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論文

Voltage drop analysis and leakage suppression design for mineral-insulated cables

広田 憲亮; 柴田 裕司; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 土谷 邦彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(12), p.1276 - 1286, 2020/12

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

ケーブル長に沿った電位分布の安定性を達成することを目的として、高温条件に供された時の電気的特性に対する無機絶縁(MI)ケーブルの材料の影響を伝送テストによって調査した。その結果、MIケーブルの絶縁材料として、酸化アルミニウム(Al$$_{2}$$O$$_{3}$$),酸化マグネシウム(MgO)が選定され、ケーブルに沿った電圧降下の発生を確認した。有限要素法(FEM)に基づいた解析を実行し、終端部で検出された電位の漏れを評価した。伝送テストと解析による電圧降下の収率は、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$およびMgO材料のMIケーブルにおいてよい一致を示し、FEM解析結果と実験結果との相対的な関係を再現した。電圧降下を抑えるため、同様のFEM解析を行い、芯線直径($$d$$)と芯線間距離($$l$$)を変化させた。$$d$$の変化を考えた場合、MIケーブルの電位分布は、絶縁材料の直径($$D$$)を$$d$$で割って得られる比率$$d/D$$が0.35で最小電圧降下となった。$$l$$を変化させた場合、最小電圧降下は0.5のl/$$D$$であった。

論文

Recent activities in the field of reactor physics

福島 昌宏; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1061 - 1062, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.34(Nuclear Science & Technology)

核分裂による原子炉の根本的な問題を取り扱う炉物理は、革新的な原子炉を含む様々な炉型の安全性や設計研究において重要な役割を果たす。本稿では、炉物理の分野における近年の活動から、Journal of Nuclear Science and Technologyを含む科学誌に発表されたいくつかの優れた研究をまとめる。

論文

Release of radioactive materials from high active liquid waste in small-scale hot test for boiling accident in reprocessing plant

山根 祐一; 天野 祐希; 田代 信介; 阿部 仁; 内山 軍蔵; 吉田 一雄; 石川 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(6), p.783 - 789, 2016/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.52(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃液(HALW)から放出される放射性物質の放出挙動について、沸騰事故条件での実験研究を行った。実験室規模の再処理で得られたHALWを用いた実験で、Ru, $$^{99}$$Tc, Cs, Sr, Nd, Mo, RhなどのFP核種と$$^{242}$$Cm及び$$^{241}$$Amなどのアクチニドの放出割合を測定した。結果として、Ruの放出割合は0.20、FP核種やアクチニドの放出割合は1$$times$$$$10^{-4}$$であった。Ruは気相中にミスト及びガスとして放出された。Ruの放出量の、試料溶液中のRuの初期濃度に対する依存性は弱かった。FP核種とアクチニドは非揮発性で、気相中にミストとして放出された。その放出量は、試料溶液中の初期濃度が大きいほど多かった。Ruの放出割合とNOx濃度は試料溶液の温度の上昇に合わせて増加した。RuとNOxの多くは200から300$$^{circ}$$Cの間の、互いにほぼ同じ温度において放出された。ミストその他の粒子状物質の粒径分布を測定したところ、150$$^{circ}$$C以下と200$$^{circ}$$C以上で、互いに異なった分布が得られた。

報告書

加速器駆動未臨界炉に関する実験的基礎研究,原子力基礎研究Hl2-031(委託研究)

代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB

本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。

報告書

中性子実験データ格納検索システムNESTOR2

中川 庸雄

JAERI-Data/Code 2003-016, 89 Pages, 2003/11

JAERI-Data-Code-2003-016.pdf:3.0MB

中性子入射反応に関する実験データを格納し、検索するためのシステムNESTOR2を開発した。このシステムはFortran77で書かれていて、UNIXのワークステーションまたはWindowsのパソコンで利用できる。NESTOR2への入力は、核データに関する国際協力の下で収集整備されているEXFORのデータを使用する。検索用コードを用いて格納したデータの索引,数値リスト,数値データファイル,コメント情報のリストなどを作成することが可能である。本レポートでは、システムの概要と使用法を説明する。

報告書

Numerical prediction on turbulent heat transfer of a spacer ribbed fuel rod for high temperature gas-cooled reactors

高瀬 和之

JAERI-Research 94-034, 28 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-034.pdf:1.12MB

3次元台形状のスペーサリブを表面に持つ高温ガス炉用燃料棒の乱流熱伝達を、k-$$varepsilon$$乱流モデルと境界適合座標系を使って数値的に解析した。また、出口最高温度1000$$^{circ}$$C、圧力4MPaのヘリウムガス条件のもとで模擬燃料棒を用いて実験的に調べた。実験の結果、燃料棒の乱流熱伝達率は2000を超えるレイノルズ数域では、同心平滑環状流路の値よりも18%から80%も上昇することがわかった。一方、燃料棒の平均ヌッセルト数の計算値は、実験データから得られた熱伝達相関式に対して5000以上のレイノルズ数域では10%の相対誤差で良く一致し、本計算結果は十分な精度を有していることを確認した。さらに、スペーサリブによる伝熱促進効果や流路断面積の減少による軸方向流速増大の効果を数値計算によって定量的に明らかにした。

報告書

JFT-2M実験データの図形出力プログラム

三浦 幸俊; 森 雅博; 松田 俊明; 高田 晋*

JAERI-M 91-190, 43 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-190.pdf:1.25MB

JFT-2M実験データの図形出力プログラムを開発した。このプログラムの特徴は、ほぼすべての図形出力命令を比較的簡単な入力パラメータとしているので、各実験に対し1つのプログラムで自由な図形出力ができることにある。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment Run SB-HL-04

久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-040.pdf:3.42MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Graphs of Neutron Cross Section Data for Fusion Research Development

シグマ研究委員会

JAERI-M 8136, 227 Pages, 1979/03

JAERI-M-8136.pdf:3.28MB

融合炉開発に関する中性子核データのグラフが呈示されている。ここに集録されている核種と反応の種類は日本からの融合炉開発のためのWRENDAリクエスト・リストに基づくものである。この集録にはエネルギー領域20MeVまでの$$^{6}$$Liから$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Npまでの核種に対する種々の中性子断面積が含まれている。

報告書

GSMOOTグラフィック・ディスプレィによる実験データの平滑化のための汎用サブルーチン

中村 康弘; 小沼 吉男

JAERI-M 6673, 13 Pages, 1976/08

JAERI-M-6673.pdf:0.63MB

グラフィック・ディスプレイを用いて実験データの平滑化を行うために汎用サブルーチンGSMOOTを開発した。これは、実験データのグラフがCRT面に表示され、かつ、そのデータが配列で与えられると、利用者にライトペンによる実験データの平滑化を可能にさせ、また、平滑化された実験データを配列で利用者に提供できる。本報告では、このGSMOOTサブルーチンの機能と使用法について詳しく述べた。

報告書

GROSA-II:グラフィック・ディスプレイを用いたROSA-IIのための対話型データ解析システム

中村 康弘; 小沼 吉男; 生田目 健; 鈴木 紀男

JAERI-M 6237, 28 Pages, 1975/09

JAERI-M-6237.pdf:1.06MB

ROSA-IIで得られた実験データを電子計算機によって解析するために計算プログラムGROSA-IIを開発した。このGROSA-IIは、グラフィック・ディスプレイを用いた対話型のデータ解析システムであり、本システムの使用者は、CRT面、ライトペンおよび文字キーボードを通した電子計算機との対話によってデータの解析を短時間の内に有効に進めることができる。本報告は、このデータ解析システムとそのプログラムの詳細について述べた。

口頭

次世代高速炉核設計手法のモデルV&VおよびUQ,3; Validation

石川 眞; 横山 賢治; 杉野 和輝

no journal, , 

臨界実験装置・実機プラントにおける多様な核特性を含む高速炉実験データベースを妥当性確認実験として、次世代高速炉核設計手法のValidationに対する方法論を構築し成立の見通しを得た。

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