuclear containment, obstacles such as pipes, components as pumps or reservoirs and walls are present, and they can dissipate the initial momentum of the gas release. Consequently, the upward flow pattern can be considered "diffuse" and buoyant, neither pure jet nor pure plume. Therefore, this challenging issue was part of a project called HYMERES, which was launched and conducted in the OECD/NEA framework. Dedicated experiments were performed to study the interaction between a diffuse buoyant jet and two-layer stratification. In the large-scale MISTRA facility, the HM1-1 test series were conducted in which the erosive flow pattern came from a horizontal hot air jet impinging on a vertical cylinder. These experimental results were offered for a blind and open benchmark exercise.



阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10


本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。



中村 保之; 岩井 紘基; 手塚 将志; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-055, 89 Pages, 2016/03


東京電力福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、燃料デブリ等の取出しに向けて、熱影響が少なくスタンドオフを長く取れるアブレイシブウォータージェット(以下「AWJ」)切断技術について、2012年度から3カ年で切断試験を実施し技術開発を進めてきており、燃料デブリ等の取出しに有効な工法であることを確認した。初年度の成果は、既報告書"JAEA-Technology 2013-041 アブレイシブウォータージェット切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発"で報告済みであるが、本報告書は、これを含む3ヵ年の集大成として取り纏めたものである。AWJ切断技術は、切断時に使用するアブレイシブが二次廃棄物として発生するものの、圧力容器下部等に堆積した厚み等の不明な燃料デブリや炉内構造物の取出しが可能であることを切断試験により確認し、実機に適用できる見通しを得た。


炉内構造物及び燃料デブリの切断技術開発; プラズマジェット切断技術の適用性試験

庄司 次男; 福井 康太; 上田 多生豊

JAEA-Technology 2015-035, 70 Pages, 2016/01




Determination of tungsten and molybdenum concentrations from an X-ray range spectrum in JET with the ITER-like wall configuration

仲野 友英; Shumack, A.*; Maggi, C. F.*; Reinke, M.*; Lawson, K.*; Coffey, I.*; P$"u$tterich, T.*; Brezinsek, S.*; Lipschultz, B.*; Matthews, G. F.*; et al.

Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 48(14), p.144023_1 - 144023_11, 2015/07

 被引用回数:27 パーセンタイル:84.61(Optics)

欧州のトカマク型装置JETでは、タングステン材ダイバータの導入に伴いプラズマ中のタングステン量をモニターするため、既設のX線分光器を改造した。この分光器で観測されたスペクトルを原子構造計算プログラムで計算したスペクトルと比較することによって、$$mbox{W}^{45+}$$, $$mbox{W}^{46+}$$、及び$$mbox{Mo}^{32+}$$からの内殻励起スペクトル線を同定することに成功した。これらのスペクトル線の強度からタングステン及びモリブデンイオンの密度を導出し、電子密度に対して、それぞれ$$10^{-5}$$及び$$10^{-6}$$と決定した。さらに、導出したタングステン及びモリブデンイオン密度の妥当性の検証を以下のように行った。$$mbox{W}^{45+}$$スペクトル線の強度から導出したタングステンイオン密度は$$mbox{W}^{46+}$$スペクトル線強度から導出したタングステンイオン密度と20%で一致することを確かめた。また、X線分光器の2.4keV帯の連続スペクトル強度から導出したプラズマ実効電荷数は4.8keV帯の連続スペクトルから導出したプラズマ実効電荷数と50%で一致すること、そしてこれらは可視分光から導出されたプラズマ実効電荷数とよく一致することを確かめた。よって、本X線分光器の感度は妥当であると結論でき、導出したタングステン及びモリブデンイオン密度も信頼できると考えられる。



石井 康友; 松永 剛

プラズマ・核融合学会誌, 90(10), p.641 - 643, 2014/10

幅広いアプローチ活動便り(51)では、原型炉R&D棟へのJET(Joint European Torus)ダストの搬入、BA原型炉設計及び安全性に係る共同研究合同会合の開催、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展状況に関して報告している。2014年8月18日、六ヶ所研究所の原型炉R&D棟に、JETで行われたITER模擬運転で得られた、タングステンを表面にコーティングした炭素タイル及びベリリウムタイルの試験試料が搬入され、資料分析の準備が開始された。また、7月30-31日に、六ヶ所の国際核融合エネルギー研究センターにおいてBA原型炉設計及び安全性に係る共同研究合同会合が開催され、日欧の原型炉設計研究の現状や個別の設計課題等について活発な議論が行われた。また、那珂核融合研究所では、JT-60SAトカマク本体に加え加熱装置の開発も順調に進んでいる。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。


Physics comparison and modelling of the JET and JT-60U core and edge; Towards JT-60SA predictions

Garcia, J.*; 林 伸彦; Baiocchi, B.*; Giruzzi, G.*; 本多 充; 井手 俊介; Maget, P.*; 成田 絵美*; Schneider, M.*; 浦野 創; et al.

Nuclear Fusion, 54(9), p.093010_1 - 093010_13, 2014/09

 被引用回数:32 パーセンタイル:88.47(Physics, Fluids & Plasmas)

Extensive physics analysis and modelling has been undertaken for the typical operational regimes of the tokamak devices JET and JT-60U with the aim of extrapolating present day experiments to JT-60SA, which shares important characteristics with both tokamaks. A series of representative discharges of two operational scenarios, H-mode and hybrid, have been used for this purpose. Predictive simulations of core turbulence, particle transport, current diffusion and pedestal pressure have been carried out with different combinations of models. The ability of the models for reproducing the experimental data is analysed and scenario calculations for JT-60SA are performed following an optimum set of models.


Nitrogen K-edge X-ray absorption near edge structure (XANES) spectra of purine-containing nucleotides in aqueous solution

島田 紘行*; 深尾 太志*; 南 寛威*; 鵜飼 正敏*; 藤井 健太郎; 横谷 明徳; 福田 義博*; 斎藤 祐児

Journal of Chemical Physics, 141(5), p.055102_1 - 055102_8, 2014/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:55.9(Chemistry, Physical)

The N K-edge X-ray absorption near edge structure (XANES) spectra of the purine-containing nucleotide, guanosine 5'-monophosphate (GMP), in aqueous solution are measured under various pH conditions. The spectra show characteristic peaks, which originate from resonant excitations of N 1s electrons to $$pi$$$$^{*}$$ orbitals inside the guanine moiety of GMP. The relative intensities of these peaks depend on the pH values of the solution. The pH dependence is explained by the core-level shift of N atoms at specific sites caused by protonation and deprotonation. The experimental spectra are compared with theoretical spectra calculated by using density functional theory for GMP and the other purine-containing nucleotides, adenosine 5'-monophosphate, and adenosine 5'-triphosphate. The N K-edge XANES spectra for all of these nucleotides are classified by the numbers of N atoms with particular chemical bonding characteristics in the purine moiety.


Analysis of JT-60SA scenarios on the basis of JET and JT-60U discharges

Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P1.029_1 - P1.029_4, 2014/06

Creation of JT-60SA scenarios is necessary in order to make deeper analyses: Fast ions, heating schemes, MHD. Validation exercise: a series of representative discharges of the three main operational scenarios, H-mode, hybrid and steady-state have been selected for each device in order to extrapolate to JT-60SA. An extensive analysis of the main physics similarities and differences among the discharges has been carried out in order to explain results. Using integrated modelling codes CRONOS and TOPICS, benchmark of the codes is done. Predictive core turbulence simulations have been carried out with three transport models: Bohm-GyroBohm, CDBM and GLF23. Particle transport is analyzed with GLF23. Pressure pedestal predictions are simulated with Cordey MHD scaling. Fully predictive simulations of temperatures, density and pedestal have been performed with GLF23 and CDBM models for the temperatures and GLF23 for the density. Calculations for JT-60SA are performed following the best combination of models found.


Analytical tool development for coarse break-up of a molten jet in a deep water pool

森山 清史; 中村 秀夫; 丸山 結*

Nuclear Engineering and Design, 236(19-21), p.2010 - 2025, 2006/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:82.37(Nuclear Science & Technology)



Cross-machine benchmarking for ITER of neoclassical tearing mode stabilization by electron cyclotron current drive

La Haye, R. J.*; Prater, R.*; Buttery, R. J.*; 林 伸彦; 諫山 明彦; Maraschek, M. E.*; Urso, L.*; Zohm, H.*

Nuclear Fusion, 46(4), p.451 - 461, 2006/04

 被引用回数:140 パーセンタイル:97.92(Physics, Fluids & Plasmas)

新古典テアリングモード(NTM)は、ITER標準シナリオにおいては理想キンク限界よりも低いベータ領域で発生し、プラズマ性能を制限する主要な要因となる。ポロイダルモード数$$(m=3)$$,トロイダルモード数$$(n=2)$$のNTMは、(1)NTM成長率が最大となる特徴的な「限界」磁気島幅,(2)無変調のco方向の電子サイクロトロン電流駆動(co-ECCD)による「飽和した」3/2 NTM磁気島の安定化に関する実験研究が特に進んでいる。ASDEX-Upgrade, DIII-D, JETにおけるベータ・ランプダウン実験(ベータ値を徐々に下げる実験)から、$$m/n=3/2$$のNTMを(ECCDなしで)消滅させるための限界ベータ値が決定された。このデータと、ASDEX-Upgrade, DIII-D, JT-60UにおけるECCDによる3/2 NTM安定化実験(ベータ値はほぼ一定)との比較を行った。その結果、両方の実験データセットにおいて、NTMが消滅する磁気島幅はイオンバナナ幅の約2倍であることが明らかになった。解析にあたり、4装置ASDEX Upgrade, DIII-D, JET, JT-60Uにおける飽和磁気島幅を評価する共通の方法を開発した。また、この比較で得られたモデルを用いてITERにおけるECCDを用いた$$m/n=3/2$$, 2/1のNTMの安定化の評価を行った。その結果、ITERの上方ECCD入射方式は、磁気島幅を大幅に減少させるのに有効であることが明らかになった。また、ECCDは、ITERにおいてモードロックを回避するのにも有効であることがモデル計算により明らかになった。



中村 博文; 東島 智

真空, 49(2), p.62 - 68, 2006/02



Small ELM regimes with good confinement on JET and comparison to those on ASDEX Upgrade, Alcator C-mod and JT-60U

Stober, J.*; Lomas, P. J.*; Saibene, G.*; Andrew, Y.*; Belo, P.*; Conway, G. D.*; Herrmann, A.*; Horton, L. D.*; Kempenaars, M.*; Koslowski, H.-R.*; et al.

Nuclear Fusion, 45(11), p.1213 - 1223, 2005/11

 被引用回数:31 パーセンタイル:71.09(Physics, Fluids & Plasmas)

JET装置では、閉じ込めがよく、かつELMの小さな運転領域を開発している。ASDEX Upgrade装置におけるtype II ELM、Alcator C-mod装置におけるEDA H-modeそしてJT-60U装置におけるgrassy ELMを再現する実験をJET装置で行った。その結果、安全係数の高い領域でポロイダルベータ値を高くするという、JT-60U装置で開発されたgrassy ELMの運転シナリオを用いたときに、振幅の小さなELMを得ることに成功した。プラズマ電流の高い領域での試験はされていないが、この運転シナリオはITERに適用できる可能性を持っている。


Micro-impact damage caused by mercury bubble collapse

二川 正敏; 直江 崇*; 粉川 広行; 伊達 秀文*; 池田 裕二郎

JSME International Journal, Series A, 48(4), p.234 - 239, 2005/10



Comparison of tritium retention and carbon deposition in JET and JT-60U

田辺 哲朗*; 杉山 一慶*; Coad, P.*; Bekris, N.*; Glugla, M.*; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 345(2-3), p.89 - 95, 2005/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:74.09(Materials Science, Multidisciplinary)

JETのDT放電で利用されたMARKII-Aダイバータタイル上のトリチウムの蓄積を調べた結果及び、JT-60UのDD放電で使用されたダイバータタイルに蓄積されているトリチウムの表面分布及びSIMSによるH,Dの深さ分析結果を比較し、ITERにおけるトリチウムのインベントリー評価をするうえで、何が問題であるかを議論した。特に2つの装置におけるダイバータ構造の違い,タイル配置の違いなどを考慮しつつ、水素(H, D, T)の蓄積状況を比較することにより、ダイバータ構造及びタイル配置の最適化をはかれば、炭素の損耗を減らし、ひいてはトリチウムインベントリーを減らせることができることを示唆した。またJT-60Uの結果に基づき、黒鉛タイル表面の温度を500$$^{circ}$$C以上にすることができれば、ITERのトリチウムインベントリーを大きく減らせることも明らかにした。

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