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論文

High-temperature gaseous reaction of cesium with siliceous thermal insulation; The Potential implication to the provenance of enigmatic Fukushima cesium-bearing material

Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*

ACS Omega (Internet), 7(33), p.29326 - 29336, 2022/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.23(Chemistry, Multidisciplinary)

Here we report an investigation of the gas-solid reaction between cesium hydroxide (CsOH) and siliceous (calcium silicate) thermal insulation at high temperature, which was postulated as the origin for the formation mechanism of cesium-bearing material emitted from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. A developed reaction furnace consisting of two heating compartments was used to study the reaction at temperatures of 873, 973, and 1073 K. Under the influence of hydrogen-steam atmospheric conditions (H$$_{2}$$/H$$_{2}$$O = 0.2), the reaction between cesium hydroxide vapor and solid thermal insulation was confirmed to occur at temperatures of 973 and 1073 K with the formation of dicalcium silicate (Ca$$_{2}$$SiO$$_{4}$$) and cesium aluminum silicate (CsAlSiO$$_{4}$$). Water-dissolution analyses of the reaction products have demonstrated their stability, in particular, the CsAlSiO$$_{4}$$. Constituents similarity of the field-observed cesium-bearing materials near the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants with CsAlSiO$$_{4}$$ suggests for the first time that gaseous reaction between CsOH with calcium silicate thermal insulation could be one of the original formation mechanisms of the cesium-bearing materials.

論文

Investigation of high-temperature chemical interaction of calcium silicate insulation and cesium hydroxide

Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(9), p.1062 - 1073, 2020/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:69.90(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所2号機においてペデスタル内よりもペデスタル外で線量が高くなっている現象が見つかっている。この線量の上昇については、原子炉格納容器内の配管に使用されている保温材(ケイ酸カルシウム)がガス状あるいは粒子状となって沈着したセシウム(Cs)と化学反応を起こして固着するとともに破損してペデスタル外に堆積することで線量が上昇した可能性があると考えている。そこで、本研究では、化学反応の有無を調べるため、反応温度等を調べることのできる熱重量示差熱分析装置(TG-DTA)を用いて、水素-水蒸気含有雰囲気下、最高1100$$^{circ}$$Cまで温度を上昇させて、主なセシウム化合物の一つである水酸化セシウムと保温材との混合物に対して分析を行った。その結果、575-730$$^{circ}$$Cの範囲で反応が起こり、試験後試料のX線回折パターンや元素分析機能付き走査型電子顕微鏡(SEM/EDS)による試料表面の元素分布の結果から、保温材の構成物質であるケイ素(Si)に加え、不純物として含まれるアルミニウム(Al)と安定な化合物(CsAlSiO$$_{4}$$)を形成することが分かった。したがって、ペデスタル外で見つかった高線量の原因として、保温材が関係する可能性があることが分かった。

論文

Electrical insulation and conduction coating for fusion experimental devices

小野塚 正紀*; Tsujimura, Seiji*; 豊田 真彦*; 井上 雅彦*; 阿部 哲也; 村上 義夫

Fusion Technology, 29(1), p.73 - 82, 1996/01

 被引用回数:9 パーセンタイル:61.99(Nuclear Science & Technology)

核融合実験装置へ適用可能な電気絶縁性および導電性を有する膜の大面積コーティング技術の開発を行った。ここでは、コーティング手法として、大面積コーティングが可能な溶射法をとりあげた。電気絶縁膜としては、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$(アルミナ)膜を、導電性膜としては、Cr$$_{3}$$C$$_{2}$$-NiCrおよびWC-NiCr膜をそれぞれ選択した。これらの電気絶縁性および導電性膜をSUS基板上にコーティングし、膜の密着性, 耐熱衝撃性, 電気抵抗, 絶縁耐電圧および熱伝導率を測定した。その結果、核融合装置用として使用できる充分な電気絶縁性および導電性を有していることがわかった。

論文

Development of electrical insulation and conduction coating for fusion experimental devices

小野塚 正紀*; 辻村 誠一*; 豊田 真彦*; 井上 雅彦*; 阿部 哲也; 村上 義夫

Fusion Technology 1994, Vol.1, p.803 - 806, 1995/00

核融合装置では、真空容器に発生する電磁応力を低減するため、あるいは接触電位を安定化するために炉内構造物等に電気絶縁性や導電性を付与する必要がある。ここでは、上記性質を付与する方法として、プラズマ溶射法による絶縁膜および導電膜のコーティングを試みたので、その結果を報告する。電気絶縁および導電材として、それぞれAl$$_{2}$$O$$_{3}$$およびCr$$_{3}$$C$$_{2}$$膜をSuS基板上にコーティングし、電気的性質や耐摩耗性等を調べた。その結果、これらコーティング膜および手法によって大型構造物に電気絶縁性および導電性を付与することが充分に可能であることがわかった。

論文

高温二重配管の熱特性試験

井岡 郁夫; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 國富 一彦; 宮本 喜晟; 下村 寛昭

日本原子力学会誌, 32(12), p.1221 - 1223, 1990/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.32(Nuclear Science & Technology)

今までに、内部断熱方式の高温配管について、数多くの試験結果が報告されているが、それらはすべて単管方式の結果であり、HTTRに用いられる二重管方式の高温配管についての報告はない。そこで、HENDELのT$$_{2}$$試験部に設置した実寸大の高温二重配管について、実機条件下での内管表面のホットスポットの有無、内部断熱層の有効熱伝導率を測定した。その結果、内管表面にホットスポットの発生はなく、その温度は、設計温度を十分下回っていた。また、内部断熱層の有効熱伝導率と平均温度の実験式を示し、HTTRの高温二重配管の設計が十分安全であることを明らかにした。

論文

Thermal and hydraulic tests of test sections in helium engineering demonstration loop

宮本 喜晟; 鈴木 邦彦; 日野 竜太郎; 高瀬 和之; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫

Nucl. Eng. Des., 120, p.435 - 445, 1990/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.34(Nuclear Science & Technology)

大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)は高温工学試験研究炉(HTTR)の大型機器を実証するために建設し、運転されている。HENDELのT$$_{1}$$試験部はHTTRの燃料体スタッフを模擬し、その伝熱流動特性データを取るためのものである。軸方向に一様、指数、COSの熱流束分布をつけて1000$$^{circ}$$Cの高温試験を行った。試験結果は熱流束分布と熱流束の大きさによらず、前に提案した実験式に一致していることを示している。一方、HTTRの炉床部の特性を実証するために、T$$_{2}$$試験部もHENDELに設置されている。今までの試験から炉床部が所定の性能を有していることを示している。混合特性では、高温のヘリウムガスが高温プレナムに流れる場所で混合が始まり、高温出口管の下流部で完全に混合されることが明らかになった。また、シール特性では4000時間後の漏れ量が変化しないこと、さらに、金属構造物の温度が500$$^{circ}$$C以下であることが明らかになった。

報告書

電線絶縁材料の加速熱劣化と放射線酸化の複合劣化

八木 敏明; 瀬口 忠男; 吉田 健三

JAERI-M 86-043, 49 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-043.pdf:1.58MB

原子炉用電線・ケ-ブルの寿命を評価する促進劣化試験方法を開発する為に、ケ-ブル絶縁材、被覆材の放射線と熱の複合劣化を行った。PE,EPR,ハイパロン,ネオプレンの配合材料について、Co-60 $$gamma$$線を真空中及び酸素加圧下で0.5MGy照射し、その後酸素中で熱劣化した。劣化の度合いは引張り試験とゲル分率、膨潤比の測定で調べた。熱劣化速度は酸素濃度(圧力)に依存し、酸素圧と共に増大したが、0.2MPaを越えると飽和してくる。このとき熱劣化速度は数倍から十倍になった。110$$^{circ}$$C~150$$^{circ}$$Cの範囲で熱劣化を行った結果、前照射を酸素加圧下で行った試料では未照射試料に比べて、劣化速度が数倍大きくなるのに対して,真空中照射試料ではほぼ同じであった。また熱劣化の活性化エネルギ-は酸素加圧下の前照射によって低下する傾向のある事を見出した。

報告書

Thermal diffusivity of internal insulation layer of HENDEL hot gas duct

井岡 郁夫; 國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母

JAERI-M 85-056, 18 Pages, 1985/05

JAERI-M-85-056.pdf:0.43MB

大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、繊維系の内部断熱層を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELの運転で、耐圧管表面温度・熱流束・有効熱伝導率の計測を行ってきた。本報では、伝熱コードAYERを用いて過渡時の温度分布を解析し、高温配管の内部断熱層の温度伝導率等を求め以下の結果を得た。温度伝導率:1.5$$times$$10$$^{-}$$$$^{6}$$(m$$^{2}$$/s) 比熱:1.16(KJ/Kg.K)

論文

多目的高温ガス実験炉の炉床断熱構造物の特性試験

稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 菱田 誠; 田中 利幸

日本原子力学会誌, 27(12), p.1133 - 1135, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.11(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉(VHTR)の炉床部には、黒鉛及び炭素等から成る断熱構造物が使用される。この断熱構造物は、炉心重量を支持すると共に低合金鋼を使用したサポートプレートを高温プレナム部に流出する約950$$^{circ}$$Cのヘリウムガスから断熱し、使用温度を約500$$^{circ}$$Cとする機能を果たす。また、断熱部材料は極めて過酷な条件下で長時間使用されるため、高温高圧下でも寸法安定性、圧縮強度、耐腐食性及び断熱性能が優れていることが要求される。そこで、実験炉の1領域分を模擬した約1/2スケールの炉床断熱部の試験装置を製作し、断熱特性試験を実施した。使用した炭素材は、実験炉の有力な候補材である西独SIGRI社のASR-1RBである。試験の結果、炭素層の熱伝導率は実験炉の要求値12w/m-kをほぼ満足する値であり、また、炭素ブロック1層当たりに約140$$^{circ}$$Cの温度差を与えたが損傷は認められず、実験炉で使用可能な見通しを得た。

報告書

Temperature Distribution Measurement in the Hot Gas Duct of HENDEL

國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母

JAERI-M 83-082, 55 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-082.pdf:2.31MB

HENDEL(Helium Engineering Demonstration Loop)は、1982年3月に完成し、現在までに検収運転を含めて3回の試験運転を行った。HENDELの本体部であるマザーナアダプタループ(M+Aループ)には、温度1000$$^{circ}$$C、圧力40気圧、流量最大4kg/sのヘリウムガスの流れる高温配管が設置されている。本報告書は、この高温配管の温度分布の計測結果について述べたものである。この結果、高温配管表面温度は最大230$$^{circ}$$Cであり、設計温度の350$$^{circ}$$Cを十分下回るものであった。又、高温配管断熱材の有効熱伝導率は、0.4~0.49kcal/mh$$^{circ}$$Cであった。なお、本報告は、原研東海研究所で1982年12月に行われた、原研-ユーリッヒ研との第3回コンポーネントタスクミーティングに提出されたものである。

報告書

二次元水平断熱層内透過流解析コードPERFLOW 1

田所 啓弘

JAERI-M 9083, 30 Pages, 1980/09

JAERI-M-9083.pdf:0.87MB

本報告書は、多目的高温ガス炉に用いられる高温配管において、内部断熱層に設けられた仕切板が破損したときに生じる透過流を解析するための計算コードPERFLOW 1の内容と使用方法についてまとめたものである。解析の対象は配管内において仕切板で区切られた1つの内部断熱層とし、その層内を一相系二次元モデルで取扱った。本コードにより、内部断熱層内の温度、流関数、および流速分布などを計算することができる。計算時間(cpu)は、X軸方向の格子数20、Y軸方向の格子数15に対してFACOM230/75システムで約300秒である。

論文

Experimental study of transient behaviors of gas in thermal insulation media at rapid depressurization

松本 暢彦*; 亀岡 利行*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 宮 健三*

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(6), p.397 - 403, 1980/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス冷却実験炉に用いられている高温断熱システムについて、冷却材圧力の急速減少時の断熱層内ガスの非定常挙動を実験的に研究した。断熱構造物システムにおける急速減圧特性を、繊維質断熱材が充てんされた容器から均圧孔を通して断熱層内のガスを主流へ噴出する単純なモデルにおき替えて、急速減圧時の容器内の軸方向と主流の圧力変化を減圧率,均圧孔径,断熱材充てん密度をパラメータとして実験により調べた。断熱層内と主流との圧力差について主に述べている。また、解析結果と比較し、両者がほぼ一致することが明らかとなった。

論文

Transient behaviors of gas in thermal insulation media at rapid depressurization

松本 暢彦*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 越後 亮三*; 宮 健三*

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(10), p.732 - 740, 1979/10

 被引用回数:1

多目的高温ガス実験炉には、高温断熱システムが多く用いられている。本報では、この断熱システムを対象に、冷却材急速減圧時に示す層内に介在する気体の非定常挙動を解析により求めた。高温断熱システム構造は、断熱材と気体が充填された容器内から外部へ気体が噴出する単純な1次元モデルにおきかえることができる。そこで、この1次元モデルに基づき、急速減圧時に示す層内気体非定常挙動を層内流動はダーシー法則に従うものとし、連続あるいは運動の式から求めた。パラメータはオリフィス開口比そして断熱層透過率であり、これらのパラメータが層内気体の非定常挙動に及ぼす影響を明確にした。また、急速減圧実験を実施し、解析モデルにより、高温断熱層内気体の非定常挙動が表されることを確認した。

論文

高温流体技術; 高温ガス冷却形原子炉を中心として

鳥飼 欣一; 宮本 喜晟; 下村 寛昭

日本機械学会誌, 81(720), p.1189 - 1194, 1978/00

高温熱流体における技術上の話題について、高温流体を扱う機器という観点から高温ガス冷却型原子炉を例として取り上げ、その伝熱、断熱、循環、熱交換のテーマに絞って、一般的に解説する。

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