Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
宮戸 直亮; Li, J. Q.*; 岸本 泰明
IAEA-CN-116/TH/8-5Rb (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
グローバル電磁ランダウ流体コードを用いて、トカマクプラズマ中の電磁的イオン温度勾配駆動乱流-帯状モード系を調べた。トカマクプラズマ中では2種類の帯状流、すなわち低安全係数領域における静的な帯状流及び高安全係数領域におけるgeodesic acoustic mode(GAM)と呼ばれる振動帯状流、が存在しうる。静的な帯状流が乱流輸送を効率的に抑制する一方、振動帯状流による乱流抑制は弱い。そのため、静的帯状流が駆動される低安全係数領域では帯状流が乱流を圧倒するが、振動帯状流が駆動される高安全係数領域では乱流は活発なままである。
高田 英治*; 中川 繁昭; 藤本 望; 栃尾 大輔
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.37 - 43, 2004/10
被引用回数：13 パーセンタイル：62.66(Nuclear Science & Technology)HTTRの炉心熱流力設計では、燃料最高温度の評価を行っている。設計では、炉内における冷却材の流量配分と燃料温度を評価するにあたり、熱伝達率や圧力損失係数の相関式について、モックアップ装置を用いた実験データに基づいたものが採用された。また、燃料最高温度を安全側に評価するため、工学的安全係数の評価も行われた。熱流力設計の結果、冷却材の炉心有効流量は88%、燃料最高温度は1492
Cと評価され、通常運転時の制限温度である1495Cを満足することが確認された。さらに、異常時の燃料最高温度は1600Cの制限を超えないことが確認された。一方、HTTRの運転データに基づいて、解析条件や工学的安全係数の見直しを行ったところ、燃料最高温度の評価結果は1463Cとなり、炉心熱流力設計が適切に実施されていたことを確認することができた。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
芹澤 弘幸; 荒井 康夫; 高野 公秀; 鈴木 康文
Journal of Alloys and Compounds, 282, p.17 - 22, 1999/00
被引用回数：21 パーセンタイル：73.71(Chemistry, Physical)デバイ温度及びグリューナイゼン定数は、セラミックスの熱的性質を推定するうえで、重要なパラメータである。本論文では高温X線回折装置を用いて、これら2つの定数を同時に決定する手法を考案し、NpOについて測定を行った結果を発表する。高温X線回折測定の結果から計算したデバイ温度の値は、測定温度の上昇に伴い減少した。通常本測定温度領域では、デバイ温度は一定である。したがってこの現象は、格子振動の非調和性に起因していると考えられる。一方グリューナイゼン定数は、その非調和性を表すパラメータであることから、この減少の程度を評価することによって計算した。さらに、得られたグリューナイゼン定数を用いて、デバイ温度を計算した。
森本 吉紀*; 加藤 小百合*; 戸田 直博*; 片山 芳則; 辻 和彦*; 矢尾板 憲一*; 下村 理
Review of High Pressure Science and Technology, 7, p.245 - 247, 1998/03
液体Rbと液体NaのX線回折を、6GPaの圧力下まで放射光を用いて測定した。電子構造の変化が構造に及ぼす影響を調べるため、液体Rbでは体積比
が0.52まで、液体Naでは
=0.73までの範囲で、静的構造因子
と2体分布関数
を求めた。圧力の増加に伴い、液体Rbと液体Naのどちらにおいても、のピークの一が高い
の側にシフトし、第一ピークの高さは増加した。これらの構造データの体積依存性を他の金属や膨張した流体のものと比較する。
芹澤 弘幸; 福田 幸朔; 白鳥 徹雄; 藤野 威男*; 佐藤 修彰*; 山田 耕太*
Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.386 - 390, 1998/00
被引用回数：9 パーセンタイル：54.43(Chemistry, Physical)高温における二酸化ウランの物性には、比熱の異常な上昇、電気抵抗の変化等の興味深い現象がみられる。そこで本研究では、高温X線回折装置を用いて二酸化ウランの結晶構造解析を行い、ウラン原子の温度因子を温度の関数として求めた。これにより、約1400K近傍から温度因子が減少するという現象が認められた。中性子回折によって測定された温度因子は、温度の上昇にともなってほぼ単調に増加することが知られている。したがって、本測定で得られた温度因子の異常な挙動は、ウラン原子の電子状態の変化によるものであると考えられる。
安田 秀志; 山根 剛; 佐々 敏信
JAERI-Data/Code 94-013, 17 Pages, 1994/10
JAERI-Data-Code-94-013.pdf:0.77MB
低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の炉物理パラメータの計算精度を検討評価する資料とするため、IAEA協力研究計画(CRP)の一環としてベンチマーク問題を作成した。この問題はピンインブロック型炉である高温ガス炉臨界実験装置VHTRCに主として4%濃縮ウラン被覆粒子燃料を装荷して実施した炉心昇温実験に基づいて作成した。VH1-HP問題では常温から200C間での5段階の温度ステップに対して、それぞれの臨界未満度から温度係数を算出することを求めており、VH1-HC問題で常温及び200Cでの臨界状態での実効増倍係数を算出することを求めている。上記両問題ではさらに、スペクトル指標等のセル計算の結果を出すことも求めている。比較に供するため、主な計算結果に対応する実験結果も示した。
村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01
被引用回数：4 パーセンタイル：41.86(Nuclear Science & Technology)本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495C、運転時の異常な過渡変化時1600C)を下回ることを確認した。
丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*
Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00
被引用回数：16 パーセンタイル：78.03(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495Cを下回っている。
丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11
被引用回数：7 パーセンタイル：67.16(Nuclear Science & Technology)HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。
高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 32(11), p.1107 - 1110, 1990/11
被引用回数：12 パーセンタイル：86.08(Nuclear Science & Technology)HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の1チャンネル試験装置(T
)を用いて、HTTR用標準燃料棒の伝熱流動試験を行なった。Tでは完成当初から模擬燃料棒による伝熱流動試験を行っており、その成果はHTTRの炉心設計に反映された。一方、Tによる試験が行われている間にHTTRでは数回の設計見直しが行われ、原子炉熱出力、炉心寸法等の諸条件の変更に伴って、燃料棒の外径が46mmから34mmに、燃料チャンネルの内径が53mmから41mmに変更された。そこで、現設計仕様である標準燃料棒の形状寸法を模擬した燃料棒を使って燃料チャンネルの熱流動特性を調べ、その結果とHTTRの炉心設計式を裏付けるために用いられた従来のT試験から得られた実験式とを比較検討し、従来式が標準燃料棒の熱伝達率及び摩擦係数の各整理式として十分適用できることを確認した。
丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 新藤 隆一; 数土 幸夫
The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.304 - 311, 1990/09
本報は、HTTRの熱流力設計手法、評価結果等についてまとめたものである。熱流力設計においては、核計算から得られた出力分布及びフルエンス分布に基づいて、HTTRの炉心構造、燃料等に関連したR&D結果を考慮し、炉内流量配分、燃料温度分布を評価する。原子炉出口温度950Cの高温試験運転において、炉心有効流量88%、燃料最高温度1495Cが得られた。
藤本 望; 丸山 創; 数土 幸夫
JAERI-M 89-049, 53 Pages, 1989/05
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)について、原子炉圧力容器入口から、炉心入口部までの冷却材の熱流動解析についてまとめたものである。HTTRでは、原子炉圧力容器に流入した冷却材は、炉心と原子炉圧力容器の間を上方へ流れて上部プレナムへ至り、上部プレナム内で反転して下降流となり炉心へ流入する。本報では、冷却材が炉心と原子炉圧力容器の間を上昇する際の冷却材温度上昇及び温度上昇誤差の評価、上部プレナム内における冷却材の3次元熱流動解析による冷却材温度混合の評価についてまとめたものである。また、炉心入口温度の燃料最高温度評価に及ぼす影響についても検討を加えた。
臼田 重和
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 111(2), p.399 - 410, 1987/02
被引用回数：15 パーセンタイル：79.31(Chemistry, Analytical)高温における硝酸-メタノール混合培養中の超プルトニウム(Am,Cm,及びCf)、希土類(Y,Ce,Pm及びEu)及び他のいくつかの元素(U,Al,Sr及びCs)の陰イオン変換挙動を調べた。分離係数は温度が高くなる程減少したが、理論段数が増加する為分解能は改善された。そこで90Cにおけるこれら元素の分配係数及び分離係数を硝酸濃度及びメタノール含量の関数として求め、極小容量力ラムを用いた効果的な迅速分離法を確立した。また、溶出液をタンタル板上に滴下し、直ちに蒸発乾固することにより、良質の
線スペクトル測定用のサンプルが調製できた。
