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報告書

汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 筑波大学*

JAEA-Review 2020-037, 53 Pages, 2020/12

JAEA-Review-2020-037.pdf:3.46MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は汚染土に含まれる放射性セシウムを高濃度に含む粒子を選択的に分離するための手法を開発することである。令和元年度は、粒径が重液分離の選択性に与える影響を明らかにすること、そして重液分離のランニングコストを低減するための廃液の処理法について検討を行った。この結果、63$$mu$$m以上の粒子について顕著な分離の効果がある結果が得られ、比重2.0以下の比重画分(15wt%)に6割の放射能が集約された。

報告書

汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 筑波大学*

JAEA-Review 2019-023, 33 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-023.pdf:1.97MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化」について取りまとめたものである。福島第一原子力発電所の事故では、放射性微粒子や粘土鉱物の存在により、放射性セシウムは表層土壌において不均一に存在することが分かっている。このため、これらの粒子を選択的に取り除くことで汚染土壌の減容に繋がると考えられる。本研究は、放射性微粒子を選択的に土壌から取り除く手法の検討や、土壌の減容を目的とした、粒子の比重の違いを利用した分離法(重液分離法)の実用化の可能性について探る。

論文

気液界面における不活性ガスの巻込みを考慮した液体金属中低濃度気泡流解析手法の研究

松下 健太郎; 伊藤 啓*; 江連 俊樹; 田中 正暁

第24回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2019/06

ナトリウム冷却高速炉の設計検討において、日本原子力研究開発機構では一次系統内の不活性ガス挙動評価コードSYRENAの開発・検証を行っている。本研究では、仮想的なタンク型炉を対象として、気液界面における不活性ガスの巻込みが一次系統内のガス挙動に与える影響を解析的に調べた。特に、一次冷却系統への気泡巻込みを抑制するために開口部を有する水平版(ディッププレート)を炉内自由界面下に設置した場合における気泡挙動への影響について調べた。その結果、ディッププレートは非凝縮性ガスの挙動に大きな影響を持ち、自由液面におけるガス巻込み量と開口部面積の関係によって一次系統内の不活性ガス量が複雑に変化することを明らかにした。

論文

Parametric analysis of bubble and dissolved gas behavior in primary coolant system of sodium-cooled fast reactors

松下 健太郎; 伊藤 啓*; 江連 俊樹; 田中 正暁

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、炉心反応度擾乱等を防止する観点から一次冷却系統内に存在する非凝縮性ガスの量を制御することが重要であり、そのための数値計算コードSYRENAを開発している。本研究では、仮想的なタンク型炉を対象にフローネットワークモデルを構築して気泡・溶存ガス挙動の解析を行い、ループ型炉の解析結果との比較を行った。また、タンク型炉にディッププレート(D/P)を導入した場合を仮定し、D/Pを通るナトリウム交換流量および自由液面での気泡巻込み量をパラメーターとした解析を行ってタンク型炉の気泡挙動に対するD/Pの影響を調査した。その結果、D/Pを通過する交換流量の増加が必ずしも一次冷却系統内の気泡量の減少に働くとは限らないことが示された。

論文

Visualization study on droplet-entrainment in a high-speed gas jet into a liquid pool

杉本 太郎*; 齋藤 慎平*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

Na冷却高速炉の蒸気発生器内伝熱管破損時Na-水反応現象に対する数値解析コードの妥当性評価に資するため、水中に高圧空気が噴出した際に噴流の気液界面から液滴がエントレインされる様子を可視化し、その挙動について調べた。本実験により、気液界面から比較的大きい径の液滴が生成した後、小径の液滴へ微粒化するなどの挙動を明らかとした。

論文

The Promising features of new nano liquid metals; Liquid sodium containing titanium nanoparticles (LSnanop)

伊丹 俊夫*; 斉藤 淳一; 荒 邦章

Metals, 5(3), p.1212 - 1240, 2015/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:7.14(Materials Science, Multidisciplinary)

新しい種類の分散液体は、電子顕微鏡観察により決めたチタンナノ粒子(10nm)を液状ナトリウム中に分散することによって開発された。体積分率は、分析されたチタン濃度(2%)からチタンとナトリウムの密度の0.0088であると見積もられた。この分散液体(チタンナノ粒子を含む液体ナトリウム)の多くの顕著な特徴は、少量のチタンナノ粒子にもかかわらず、原子量のための理想溶液からの3.9%の負の偏差、17%の表面張力の増加、11%の水との反応熱量の減少、そして、水と酸素との化学的反応性の抑制である。水への反応熱の低下はLSnanopの過剰な凝集エネルギーの存在に起因すると思われる。過剰な凝集エネルギーは遮蔽効果に特に重点を置いて、簡単な理論的な分析に基づいて議論した。反応の抑制は、水に対する反応熱の低下や過剰な凝集エネルギー、表面張力、チタン酸化物のプラグとしての役割、LSnanopの表面の負の吸着及び浸透に関連して議論された。

論文

Development of a mechanistic evaluation method for wastage environment under sodium-water reaction accident

内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.533 - 544, 2015/08

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。本研究では、ウェステージ環境評価に必要な液滴挙動解析モデルを導入したSERAPHIMコードの妥当性を確認するため、基礎的実験及び実機条件模擬実験それぞれの解析を実施した。基礎的実験の解析では、液滴発生時の圧力変動等を良好に再現し、液滴挙動解析モデルの基本的な妥当性を確認した。実機条件模擬実験の解析では、化学反応によって形成された温度分布が実験結果と一致すること、隣接伝熱管に液滴が比較的高い速度で衝突する位置が実験におけるウェステージ発生位置と一致することを確認し、SERAPHIMコードは実機条件下において温度分布や液滴挙動などウェステージに影響する環境を予測可能であるとの結論を得た。

論文

An Experimental study on heat transfer from a mixture of solid-fuel and liquid-steel during core disruptive accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12

The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.

論文

Structure of liquid rubidium and liquid sodium under pressure

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$$nu(=V/V_{0})$$が0.52まで、液体Naでは$$nu$$=0.73までの範囲で、静的構造因子$$S(Q)$$と2体分布関数$$g(r)$$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、$$S(Q)$$のピークの一が高い$$Q$$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。

論文

Angle-dispersive diffraction measurement system for high-pressure experiments using a multichannel collimator

矢尾板 憲一*; 片山 芳則; 辻 和彦*; 亀掛川 卓美*; 下村 理

Review of Scientific Instruments, 68(5), p.2106 - 2110, 1997/05

 被引用回数:33 パーセンタイル:87.08(Instruments & Instrumentation)

マルチチャンネルコリメーターと呼ばれる光学装置が、マルチアンビルプレス(MAP)と放射光を利用した角度分散回折を迅速に行うために開発された。MCCはいくつものコリメーターが放射状に並んだものである。この装置は、サンプルを取り巻く物質からの回折を除去するので、MAPとイメージングプレートを使った実験で、サンプルからの良質な回折を得ることができる。われわれはMMCシステムを高エネルギー物理学研究所,フォトンファクトリーのMAX90と名付けられたMAPにとりつけた。MCCの性能は満足すべきものと評価された。このシステムを用いて、液体ナトリウムと液体ガリウムの回折を4.8GPaで測定することに成功した。

論文

Effective interatomic interactions in liquid metals

千原 順三; 石飛 昌光*

Molecular Simulation, 12(3-6), p.187 - 195, 1994/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:15.37(Chemistry, Physical)

イオン電子混合系とみなせる液体金属においては、その分子動力学を行うとき、常に2体の原子間ポテンシャルで正確に記述できることを示した(多体力は不要)。

論文

Structural analysis of molten Na$$_{2}$$BeF$$_{4}$$ and NaBeF$$_{3}$$ by X-ray diffraction

梅咲 則正*; 大野 英雄; 岩本 信也*; 古川 和男

J.Chem.Soc.,Faraday Trans.,I, 78, p.2051 - 2058, 1982/00

Na$$_{2}$$BeF$$_{4}$$およびNaBeF$$_{3}$$融体のX線解析を行い、動径分布凾数を求め、それらの液体構造を考察した。結晶状態に存在する〔BeF$$_{4}$$〕基は液体状態でも安定に存在する。溶融Na$$_{2}$$BeF$$_{4}$$中には独立したBeF$$_{4}$$$$^{2}$$$$^{-}$$イオンが存在しているが、溶融NaBeF$$_{3}$$中には1個のフッ素を頂点共有したBe$$_{2}$$F$$_{7}$$$$^{3}$$$$^{-}$$イオンが、かなり多く存在している。これらの陰イオンのまわりのNa$$^{+}$$イオンの配置も考察した。さらにNaF-BeF$$_{2}$$系融体とCaO-SiO$$_{2}$$系融体は、分子容、粘性係数、電気伝導度等の諸物性値に相応状態原理が成立することから、それらの液体構造も類似しているであろうと予測[K.Furukawa and H.Ohno:Trans.JIM.,19(1979)553]していたが、すでに発表されているCaSiO$$_{3}$$融体の構造とNaBeF$$_{3}$$融体の構造を直接比較し、その類似性を証明した。

論文

高速炉用軸受; 液体ナトリウム潤滑

宇賀 丈雄

潤滑, 23(11), p.856 - 857, 1978/11

転がり接触を要求される高速炉構造要素、液体ナトリウム雰囲気での転がり接触材料の選択、液体ナトリウム中での転がり軸受の開発試験研究の成果を磨耗、疲労損傷、摩擦係数について述べた。

論文

Hydrogen and oxygen behavior in liquid sodium(Experimental)

勝田 博司; 古川 和男

Nuclear Technology, 31(2), p.218 - 231, 1976/02

 被引用回数:11

液体Na中の不純物挙動研究用Loop(Impurity Behavior Test Loop,Na量約200l)を用いて、主としてNa中の酸素と水素の挙動を研究した。コールドトラップ温度の関数として、酸素および水素の溶解度を求めると、両者とも180$$^{circ}$$C以下で異常に高い値を示した。これはNa中で酸素と水素間にattractiveな相互作用が働き、(OH)種が安全に存在するためと仮定した。これより、(OH)種の溶解度を推定し、このデーターから(O)in Na+(H)in Na=(OH)in Naの反応の自由エネルギー変化〔?G°(kcal/mol)=-28+0.043T〕を求めた。また平衡水素圧力の温度変化から、みかけの水素溶解熱(?H=1.6kcal/mol)が得られた。さらにNa中に水素を添加することにより、300$$^{circ}$$CNa中の酸素活動度が減少することが測定された。この結果も酸素と水素の相互作用の仮定から説明された。

報告書

連続測定型Na液面計の設計

迫 淳; 浜野 昇

JAERI-M 5171, 21 Pages, 1973/02

JAERI-M-5171.pdf:0.79MB

金属抵抗管に内面から1本の電流導入端子と多数の電圧測定端子を等間隔で設けた連続測定型のNa用液面計を試作,試験し、さらに原子炉用としての可能性を検討するための試設計を行ない次の結論を得た。1)温度変化や管表面のNa膜などに対する補正は不要である。2)フルスケールの1%の精度を得ることは困難でない。3)系統のインピーダンスが低いので液面計の温度限界は管材料の特性のみで決まる。4)原子炉寿命中保守を不要としうる可能性がある。5)液体金属冷却型高速炉コンポーネントの液面モニターとして好適である。

論文

A New Thermometry for Liquid Sodium

桑原 純

IEEE(Inst.Electr.Electron.Eng.)Trans.Instrum.Meas., NS-19(1), p.899 - 906, 1972/02

抄録なし

論文

Reaction Between Uranium Carbides and Liquid sodium

渡辺 斉; 倉沢 利昌; 菊池 武雄; 古川 和男; 二瓶 勲

Journal of Nuclear Materials, 40, p.213 - 220, 1971/00

 被引用回数:6

抄録なし

論文

Testing of feasibility of ball bearings in liquid sodium environments

S.IWAI*; M.ISHII*; Nozawa, Masao*; Tamura, T.*; Abe, Y.*; A.TERAMOTO*; M.AKIYAMA*

ANL-7520 PART-II, p.121 - 129, 1968/00

抄録なし

報告書

Liquid Sodium Technology Developement, 1; Test loops, purification methods and Supplementary techniques

古川 和男; 山本 研; 二瓶 勲

JAERI 1129, 27 Pages, 1967/03

JAERI-1129.pdf:2.59MB

液体Na loop技術および関連技術の初期開発成果のうち1965年末までの成果を報告した。まず、使用された3本の試験ループ-すなわち、腐食試験ループ,精製法試験ループ,およびmother and daughter試験ループ系-の概要と運転経験を述べた。Mother and daughter試験ループは、mother loopで純度管理された一定不純物濃度のNaを用いて、数本のdaughter test loopで各種の実験をおこなう構成のものであり、技術開発にきわめて有用であった。次にループ内Na用精製装置(cold trap,cold finger,hot trap)の開発結果および標準運転法を示した。1st modelのcold trap酸化物捕獲性能は酸化物として1.3kg/30lであり、これはさらに約3倍改善されうることが結論された。その改善策の一つは、温度分布の可変制御である。腐食試験および浸炭試験結果も報告した。

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