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論文

Epistemic Uncertainty Quantification of Floor Responses for a Nuclear Reactor Building

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

2011年福島原子力発電所事故の後、原子力施設では設計を超える地震動への対策が求められている。確率論的地震リスク評価(SPRA)における不確実さは、低減できない偶然的不確実さと知識や情報収集によって低減可能な認識論的不確実さに分類される。SPRAの信頼度向上のために、知識不足による認識論的不確実さを低減することが必要である。本研究では、認識論的不確実さに関連し、モデル化手法による地震応答の違いに着目する。従来の質点系モデルと3次元有限要素モデルの2種類のモデルを用いて、偶然的不確実さを考慮した多様な入力地震動を用いた地震応答解析を実施する。各モデルで得られた原子炉建屋の床応答の違いについて定量的評価を行う。最後に、SPRAのフラジリティ評価において不確実さ評価結果をどのように活用するかについて議論する。

論文

Uncertainty evaluation of seismic response of a nuclear facility using simulated input ground motions

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 12th International Conference on Structural Safety & Reliability (ICOSSAR 2017) (USB Flash Drive), p.2206 - 2213, 2017/08

本稿では、モデル化手法の違いが原子力施設の地震応答解析結果のばらつきに与える影響を明らかにするため、多様な模擬入力地震動を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、建屋せん断壁の最大加速度応答に着目し、モデル化手法による応答結果への影響、応答のばらつき要因について分析を行い、得られた知見について報告する。

論文

Impacts of friction stir processing on irradiation effects in vacuum-plasma-spray coated tungsten

小沢 和巳; 谷川 博康; 森貞 好昭*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2054 - 2057, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼(F82H)は先進核融合炉の構造材料候補である。第一壁ならびにダイバータではプラズマスパッタ抑制のため、タングステン被膜が必須とされている。F82H鋼に、真空プラズマ溶射法でタングステン(W)を皮膜し、その後摩擦攪拌処理(FSP)にて強化した試料に対しイオン照射実験を実施し、WとF82Hの各要素のイオン照射後の硬さと微細組織に及ぼす細粒化の影響を調べた。これまでの結果からは、800$$^{circ}$$C、5.4dpaでイオン照射したFSP-W皮膜の顕著な照射硬化は認められていない。

論文

核融合炉用に開発されたプラズマ溶射アルミナ電気絶縁膜の繰返し衝撃試験

金成 守康; 阿部 哲也; 古作 泰雄; 丹澤 貞光; 廣木 成治

日本原子力学会誌, 43(12), p.1228 - 1234, 2001/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

プラズマ溶射法によってステンレス鋼基材表面に析出させたアルミナ電気絶縁膜の繰り返し衝撃力に対する電気絶縁破壊耐久特性を実験的に調べた。衝撃試験は、アルミナ膜同士及びアルミナ膜とステンレス鋼基材の2種類の組み合わせについて行い、それぞれの組み合わせに対して、平均衝撃圧力,640,1,130及び2,550MPaを印加した。衝撃試験中に行った耐電圧測定から、アルミナ膜同士の衝突における衝撃耐久性は平均衝撃圧力640MPaで76,000サイクルを示し、平均衝撃圧力の増加とともに減少した。他方、アルミナ膜とステンレス鋼基材の衝突におけるアルミナ膜の衝撃耐久性は、アルミナ膜同士の場合と比較して約2.7倍に改善された。衝撃試験後のSEM観察から、アルミナ膜の厚さは、衝撃サイクル数が増加するにしたがって逆比例関係で減少し、バルク材に見られるような脆性破壊はなかった。

報告書

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPS Version 2.1 使用説明書

大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収

JNC-TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01

JNC-TN9520-2000-001.pdf:5.13MB

高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。

報告書

プラズマ溶射によって形成されたアルミナ電気絶縁コーティング膜の繰り返し衝撃荷重に対する耐久性

金成 守康*; 阿部 哲也; 榎枝 幹男; 豊田 真彦*; 馬越 俊光*; 清水 克祐*; 森 順二*; 高津 英幸

JAERI-Research 98-029, 23 Pages, 1998/06

JAERI-Research-98-029.pdf:2.51MB

プラズマ溶射によってステンレス鋼基材上にNi-Cr中間層を介し形成されたアルミナ電気絶縁コーティング膜(アルミナ膜)の繰り返し衝撃荷重(638MPa)に対する電気絶縁耐久性(耐電圧1kV)を、アルミナ平端面の接触を伴う落錘試験を用いて評価した。繰り返し衝撃荷重に対するアルミナ膜の電気絶縁耐久性は、70,000回以上だった。絶縁破壊に至るまでのアルミナ膜の経時変化を調べるために、所定の回数だけ落錘試験を行った試料について、アルミナ膜表面及び断面のSEM観察を行った。その結果、アルミナ膜厚は、落錘試験開始時228$$mu$$mであったが、衝撃回数に比例して直線的に減少し、その速度は2.43nm/回だった。絶縁破壊時のアルミナ膜厚は落錘試験開始時の約21%であり(約50$$mu$$m)、その断面はアルミナ膜とNi-Cr中間層との混在相を示していた。

報告書

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPSの開発と検証

石川 浩康; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 大野 修司; 三宅 収; 前田 清彦

PNC-TN9410 97-030, 93 Pages, 1997/04

PNC-TN9410-97-030.pdf:2.2MB

高速炉の安全評価におけるナトリウム漏えい燃焼の解析において、スプレイ燃焼とプール燃焼をお互いの影響を考慮しながら同時に取り扱うことが可能なようにするため、スプレイ燃焼解析コードSPRAY-IIIMとプール燃焼解析コードSOFIRE-MIIを結合させた新たなナトリウム燃焼解析コードASSCOPS(Analysis ofSimultaneous Sodium Combustions in Pool and Spray)を開発した。開発したASSCOPSコードの妥当性を検証するため、内容積21m$$<$$SUP$$>$$3$$<$$/SUP$$>$$の試験容器を用いて実施したナトリウムスプレー燃焼の実験結果を解析し、以下の結論を得た。(1)窒素雰囲気においては、SPRAY-IIIMコードでガスから壁への熱移行量が過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当評価をする (2)空気雰囲気においても、SPRAY-IIIMコードで全般的に過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当な評価をする (3)ガスと壁との間の輻射伝熱とプール燃焼を考慮しない「もんじゅ」パラメータを用いた場合には、窒素雰囲気および空気雰囲気ともにガス圧力・ガス温度に関して保守的な評価をする これらの結論から、SPRAY-IIIMコードを用いた従来の解析における課題を解決できたことを確認した。

論文

Experimental and analytical study on cesium iodide behavior in piping in WAVE experiment

日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 吉野 丈人*; 杉本 純

PSI Report Nr. 97-02, p.531 - 544, 1996/06

シビアアクシデント時の原子炉冷却系内におけるCsIの沈着挙動を調べるために、小規模配管を用いたWAVE実験を実施し、結果を3次元熱流動解析コードSPRAC及びFPエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。実験では、PWRホットレグ入口を模擬した配管内でCsIエアロゾルを発生させ、キャリアガスとして窒素と水蒸気を注入した。その結果、キャリアガスの種類によってエアロゾルの粒径が異なり、その結果沈着分布に差が生じた。窒素雰囲気下のCsIエアロゾルの挙動は、主要な沈着機構がガスの温度勾配に依存する熱泳動でることから、熱流動とエアロゾル挙動解析を密接に結合させることによりARTは実験結果を適切に再現した。一方、水蒸気雰囲気下のCsIエアロゾル挙動を模擬するためには、既存の解析モデルの予測よりも大きなエアロゾル粒径を仮定する必要があった。水蒸気雰囲気下のエアロゾル成長機構を解明する必要がある。

論文

Experimental analysis of aerosol behaviors in primary piping with ART code during severe accident

日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 佐藤 治志; 吉野 丈人*; 杉本 純

Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, 0, p.577 - 587, 1996/00

シビアアクシデント時の原子炉冷却系内におけるCsIの沈着挙動を調べるために、小規模配管を用いたWAVE実験を実施し、結果を3次元熱流動解析コードSPRAC及びFPエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。実験では、配管内沈着量分布に強い非等方性が見られた。ARTによる解析では、配管軸方向に加えて配管断面を5つに細分割し、SPRACで計算された詳細な熱流動条件をそれらに与えることにより実験結果を適切に再現した。CsIの主な沈着機構は熱泳動または凝縮であることから、配管内のCsIの挙動を精度良く予測するためには、配管内の平均的な熱流動条件を用いる従来の手法では不十分で、配管断面内の3次元的な熱流動条件も考慮する必要があることを明らかにした。また、局所的なFPが沈着すると崩壊熱により再蒸発量が増大することから、ソースターム計算においても配管内の詳細な熱流動を考慮する必要性を指摘した。

論文

Experimental and analytical study on the behavior of cesium iodide aerosol/vapor deposition onto inner surface of pipe wall under severe accident conditions

日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 佐藤 治志; 吉野 丈人*; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.1047 - 1053, 1995/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:25.61(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント条件下の原子炉冷却系内におけるCsIエアロゾル/蒸気の移行及び沈着挙動を調べるために、小規模配管を用いたWAVE実験を実施し、結果を3次元熱水力解析コードSPRAC及びFPIエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。実験では、配管上流部において床に、配管下流部において床よりも天井により多くのCsIが沈着する傾向が見られた。ARTコードによる解析では、配管軸方向に加えて配管断面を4つの扇形に細分割し、SPRACコードによって得られた詳細な熱水力計算結果をそれらに与えることによって実験結果を適切に再現した。CsIの主な沈着機構は熱泳動または凝縮であることから、配管内のCsIの挙動を精度良く予測するためには、従来行われてきた配管内のガス平均温度及び流速を用いてFP沈着を計算する手法だけでは不十分で、配管断面内の詳細な熱水力条件も考慮する必要があることが明らかになった。

論文

Plasma spray painting for metal oxide high T$$_{c}$$ superconductors

峰原 英介; 永井 良治*; 竹内 学*

Proc. Surface Engineering Int. Conf., p.249 - 254, 1988/00

高温超伝導体の薄膜作製技術の開発の為6種類の薄膜作製技術の評価を実際に薄膜を作製して行い、YBaCuO系、CaSrCuO系、BiSrCaCuO系の3種類の高温超電導体を再現性良く、任意の形状の母材に高結合強度で付ける方法としてプラズマ溶射法を開発した。この方法を用いて、この3種類の材料で数十から五百ミクロンの膜を均一に作る事ができる。YBaCuO系で母材表面に付けた状態で95-85k程度のTcが得られている。

報告書

放射線照射したゴム材料の沸騰スプレイ液中における膨潤挙動

八木 敏明; 日馬 康雄; 伊藤 政幸; 岡田 漱平; 吉川 正人; 吉田 健三

JAERI-M 83-072, 35 Pages, 1983/05

JAERI-M-83-072.pdf:0.88MB

ゴム材料を、LOCA模擬環境に暴すと著しく吸水膨潤し、それが原因となって機械的性質、電気的性質が低下することがある。この現象には、放射線、熱、スプレイ液組成、ゴムの種類、配合など、種々の因子が関係している。本報は、組成、配合の判った各種のゴム材料を沸騰しているスプレイ液(水または薬液)に浸潰した際の、吸水膨潤率を測定し、あらかじめゴム材料に与えて置いた放射線劣化および熱劣化との関係を明らかにしたものである。試験した8種類のゴム材料は、放射線量が増すと、顕著な膨潤を示すようになる。また、薬液中にくらべ、沸騰水中の膨潤は約2倍大きい。ネオプレンとハイパロンのあるものは、膨潤率が最大になる線量が存在し、それ以上照射すると逆に膨潤率が減少する。真空中で照射した試料の膨潤は著しく低くなり、酸化劣化反応が膨潤現象に密接に関連していることをうかがわせている。

論文

Heat removal tests for PWR containment spray by large scale facility

元木 保男; 成冨 満夫; 田中 貢; 西尾 軍治; 橋本 和一郎; 木谷 進

Nuclear Technology, 63, p.316 - 329, 1983/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

PWR格納容器スプレイの格納容器熱除去・減圧効果を明らかにするため、JAERIモデル格納容器にPWR用スプレイノズルを用いた、格納容器スプレイ熱除去試験を実施した。この試験結果から、スプレイ水滴の熱吸収率に関しては、隣接ノズルからスプレイされる水滴の相互干渉作用による影響は小さいことが判った。また、水滴周囲条件(水蒸気と空気の存在比)と熱吸収率との関係を水滴落下距離をパラメータとして整理した。スプレイの格納容器全体の熱除去効率である総括スプレイ熱吸収率に関しては、スプレイ流量とノズル取付け高さの熱吸収率に及ぼす影響を格納容器内の気相条件(水蒸気と空気の存在比)で整理した。また、減圧効果に影響する格納容器内壁熱伝達係数については、壁面流下スプレイ流量をパラメータとして熱伝達係数と気相部条件との関係を示した。これ等の試験データを計算コードCONTEMPT-LT/022の計算と比較して、試験結果が計算コードの使用上に有効な知見である事も確認した。

報告書

耐熱合金と炭化ホウ素との両立性,2

馬場 信一; 長松谷 孝昭; 村岡 進; 青山 功; 伊藤 尚徳

JAERI-M 82-196, 29 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-196.pdf:2.41MB

多目的高温ガス実験炉の制御棒は、被覆管材にハステロイ-XR、中性子吸収体には30wt%ホウ素組成の炭化ホウ素と黒鉛の混合粉末焼結体を使用する予定である。本報はこれらの材料の高温下両立性試験の第二報で、(1)第一報と同一条件で、ハステロイ-X及びこれを改良したハステロイ-XRと混合粉末焼結体との両立性の比較、(2)長時間加熱試験及び(3)反応障壁効果確性試験について報告する。得られた結果を要約すると次のとおりである。(1)ハステロイ-XRはハステロイ-Xと同様な挙動を示し、有意な差は観察されなかった。(2)750$$^{circ}$$C-3000時間の条件でハステロイ-X表面からの浸食深さは74$$mu$$mで、850$$^{circ}$$C-2000時間では156$$mu$$mであった。(3)ハステロイ-Xの表面に反応障壁としてアルミナまたはジルコニアの粉末をプラズマ溶射した試料と混合粉末焼結体との両立性は、1000$$^{circ}$$C-20時間$$times$$5サイクルおよび1000$$^{circ}$$C-100時間の試験条件でいずれも合金自身の反応は全く観察されなかったが、被覆層の剥離あるいはクラックなどの損傷が見られたものもある。

報告書

RELAP 4/MOD 6/U 4/J 3: A JAERI improved version of RELAP 4/MOD 6 for transient thermal-hydraulic analysis of LWR including effects of BWR core spray

吉田 一雄; 田辺 文也; 松本 潔; 下桶 敬則

JAERI-M 9394, 65 Pages, 1981/03

JAERI-M-9394.pdf:1.86MB

RELAP4/MOD6/U4/J3コードは、RELAP4/MOD6/UPdate4コードの原研改良版のうちで、最も新しい改良版である。この改良版に含まれている主要な改良、修正は、軽水炉の小破断LOCA解析および、沸騰水型炉のLOCA解析において炉心スプレー系作動中の熱水力解析のために行なわれたものである。たとえば、沸騰水型炉のLOCA解析のためにCCFL計算モデルあるいは、スプレー熱伝達モデルが、組み込まれている。このモデルを使うことにより沸騰水型原子炉のLOCA解析の一貫計算か可能になった。また、トリップ・リセット機能の追加により、異状過渡変化の解析が容易になった。本報告書には、改良・修正の説明、新しいモデルの説明変更・追加になった入力データの説明、およびサンプル問題の入力と結果の説明が含まれている。

論文

Spray cooling test; A separate effect test with ROSA-III,a BWR-LOCA simulation facility

傍島 真

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(8), p.629 - 639, 1981/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.17(Nuclear Science & Technology)

冷却材喪失事故の実験現象をよりよく理解し、解析コードの改良に必要な知識を得るために、ROSA-III試験装置の圧力容器を用いて、BWRのスプレー冷却に関する個別効果実験を定常状態の比較的高圧条件で実施した。その結果、種々のスプレー条件に対するエントレインメント率または溢水率が得られた。また上部タイプレートにおける対向流抑制(CCFL)について得たデータを既存の関係式と比較した。対向流抑制が発生すると炉心冷却は著しく劣化すること、落下流による燃料棒冷却は全く不規則で不安定なものであることが実証された。下部からの冠水による炉心冷却についても調べた。

報告書

ROSA-IIIによるスプレー冷却実験データ報告,2

傍島 真; 村田 秀男; 斯波 正誼

JAERI-M 9080, 77 Pages, 1980/09

JAERI-M-9080.pdf:2.27MB

BWRのLOCA試験装置であるROSA-IIIの炉心1チャネルを用いて、スプレー冷却の個別効果実験を行った。本報は、そのうち発熱実験で炉心再冠水を行わせた実験についての報告である。実験の結果、次のことが明らかにされた。(1)実施した条件下でのスプレー水の蒸発蒸気流のみでは、上部タイプレートのCCFLは生じなかった。(2)落下流による炉心冷却は不規則・不安定なものであって、これに冷却を頬る考え方は取れないが、炉心水位のスウェルによる冠水が行われた場合は、十分な冷却が得られた。(3)スプレー水温が高いと凝縮が少なく、キャリーオーバーが多くなった。

報告書

ROSA-IIIによるスプレー冷却実験データ報告,1

傍島 真; 村田 秀男; 斯波 正誼

JAERI-M 8760, 195 Pages, 1980/03

JAERI-M-8760.pdf:5.12MB

BWRのLOCA試験装置であるROSA-IIIの炉心1チャネルを用いて、スプレー冷却の個別効果実験を行った。本報は、そのうち発熱実験についての報告である。その結果次のことが明らかにされた。(1)スプレーによる炉心上部からの冷却は、落下水自身の蒸発によるCCFLを容易に生じさせ、悪化しやすい。(2)落下流による冷却は不規則・不安定なものてあって、これに冷却を頼る考え方は取れない。(3)多孔板にかけるCCFLは単管よりも生じにくい。この定量的解明が再冠水速度を評価する上て望まれる。なお、ROSA-IIIの設計忙関する提言を行っている。

論文

放射性固体廃棄物の焼却処理装置におけるトリチウム水の挙動

加藤 清; 内藤 和夫

Radioisotopes, 29(10), p.484 - 489, 1980/00

日本原子力研究所東海研究所における放射性廃棄物の焼却処理装置は、1966年に設置され、所内外から発生する可燃性固体廃棄物を焼却処理してきた。この焼却炉の排ガス系は、スプレースクラバ、電気集じん器、布フィルタおよびHEPAフィルタの除じん装置からなる。 この装置を用いてトリチウム水で汚染させた可燃性廃棄物の焼却試験を行い、除じん系におけるトリチウム水の挙動を調べた。 この試験結果によると、焼却した廃棄物中のトリチウム水は、主にスプレースクラバで85%が捕集され、その他の除じん装置では凝縮水として6%が捕集された。さらに残りの9%のトリチウム水はスタックから放出されることがわかった。

口頭

熱化学水素製造ISプロセスのためのプラズマ溶射レーザー処理を用いたハイブリッド材料の開発

岩月 仁; 井岡 郁夫; 栗木 良郎*; 久保 真治; 稲垣 嘉之

no journal, , 

熱化学法ISプロセスは、原料となる水とヨウ素や硫黄の複数の化学反応を組み合わせることによって、外部に有害物質を排出せずに、1000度以下の熱で水素と酸素を製造することができる水素製造法である。本プロセスで用いる機器は厳しい腐食環境に曝されるが、最も過酷なのは、硫酸を蒸発分解する過程である。本環境における材料の耐食性を向上させるため、耐食性を有する材料と加工性・強度に優れた構造材料を複合化したハイブリッド材料の開発を行っている。本材は、母材とする汎用耐食金属の表面に、プラズマ溶射レーザー処理を用いて、硫酸環境において優れた耐食性を示すシリコン(Si)を皮膜として形成させたものである。試作した試験片を用い、硫酸濃度が47wt%, 95wt%の沸騰硫酸環境における腐食試験を実施した。47wt%硫酸沸騰環境の試験結果では、時間経過と共に腐食速度の減少が認められた。これは、Si層皮膜が硫酸に酸化され、耐食性が向上したものと思われる。95wt%硫酸沸騰環境の試験結果では、腐食速度が0.1mm/y未満と良好な耐食性が認められた。

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