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吉田 英一*; 山本 鋼志*; 淺原 良浩*; 丸山 一平*; 刈茅 孝一*; 齊藤 朱音*; 松井 裕哉; 望月 陽人; 城 まゆみ*; 勝田 長貴*; et al.
Communications Engineering (Internet), 3, p.67_1 - 67_10, 2024/05
地下空洞やボーリング孔のような母岩中の水みちの恒久的な閉塞は、例えば、地下を利用する二酸化炭素貯留や放射性廃棄物処分のような多くの地下利用における長期安全性やその効果の維持を確実にするため必要である。通常用いられるセメント系材料による閉塞では、化学的・物理的な性能低下により十分な恒久性を発揮しない可能性がある。天然のカルサイトのコンクリーションの形成に関する研究により、コンクリーション化剤を用いたより恒久的なシーリング技術が開発された。この技術は、地下研究施設の深度350mの坑道近傍に存在する水みちの閉塞のための原位置試験に適用された。その結果、水みちは短期間に急速に閉塞するとともに、地震(M5.4)による攪乱後も再閉塞していた。また、これにより、岩盤は初期の母岩相当まで透水性が低下しており、この方法による閉塞が恒久的でロバストであることが実証された。
廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*
JAEA-Review 2020-054, 72 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-054.pdf:5.62MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「高い流動性および陰イオン核種保持性を有するアルカリ刺激材料の探索と様々な放射性廃棄物の安全で効果的な固化」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は、溜まり水処理過程で発生した放射性廃棄物の中でも鉄沈殿物を検討対象とし、安全な保管と処分を可能とする高い陰イオン核種保持性や流動性のアルカリ刺激材料とそのレシピの探索し、実プラントとして成立する固化体製作装置の概念を提案することである。本年度の検討の結果、K系アルカリ刺激材料は流動性が高くて硬化も早く、銀イオンを混入させることでヨウ化物イオン保持性の高い固化体を作製できる可能性を有していることが明らかとなった。
永野 哲志; 長縄 弘親; 鈴木 英哉; 利光 正章*; 三田村 久吉*; 柳瀬 信之*; Grambow, B.
Analytical Sciences, 34(9), p.1099 - 1102, 2018/09
被引用回数：13 パーセンタイル：43.38(Chemistry, Analytical)大量のウラン廃液からウランを連続的に抽出するために、溶媒洗浄型のエマルションフロー(EF)システムを開発した。これまでのEFシステムは有機溶媒を洗浄する仕組みを持っていないために、大量廃液を処理する際には有機溶媒に目的元素が蓄積し抽出性能が劣化するという問題があった。そこで、目的元素の蓄積を抑制するために有機溶媒洗浄ユニットを備えたシステムを新たに開発しウラン廃液処理に適用したところ、抽出性能の劣化を起こすことなく連続処理ができることが分かった。
Wan, T.; 斎藤 滋
Metals, 8(8), p.627_1 - 627_22, 2018/08
被引用回数：20 パーセンタイル：65.17(Materials Science, Multidisciplinary)In this study, an LBE loop referred to as JLBL-1 was used to experimentally study the behavior of 316L SS when subjected to FAC for 3000 h under non-isothermal conditions. An orifice tube specimen, consisting of a straight tube that abruptly narrows and widens at each end, was installed in the loop. The specimen temperature was 450 centigrade, and a temperature difference between the hottest and coldest legs of the loop was 100 centigrade. The oxygen concentration in the LBE was less than 10
wt.%. The Reynolds number in the test specimen was approximately 5.3
10
. The effects of various hydrodynamic parameters on FAC behavior were studied with the assistance of computational fluid dynamics (CFD) analyses, and then a mass transfer study was performed by integrating a corrosion model into the CFD analyses. The results show that the local turbulence level affects the mass concentration distribution in the near-wall region and therefore the mass transfer coefficient across the solid/liquid interface. The corrosion depth was predicted on the basis of the mass transfer coefficient obtained in the numerical simulation and was compared with that obtained in the loop; the two results agreed well.
Do, V. K.; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
Current Analytical Chemistry, 14(2), p.111 - 119, 2018/00
被引用回数：4 パーセンタイル：12.83(Chemistry, Analytical)本研究では、マイクロチップをベースとした二相流による溶媒抽出と誘導結合プラズマ質量分析装置(ICP-MS)を組み合わせた元素分析システムを構築した。マイクロ流路内の二相流は、コイル状にしたチューブによって圧力バランスを調整することで安定化させた。また、マイクロチップとICP-MSの流体の流速差は、ICP-MSの試料導入部に設けたT字型ミキサ及びバルブを用いて調整した。本システムを用いて、Tcの模擬試料であるReの測定結果、1-20
g/Lの濃度範囲で良好な検量線を得ることができた。試料1mLを使用して求めた定量下限値は0.2g/L、測定に要した時間は1時間以下であった。本件で構築したシステムは、廃液発生量と作業者の放射線被ばくを低減させながら、放射性物質を選択的に測定するための分析法として有効である。
中山 浩成; 永井 晴康
JAEA-Data/Code 2015-026, 37 Pages, 2016/03
JAEA-Data-Code-2015-026.pdf:2.48MB
数km四方の局所域スケールにおいて詳細に大気拡散計算を行える数値シミュレーションモデル、局所域高分解能大気拡散モデルを開発した。このモデルは、非定常挙動予測に優れたLarge-Eddy Simulation乱流モデルに基づき設計されている。基本方程式は、連続の式、流体運動方程式、空気中濃度の輸送方程式により構成されている。建造物や局所地形は数m程度の高分解能計算格子で精緻に解像され、それらの乱流効果は境界埋め込み法によって表現されている。大気乱流場の再現にあたっては、主解析領域の上流側に乱流駆動領域を設け、リサイクリング手法によって境界層乱流を作り出している。この乱流変動風を主解析領域に時々刻々与えることで、計算対象領域における大気乱流および拡散挙動を詳細に評価できるようになっている。
久保 博孝; JT-60チーム
Plasma Science and Technology, 8(1), p.50 - 54, 2006/01
被引用回数：2 パーセンタイル：6.76(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60における定常運転のための粒子挙動に関する最近の研究成果(特に、第一壁の水素蓄積の飽和,炭素材ダイバータ板の損耗/堆積と水素保持、及びそれらに関連したSOL及びダイバータ・プラズマ中の粒子挙動に関する研究成果)をまとめて発表する。JT-60では、長時間放電を繰り返すことにより、ELMy Hモード・プラズマの後半で第一壁の水素蓄積が真空容器内全体として飽和する現象が観測された。炭素材ダイバータ・タイルについては、外側ダイバータではおもに損耗が、内側ダイバータではおもに堆積が観測された。炭素堆積層中の水素同位体保持率(H+D)/Cは0.032であった。低磁場側の水平面では内側ダイバータ方向のSOLプラズマ流が、プライベート領域では外側ダイバータから内側ダイバータに向かうドリフト流が観測された。炭素材の損耗/堆積の内外ダイバータの非対称性は、これらの流れが原因であることが考えられる。第一壁に到達した水素のほとんどは水素分子として再放出されると考えられているが、その水素分子挙動を直接診断するために、水素分子線の発光分布を測定し、中性粒子輸送コードを用いて解析した。
Chankin, A. V.
Physics of Plasmas, 11(4), p.1484 - 1492, 2004/04
被引用回数：14 パーセンタイル：41.78(Physics, Fluids & Plasmas)実験的に観測されているMARFEの安定なポロイダル局在位置について考察した。MARFEはSOLに存在する新古典理論から予測される径電場による
流によりその安定存在位置が決まる。つまり、磁場勾配によるイオンのドルフと方向がX点に向かうときにはMAEFEはX点近くに局在するが、磁場の方向を反転すると流が変化し、X点と反対方向の安定点にシフトする。
朝倉 伸幸
プラズマ・核融合学会誌, 80(3), p.190 - 200, 2004/03
現在のトカマク装置の異なるダイバータ形状や粒子排気方式で、共通に理解されてきたダイバータとスクレイプオフ層におけるプラズマ物理現象について説明する。ダイバータ板の上流部での分布を詳細に測定できる計測器の開発、及びシミュレーションコードの改良によって、ダイバータとスクレイプオフ層の物理研究は最近著しく進展した。この中で4つのトピックス:(1)ダイバータ板上流における熱・粒子輸送,(2)バースト的にダイバータへ輸送される熱流及び粒子流,(3)スクレイプオフ層でのプラズマ流,(4)スクレイプオフ層でのプラズマ拡散、に関する最新の研究成果と今後の物理研究課題について解説する。
西原 哲夫; 清水 明; 稲垣 嘉之; 谷平 正典*
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.517 - 524, 2003/12
地球温暖化対策として燃料電池の導入が期待されており、今後、大量かつ安定に水素を供給するシステムが必要となる。原研では試験研究用の高温ガス炉HTTRを用いた水素製造システムの検討を進めている。本報告では、まず、HTTR水素製造システムの技術課題について検討を行った。そして、HTTR水素製造システムの主系統構成、並びに、本システム特有の機器である水蒸気改質器及び高温隔離弁の構造を示した。そして、定格運転時のヒート・マスバランスを設定し、起動運転時のプラント動特性解析をもとに運転制御特性について検討した結果を示した。
滝塚 知典; 細川 哲也*; 清水 勝宏
Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.1331 - 1334, 2003/03
被引用回数：15 パーセンタイル：68.05(Materials Science, Multidisciplinary)トカマク核融合研究において粒子と熱の制御が最重要課題の一つである。ヘリウム灰排気と不純物のダイバータ領域内保留はダイバータ板に向かうプラズマ流で決まる。板上の局所的熱負荷は流れのパターンに依存する。したがって、SOLとダイバータプラズマの流れの適切な制御によって粒子と熱の制御ができる。この論文では、PARASOLコードを用いた2次元粒子シミュレーションにより流れの制御を研究した。トカマクのダイバータ配位に似たセパラトリクスのある磁場配位を与えている。主プラズマ中に熱粒子源がある。ダイバータ板近傍にリサイクリング冷粒子源がある。SOLプラズマ中に流れ制御のためにガスパフ粒子源をおく。板上の静電ポテンシャルを変えてダバータバイアシングが可能である。ガスパフとバイアスの流れへの影響を調べた。シミュレーション結果から制御性を評価した。
栗原 良一
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.209 - 216, 2002/11
被引用回数：4 パーセンタイル：28.64(Nuclear Science & Technology)高い核融合出力を達成するために、ダイバータは10MW/m
以上の高熱流束に耐えなければならない。20MW/m以下の熱流束であれば、タングステンを構造材とした固体壁ダイバータでも除熱可能である。しかし、固体壁ダイバータでは、熱応力のような厳しい機械力学的状態の観点から、20MW/mを超える高熱流束を除去するのは極めて困難である。そのため、固体壁上を流れる液膜により熱を除去する液体ダイバータ概念がオプションとして検討されている。本論文は、液体材料としてFLiBe溶融塩を採用した場合に、高熱流束を受ける自由表面液体の熱流動解析について記述した。有限要素法解析コードADINA-Fにより、45度傾けたSiC/SiC複合材第一壁上をFLiBeが厚さ10mm,初速度0.5m/s,初期温度600
で流入するとして計算した。流体の上部表面には、熱流束として25~100MW/mを与えた。液膜内に水車などを設置して二次流れを生じさせることにより伝熱の向上可能性を評価するため、二次流れの効果を等価熱伝導率10kW/mKで模擬した。解析結果から、二次流れを生じさせることにより3~4倍伝熱特性が改善し、100MW/mの熱流束も除熱可能であることがわかった。さらに、液体ダイバータとして固液混相流を使用することで固相の融解熱を利用した熱除去可能性を検討した。
片岡 勲*; 松浦 敬三*; 吉田 憲司*
JAERI-Tech 2002-015, 83 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-015.pdf:3.62MB
シビアアクシデントの伝熱流動現象の素過程としての微細液滴流の挙動を明らかにするため、液滴流,環状噴霧流についての現象のモデル化並びに数値シミュレーション手法の確立を行うとともに環状噴霧流の乱流構造についての実験的な研究を行った。液滴挙動のシミュレーションについては、まず、乱流中での液滴挙動計算手法として従来から広く用いられているEddy interaction modelに近年Grahamらが提案している渦寿命及び渦大きさに関する確率モデル及びほかの改良モデルを取り入れることより精度の高い液滴挙動解析コードを開発した。また、従来、おもに噴霧流においてのみ行われてきた液滴挙動解析を環状噴霧流も扱うことができるように、流体解析における境界条件として攪乱波を考慮した液膜の取扱、液膜からの液滴発生と乱流拡散による液膜への液滴伝達、さらに液滴の発生と伝達を考慮した液膜流量計算を同時に評価する手法を開発した。さらに液滴挙動解析のシミュレーションプログラムを複雑な幾何学的体系,初期条件,境界条件に適用し解析を行い、実際の原子炉のシビアアクシデント時解析に適用可能であることを示した。環状流,環状噴霧流における液膜流量,液膜厚さが、気相の平均速度分布,乱流速度分布に及ぼす影響についての実験的研究を行った。環状流における乱流速度分布については、気相単相流にくらべ管断面全域で大きな値を示し、液膜の存在により気相乱流は大きく増加することが明らかとなった。また気相乱流の増加の度合いは液相流量に対する気相流量の割合が多くなるに従い増加した。
朝倉 伸幸; 櫻井 真治; 嶋田 道也; 小出 芳彦; 細金 延幸; 伊丹 潔
Physical Review Letters, 84(14), p.3093 - 3096, 2000/04
被引用回数：68 パーセンタイル：87.95(Physics, Multidisciplinary)ダイバータ・トカマクJT-60Uにおいて、プラズマ分布と磁力線方向のプラズマ流をスクレイプ・オフ層(SOL)の2か所(赤道面、X点付近)において、可動静電プローブ(マッハ・プローブ)で計測した。プラズマ密度とプラズマ電流/トロイダル磁場の方向を変えた実験を行った結果、トロイダル磁場が順方向(イオン磁場勾配ドリフトがダイバータ方向)の場合のみ、主プラズマ周辺部でプラズマ流が逆流する現象を観測した。実験データ解析の結果、これまで考えられていたプラズマ流モデルと異なり、プラズマ・ドリフトにより発生する磁気面上での圧力差を均等化するために、磁力線方向に逆流が発生する(Pfirsh-Schluter flow)モデルで説明できることを初めて示した。このイオン・ドリフトによるSOL流への効果は、これまでシミュレーション等に取り入れられておらず、SOL/ダイバータ領域における粒子輸送解析やダイバータ設計の最適化に重要であることを指摘した。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Proceedings Modeling of Casting & Solidification Processes 4, 1999, p.437 - 445, 1999/09
原子炉の解体により発生するレベルの低い放射性廃棄物の再利用を目的に、鋼板製の型枠に放射性金属の溶湯を流し込み、鉄球により除熱を行うことで廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した鉄球-金型複合鋳造法にかかわる試験、及び鋳造した容器内に放射能レベルの高い廃棄物を置き、溶湯で固定化して廃棄体とすることを想定した多重鋳造廃棄体の鋳造試験を行っている。これらの試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や容器の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJSCASTにより凝固解析を、非線形構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、これまでに実施した鋳造試験の概要及びその結果と凝固・変形解析結果との対比について述べたものである。
丸山 結; 柴崎 博晶*; 五十嵐 実*; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純; 橋本 和一郎*; 中村 尚彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.433 - 442, 1999/05
被引用回数：9 パーセンタイル：57.31(Nuclear Science & Technology)原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、軽水炉のシビアアクシデント時における原子炉冷却系配管内壁へのエアロゾル沈着挙動を明らかにするためにエアロゾル沈着試験を実施した。本試験では、水平直管から成る長さ2m及び内径約0.1mの試験部にヨウ化セシウムエアロゾルを導入した。高温の過熱蒸気雰囲気下においてもヨウ化セシウムの著しい分解は観測されなかった。本試験及びWINDFLOWコードを用いた熱流動解析の比較から、ヨウ化セシウムの空間沈着分布が自然対流に起因する二次流れの形成に強く影響されることが明らかとなった。主要沈着メカニズムは、エアロゾル搬送気体、試験部内壁の温度及び両温度の差に依存するヨウ化セシウム蒸気の凝縮及びエアロゾルの熱泳動であると評価した。
東島 智; 久保 博孝; 杉江 達夫; 清水 勝宏; 逆井 章; 朝倉 伸幸; 櫻井 真治; 細金 延幸; 木島 滋; 玉井 広史; et al.
Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1078 - 1083, 1999/00
被引用回数：7 パーセンタイル：49.12(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60Uでは、ダイバータを「開型」から「ドーム付傾斜ターゲット方式のW型」へと改造した。この改造で特徴的な構造物の一つであるダイバータドームの目的は、プライベート領域から化学スパッタリングで発生した炭化水素(メタン等)がX点付近に容易に到達するのを妨げ、不純物の主プラズマへ混入を抑制することである。改造後の実験において、この目的のとおり、X点付近の炭化水素が減少しているとの初期的な結果を得ており、現在計算コードを使用して詳細な解析を行っている。また改造後には、内側プライベート領域からのダイバータ排気が可能となった。主プラズマからのガスパフとダイバータ排気を同時に行う(パフ&排気)と、周辺プラズマ(SOL)にイオン流が生じ、ダイバータ部で発生した不純物の遮蔽が可能であろうと推測される。初期的な実験結果では、上記の効果が示唆された。しかし、すべての実験データでこの効果が見られる訳ではなく、現在再検討中である。今回の発表では、炭素不純物に関してダイバータ改造前後を比較しながら、ダイバータドームによる炭化水素抑制の効果、パフ&排気による炭素不純物遮蔽の効果について講演する。
峯尾 英章; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 木原 武弘; 中野 雄次*; 亀井 一成; 木村 茂; 高橋 昭*; 八木 知則; et al.
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
PUREXプロセスの簡素化による経済性の向上及び廃棄物発生量の低減、ならびにテクネチウム-99、ヨウ素-129、ネプツニウム-237のような長寿命放射性核種の分離、閉じ込め機能による放射性廃棄物の長期毒性の低減を可能にする高度化再処理プロセスPARCの開発を行っている。ヨウ素-129の処理を含めたPARCフローシートの使用済燃料を用いた試験を開始した。その結果、銀添着シリカゲルは、ヨウ素-129を効果的に吸着することがわかった。また、ブチルアルデヒドを用いた抽出試験では、この試薬がウラン、プルトニウム共存下におけるネプツニウム(VI)の還元剤として有効に働くことがわかった。テクネチウムは高い濃度の硝酸によって分離されることがわかった。
内海 隆行*; 藤井 貞夫*
Therm. Sci. Eng., 7(1), p.21 - 30, 1999/00
X線レーザー発振方式の一つである電子衝突励起型X線レーザーでは、常温の固体ターゲットをレーザー照射して高温・高密度プラズマを生成する過程を含んでいる。このレーザー照射生成プラズマの熱力学特性は、X線レーザーの利得と重要な関係があり、シミュレーション等により正確に推定することが要求されている。超高出力超短レーザー光による物質の溶融・蒸発シミュレーションを行うために多相・多成分の流体が存在する系に適用可能なコードを開発してきた。本論文では、C-CUP法を一般化した本コードの数値解析法の定式化について述べるとともに、このコードによる多相流解析の基本検証問題、及び固体ターゲットへのレーザー照射の解析結果について記述する。
木村 英雄; 松鶴 秀夫; 高野 秀機; 室村 忠純
JAERI-Research 97-049, 25 Pages, 1997/07
JAERI-Research-97-049.pdf:1.42MB
使用済岩石型プルトニウム燃料は、一般軽水炉の使用済燃料や再処理を伴う高レベル放射性廃棄物と同様に、地層処分されるものと考えられる。ここでは、環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。
