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The OECD/NEA Working Group on the Analysis and Management of Accidents (WGAMA); Advances in codes and analyses to support safety demonstration of nuclear technology innovations

中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.


Scaling-up capabilities of TRACE integral reactor nodalization against natural circulation phenomena in small modular reactors

Mascari, F.*; Bersano, A.*; Woods, B. G.*; Reyes, J. N.*; Welter, K.*; 中村 秀夫; D'Auria, F.*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

Safety analyses have a key role for designing the mitigation strategies and for a safety review process, which are carried-out with best-estimate thermal-hydraulic system codes. Small Modular Reactors (SMRs) adopting passive mitigation strategies under development are characterized by some common features with the current reactors and by other features typical of their designs. While many of Natural Circulation (NC) have been studied, further analyses are necessary to confirm the code capability against experimental data representative of SMR phenomenology. Though different scaling methods have been developed, distortions are unavoidable in the experimental facility design. Then, scaled-down facilities are limited in scaling-up capabilities, which may affect the capability of the code to predict full-scale behavior. Therefore, in a V&V process, uncertainty related to the code scaling-up capability is still an open issue. Since the OSU-MASLWR is scaled in volume and height, this paper aims to assess the scaling-up capability of the OSU-MASLWR Reactor Pressure Vessel nodalization against NC phenomenology typical of SMR, having the OSU-MASLWR-002 single phase NC data as a base. This may give some first insights about the TRACE scaling-up capability against single-phase NC in integral type configuration.


A Scaling approach for retention properties of crystalline rock; Case study of the in-situ long-term sorption and diffusion experiment (LTDE-SD) at the $"A$sp$"o$ Hard Rock Laboratory in Sweden

舘 幸男; 伊藤 剛志*; Gylling, B.*

Water Resources Research, 57(11), 20 Pages, 2021/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:20.09(Environmental Sciences)

本論文では、エスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)のデータセットを用いて、収着及び拡散パラメータを実験室から原位置条件へと条件変換する手法を構築した。亀裂表面と岩石マトリクスの表面近傍の不均質性は、表面近傍での高い間隙率,拡散及び収着特性と、その段階的な変化を仮定した概念モデルによって評価された。非収着性のCl-36と低収着性のNa-22のモデル化結果によって、表面近傍の5mmの擾乱領域における間隙率と拡散係数の変化を考慮した概念モデルの妥当性が確認された。また、これらの陽イオンと陰イオンの拡散係数は、典型的な陽イオン加速と陰イオン排除の傾向を示した。一方で、収着メカニズムの異なる高収着性トレーサー(Cs-137, Ra-226, Ni-63, Np-237)のモデル化結果から、粒径サイズと収着分配係数との相関関係と、その表面近傍の擾乱との関係から条件変換する手法の有効性が確認された。


Isotope and plasma size scaling in ion temperature gradient driven turbulence

井戸村 泰宏

Physics of Plasmas, 26(12), p.120703_1 - 120703_5, 2019/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.01(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文では大域的full-fジャイロ運動論シミュレーションを用いてイオン温度勾配駆動(ITG)乱流が支配的な水素(H)および重水素(D)のLモードプラズマにおける水素同位体と規格化ジャイロ半径$$rho^*$$の影響を示す。断熱応答電子を用いたイオン加熱数値実験では、エネルギー閉じ込め時間はBohm的な$$rho^*$$スケーリングで決まり、水素同位体質量依存性は見られない。運動論的電子を用いた電子加熱数値実験は電子からイオンへの衝突性エネルギー移行に対する同位体効果に起因する明確な同位体質量依存性を示し、約1.4倍の加熱パワー比でH, Dプラズマは同様のイオン,電子温度分布を示す。H, Dプラズマの規格化無衝突イオンジャイロ運動論方程式は$$rho^*$$が同じ場合に等価となり、ITG乱流に対する衝突効果も弱い。このため、水素同位体質量依存性は主に$$rho^*$$スケーリングと加熱源によって決まる。


Cross-section-induced uncertainty evaluation of MA sample irradiation test calculations with consideration of dosimeter data

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*

Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)



Considerations on phenomena scaling for BEPU

中村 秀夫

Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/00



Contributions of OECD ROSA & ROSA-2 Projects for thermal-hydraulic code validation

中村 秀夫

Proceedings of Seminar on the Transfer of Competence, Knowledge and Experience gained through CSNI Activities in the Field of Thermal-Hydraulics (THICKET 2016) (CD-ROM), 29 Pages, 2016/06



Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.


Origin of the various beta dependences of ELMy H-mode confinement properties

滝塚 知典; 浦野 創; 竹永 秀信; 大山 直幸

Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(6), p.799 - 806, 2006/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:47.21(Physics, Fluids & Plasmas)

ELMy Hモード閉じ込めのベータ依存性について、これまで長期間調べられてきたが未だ普遍的結論は得られていない。IPB98(y,2)比例則はベータによる強い劣化を示している。一方DIII-DとJETの実験ではベータ劣化が存在しなかった。最近のJT-60Uは強いベータ劣化が実際に存在することを示した。この論文では、JT-60UのELMy Hモード閉じ込めデータベースを解析し、閉じ込め時間が加熱パワーにより強く劣化することを確認した。この劣化はベータ劣化に相当するものであり、上記の実験結果に矛盾しない。ITPA Hモード閉じ込めデータベースの詳細な解析も行った。閉じ込め時間のベータ依存性が、例えば形状パラメータのような、外部設定パラーメータによりどのように変わるかについて調べた。


Cross sections of charge transfer by slow doubly-charged carbon ions from various carbon containing molecules

日下部 俊男*; 塩田 健司*; 久保 博孝; 白井 稔三*

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.237 - 239, 2006/00

核融合プラズマ装置においてプラズマ対向面として炭素材料を用いた場合、周辺プラズマには炭素イオンや種々の炭化水素分子が不純物として発生する。これら不純物の挙動をモデル化するには、炭素イオンと炭化水素分子の電荷移行断面積が必要である。われわれは、C$$^{+2}$$と種々の炭化水素分子及びCO, CO$$_2$$の1電子及び2電子の移行断面積を0.7-6keVのエネルギー領域で測定した。その結果、ここで測定したほとんどの場合に対して電荷移行断面積はエネルギー依存性が弱いことがわかった。また、炭化水素分子の1電子移行断面積は炭化水素分子の電離エネルギーに依存することがわかった。一方、2電子移行断面積にはそのような依存性は見られなかった。


Scaling of the energy confinement time with $$beta$$ and collisionality approaching ITER conditions

Cordey, J. G.*; Thomsen, K.*; Chudnovskiy, A.*; Kardaun, O. J. W. F.*; 滝塚 知典; Snipes, J. A.*; Greenwald, M.*; Sugiyama, L.*; Ryter, F.*; Kus, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 45(9), p.1078 - 1084, 2005/09

 被引用回数:51 パーセンタイル:83.41(Physics, Fluids & Plasmas)




武田 信和; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-073, 59 Pages, 2005/01




An Observation of a nascent fractal pattern in MD simulation for a fragmentation of an fcc lattice

近角 真平*; 岩本 昭

Chaos, Solitons and Fractals, 23(1), p.73 - 78, 2005/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Mathematics, Interdisciplinary Applications)



An Improved fast neutron radiography quantitative measurement method

松林 政仁; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 吉井 康司*; 岡本 孝司*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 533(3), p.481 - 490, 2004/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.51(Instruments & Instrumentation)



Calibration of epithermal neutron beam intensity for dosimetry at JRR-4

山本 和喜; 熊田 博明; 岸 敏明; 鳥居 義也; 櫻井 良憲*; 古林 徹*

Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/10



Analysis of an FEL oscillator at zero detuning length of an optical cavity

西森 信行

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 528(1-2), p.34 - 38, 2004/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.39(Instruments & Instrumentation)

原研FELで初めて観測された光共振器の完全同期長発振の解析の報告である。完全同期長発振のFEL電場はself-amplified spontaneous emission (SASE) FELとよく似た性質を持っている。どちらの場合にも、光の先頭部分は自発放射光レベルであり、コヒーレントな増幅電場がそれに続く。完全同期長では、FEL光は光共振器でフィードバックされ、電子と繰り返し相互作用する。コヒーレント電場は成長を続け、飽和状態では 高い電子密度を持つSASE-FELの立上り電場とよく似た性質を持つ。完全同期長発振のピークパワーとパルス幅は、FELパラメーターと光共振器のロスにスケールする。


Total cross sections for charge transfer by multiply charged neon and argon ions colliding with various hydrocarbons at keV energies

日下部 俊男*; 宮本 吉晴*; 石田 力也*; 伊藤 浩二朗*; 畔柳 信洋*; 中井 洋太*; 白井 稔三

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 205, p.600 - 604, 2003/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.43(Instruments & Instrumentation)

$$Ne^{q+}(q=2-6)$$及び$$Ar^{q+}(q=2-9)$$$$CH_4, C_2H_2, C_2H_4, C_2H_6, C_3H_4, C_3H_6, (CH_2)_3, C_3H_8$$の衝突による一電荷及び多電荷の移動断面積を測定した。電荷移動の全断面積は 、一電荷及び多電荷の移動断面積の和によって求めた。ここで扱った多原子分子に対しては、イオンの電荷数と分子の第一電離ポテンシャルを関数として、原子と簡単な分子に対する古典的なオーバー・バリア・モデルでスケーリングできることがわかった。また、電荷移動の全断面積は炭化水素分子の全電子数と結合の数に依存することを見いだした。


Characteristics of halo current in JT-60U

閨谷 譲; 中村 幸治; 芳野 隆治; 波多江 仰紀; JT-60チーム

Fusion Energy 1998, p.859 - 862, 1998/10



ITER L mode confinement database

Kaye, S. M.*; Greenwald, M. J.*; U.Stroth*; O.Kardaun*; A.Kus*; Schissel, D. R.*; J.DeBoo*; Bracco, G.*; K.Thomsen*; Cordey, J. G.*; et al.

Nuclear Fusion, 37(9), p.1303 - 1328, 1997/00

 被引用回数:156 パーセンタイル:96.68(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER物理R&Dの枠組みで進められているL-モードデータベースの更新作業の結果をまとめた。データは、ALCATOR C-MOD,ASDEX,DIII,DIII-D,FTU,JET,JFT-2M,JT-60,PBX-M,PDX,T-10,TEXTOR,TFTR,TORE SUPRAの14装置のデータで、合計2938測定点(L-モード:1881点、OH:922点、その他:135点、各測定点に対し95のパラメータを持つ)で構成されている。各装置の提供データに関する説明、変数に関する説明をすると同時に、サブセットのデータ(1312点)によるL-モード熱閉じ込め時間の比例則を導出している。$$tau$$$$_{E,th}$$=0.023I$$_{P0.96}$$B$$_{T0.03}$$R$$^{1.83}$$(R/a)$$^{0.06}$$$$kappa$$$$^{0.64}$$n$$^{0.40}$$M$$_{eff0.20}$$P$$^{-0.73}$$。この比例則によるITERの閉じ込めの時間の予測は2.2秒である。


Single-, double- and triple-electron capture cross sections for multicharged slow carbon ions in H$$_{2}$$,CH$$_{4}$$,C$$_{2}$$H$$_{6}$$,C$$_{3}$$H$$_{8}$$ and CO$$_{2}$$ molecules

伊藤 秋男*; 今西 信嗣*; 福沢 文男*; 濱本 成顕*; 塙 信一*; 田中 隆次*; 大平 俊行*; 斉藤 学*; 春山 洋一*; 白井 稔三

Journal of the Physical Society of Japan, 64(9), p.3255 - 3264, 1995/09

 被引用回数:20 パーセンタイル:71.04(Physics, Multidisciplinary)

H$$_{2}$$、CH$$_{4}$$、C$$_{2}$$H$$_{6}$$、C$$_{3}$$H$$_{8}$$及びCO$$_{2}$$分子とC$$^{q+}$$(q=1-4)イオンとの衝突による1-、2-、3-電子捕獲断面積を衝突エネルギー(1-20)q keVの領域で測定した。本研究で測定された断面積は、殆んど衝突エネルギーに依存しない。しかし分子の電離エネルギーに強く依存すること、また構成原子数に1次に比例することが分かった。1電子捕獲断面積については、古典的障壁モデル、ポテンシャル交叉モデルに基づく理論値と比較した。

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