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論文

TENDL-2017 benchmark test with iron shielding experiment at QST/TIARA

権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 落合 謙太郎*; 佐藤 聡*; 春日井 敦*

Fusion Engineering and Design, 144, p.209 - 214, 2019/07

先進核融合中性子源A-FNSの核設計で重要な20MeV以上の核データライブラリ検証のために、QST/TIARAの40MeV, 65MeV準単色中性子入射鉄遮蔽実験を使ってTENDL-2017のベンチマークテストを行った。計算で得られた中性子スペクトルに30MeV付近で不自然な山が生じることが見つかった。この原因を詳細に調べた結果、30MeV中性子入射の$$^{54}$$Fe, $$^{56}$$Fe, $$^{58}$$Feの2次中性子スペクトルデータに問題があり、不自然な山が生じることを明らかにした。同じ問題がTENDL-2017, TENDL-2015, FENDL-3.1dの多くの核種で起こっていることもわかった。

論文

Performance of large volume LaBr$$_{3}$$ scintillation detector equipped with specially-designed shield for neutron resonance capture analysis

土屋 晴文; 小泉 光生; 北谷 文人; 原田 秀郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 932, p.16 - 26, 2019/07

A large-volume ($$phi$$12.0 cm$$times$$12.7 cm) LaBr$$_{3}$$ scintillation detector equipped with a specially-designed radiation shield was evaluated for neutron resonance capture analysis at the neutron time-of-flight (TOF) facility GELINA. By using the LaBr$$_{3}$$ detector with and without the shield, measurements were carried out at a 13-m TOF station with three metallic samples, namely, Ni, Cr, and Fe. In addition, Monte Carlo simulations with Geant4 were performed, and the results were compared with the measurements to analyze the observed energy spectra and TOF spectra. Energy spectra obtained with the shield showed that prompt $$gamma$$-ray peaks emitted from each sample can be used to identify the isotopes. Moreover, the signal-to-noise ratios of resonance peaks in a TOF spectrum with the shield were enhanced 1.5-2.5 in comparison with those without the shield. Furthermore, simultaneous measurements conducted using the three samples demonstrated that the shield employed herein was indispensable for identifying impurities in a composite sample such as particle-like fuel debris.

報告書

平成30年度研究開発・評価報告書; 評価課題「原子力基礎工学研究」(中間評価)

原子力基礎工学研究センター; システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2019-002, 44 Pages, 2019/06

JAEA-Evaluation-2019-002.pdf:2.69MB
JAEA-Evaluation-2019-002-appendix(CD-ROM).zip:12.94MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成30年3月29日改訂)等に基づき、原子力基礎工学研究に関する中間評価を原子力基礎工学研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、原子力基礎工学研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された原子力基礎工学研究センターとシステム計算科学センターの運営、及び原子力基礎工学研究の実施に関する説明資料の検討、並びに口頭発表と質疑応答を行った。本報告書は、原子力基礎工学研究・評価委員会より提出された中間評価の内容をまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。

論文

Measurement of thermal neutron capture cross section of $$^{71}$$Ga with dual monitor foils and covariance analysis

Panikkath, P.*; 大塚 直彦*; 岩元 洋介; Mohanakrishnan, P.*

European Physical Journal A, 55(6), p.91_1 - 91_9, 2019/06

ENDF/B-VIIIなど多くの評価済データライブラリで$$^{71}$$Gaの熱中性子捕獲断面積を4.7b前後と評価している一方、JENDL-4.0では約20%低い値の3.71bと評価している。これらの断面積データの多くは、絶対値を決定するモニター箔を用いた放射化測定で得られたものであるが、古い年代のものが多く、結果は採用されるモニター箔に依存している可能性がある。そこで、$$^{71}$$Gaの熱中性子捕獲断面積を複数のモニター箔を用いて再測定した。本実験では、コンクリートで減速したAm-Be線源からの中性子を、$$^{71}$$Ga箔と$$^{197}$$Au及び$$^{55}$$Mnのモニター箔を組み合わせた試料に照射し、放射化した箔から放出される$$gamma$$線をゲルマニウム検出器で測定した。ここで、試料中の中性子の自己遮蔽効果を粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて計算したところ、0.1%以下と寄与が小さいことが分かった。この結果も参照して、AuとMnの測定結果から共分散行列の非対角化成分を導出し、これを用いて$$^{71}$$Gaの熱中性子断面積の重みつき平均とその不確かさを導出した。その結果、$$^{71}$$Gaの熱中性子断面積として4.05$$pm$$0.27bとなり、JENDL-4.0の値3.71bに近い値を得た。

論文

Measurements of the $$^{243}$$Am neutron capture and total cross sections with ANNRI at J-PARC

木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司*; 中尾 太郎*; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.479 - 492, 2019/06

Neutron total and capture cross sections of $$^{243}$$Am have been measured in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex with a neutron TOF method. The neutron capture cross section in the energy region from 10 meV to 100 eV was determined using an array of Ge detectors. Three samples with different activities were used for measurements of the capture cross section. The neutron total cross section in the energy region from 4 meV to 100 eV was measured using Li-glass detectors. Derived cross-section value at neutron energy of 0.0253 eV is 87.7$$pm$$5.4 b for the capture cross section and 101$$pm$$11 b for the total cross section.

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section and resonance integral of neptunium-237

中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06

放射化法により$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)$$^{238}$$Np反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を測定した。$$^{237}$$Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定して$$sigma_{0}$$を測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれと186.9$$pm$$6.2 barn、及び1009$$pm$$90 barnと導出した。

論文

Smooth self-energy in the exact-diagonalization-based dynamical mean-field theory; Intermediate-representation filtering approach

永井 佑紀; 品岡 寛*

Journal of the Physical Society of Japan, 88(6), p.064004_1 - 064004_5, 2019/06

核燃料物質であるウラン化合物や高温超伝導体である銅酸化物高温超伝導体などの強相関電子系における物性を評価するためには、動的平均場理論などの高精度なシミュレーション手法の開発が必須である。近年、機械学習関連手法の一つであるスパースモデリングを用いることで、シミュレーションにおいて保持すべき情報量が実際の数値計算の情報よりもはるかに少ないことが示されている。本論文では、このスパースモデリングの手法を厳密対角化を用いた動的平均場理論へと適用することにより、限られたシステムサイズから滑らかな自己エネルギーを計算する方法を提案する。なお、上記課題の解決にあたり、スパースモデリングによって得られる新しい基底を用いてグリーン関数を表現することによって、限られた基底の数で自己エネルギーを展開することに成功し、動的平均場理論の収束性とシステムサイズ依存性をコントロールすることに成功した。この手法の開発により、核燃料物質をはじめとする強相関電子系のシミュレーションの精度コントロールが可能となると期待できる。これらの結果は、広く原子力分野のためのシミュレーション技術開発に資する成果である。

論文

科学と技術のための核データ国際会議(ND2019),3; 評価・理論

中山 梓介; 岩本 修; 岩本 信之; 橋本 慎太郎

核データニュース(インターネット), (123), p.53 - 59, 2019/06

2019年5月19日から24日まで中国ナショナルコンベンションセンターにて、2019年科学と技術のための核データ国際会議(ND2019)が開催された。核データ国際会議は3年に一度開催される核データ研究分野の中で規模の最も大きな国際会議である。本稿ではND2019の会議報告の一部として、本会議で行われた核データ評価及び理論に関する発表の概要を記した。

論文

福島第一原子力発電所における事故対応ワークロード分析に基づく緊急時対応力向上に関する研究

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.55 - 68, 2019/06

本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の緊急時対策本部における事故時のワークロードマネジメントを分析することにより、緊急時対応力向上を目的としたものである。選定した事象は、緊急時対応力が求められた福島第一原子力発電所の3号機におけるHPCIの停止による原子炉注水停止から、原子炉への注水回復を暫定的に回復することに成功した時間帯の緊急時対策本部の対応である。テレビ会議システムの映像を文字起こししたデータを基本データとし、会議録では事実関係の把握が難しい時には、各報告書や調書を参照した。また、ワークロードマネジメントを評価する手法は、Crew Resource Managementの手法を参照した。本研究により、発電所対策本部のワークロードマネジメントの実態が明らかになるとともに、緊急対応力向上のために、発電所対策本部および関係する外部組織に求められる課題が明らかになった。

論文

Thick target neutron yields from 100- and 230-MeV/nucleon helium ions bombarding water, PMMA, and iron

Tsai, P.-E.; Heilbronn, L. H.*; Lai, B.-L.*; 岩田 義之*; 村上 武*; Sheu, R.-J.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 449, p.62 - 70, 2019/06

100および230MeV/核子のヘリウムイオンが厚い鉄, PMMA,水ターゲットで止まった際に放出される二次中性子について波形弁別法と飛行時間法を用いて液体シンチレータで測定した。測定値を分析したところ、二次中性子は入射粒子の破砕、入射粒子と標的原子核の重複部からの放出、標的核の蒸発の成分に分類できることが分かった。測定された中性子収量の二重微分,角度微分,生成総量については、PHITS, FLUKA, MCNPの各計算コードのベンチマークに使用した。デフォルトのモデルを使用したこれらのコードの計算値は、低中エネルギーで中大角度に放出された場合の、実験値とよく一致した。一方、PHITSの核反応モデルは一部の核反応メカニズムで改善が必要なことも見いだされ、本実験結果はモデル改良にとって重要な参考データとなる。

論文

Development of field estimation technique and improvement of environmental tritium behavior model

横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; 安藤 麻里子; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 14(Sp.2), p.3405099_1 - 3405099_4, 2019/06

核融合科学研究所は、2017年に大型ヘリカル装置を用いたD-D実験を開始した。施設の安全確保のためにはD-D反応で生成するトリチウムの環境中移行評価法の確立が重要となる。大気及び土壌中のトリチウム水(HTO)は植生に移行し、光合成を経て有機物トリチウム(OBT)が生成される。OBTは植生中に滞留し、経口摂取による被ばくを引き起こすため、トリチウム放出においてはOBT生成の予測が重要となる。本研究は、簡易なコンパートメントモデルと実用性の高いパラメータを使用して上述した環境中トリチウム移行を推定することを目的とする。これまでに、大気・土壌・植生系から成る簡易なコンパートメントモデルを提案し、精緻なモデルであるSOLVEGとの比較によりモデルの検証を図った。本研究では、簡易モデルへの湿性沈着過程の導入及び土壌の通気性や大気・土壌・植生中トリチウム濃度の測定によるパラメータの取得、更にはOBT分析時の簡便な前処理手法の確立を計画している。

論文

FE-SEM observations of multiple nanohillocks on SrTiO$$_{3}$$ irradiated with swift heavy ions

喜多村 茜; 石川 法人; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 山本 春也*; 八巻 徹也*

Transactions of the Materials Research Society of Japan, 44(3), p.85 - 88, 2019/06

高速重イオンがセラミックスに真上から入射すると、イオン一つに対してヒロック(ナノメートルサイズの隆起物)が一つ表面に形成される。一方で近年、SHIがチタン酸ストロンチウム(SrTiO$$_{3}$$)や酸化チタン(TiO$$_{2}$$)の表面をかするように入射した場合、表面にはイオンの飛跡に沿って連続的に複数個のヒロックが形成されると報告された。これらは原子間力顕微鏡(AFM)を用いて観察されており、観察結果にはAFMのプローブ寸法由来の測定誤差を含んでいる。そこで本研究では、ヒロックのサイズより十分小さい分解能(1.5nm)を有し、非接触で観察可能な電界放出形走査電子顕微鏡(FE-SEM)を用いて連続ヒロックを観察し、形状の違いを検討した。SrTiO$$_{3}$$はNbを添加することで電気伝導性が発現する。SrTiO$$_{3}$$(100)とNbを0.05wt%添加した単結晶SrTiO$$_{3}$$(100)に対し、350MeVのAuビームを、単結晶表面に対するイオンの入射角が2度以下となるよう照射した。照射後のFE-SEM観察によって、SrTiO$$_{3}$$(100)表面には長さ数百nmにわたって直径20nmのヒロックが連続的に形成されていた一方で、Nbを添加したSrTiO$$_{3}$$(100)表面では、ほぼ同じ長さで凹状に溝が形成されていることがわかった。これらの形状の違いは電気伝導性とそれによる熱伝導性の違いが起因し、イオントラックの温度が融点付近になるSrTiO$$_{3}$$(100)ではヒロックが、昇華温度にまで上昇するNb添加SrTiO$$_{3}$$(100)では溝ができると考えられる。

論文

Importance of root uptake of $$^{14}$$CO$$_{2}$$ on $$^{14}$$C transfer to plants impacted by below-ground $$^{14}$$CH$$_{4}$$ release

太田 雅和; 田中 拓*

Journal of Environmental Radioactivity, 201, p.5 - 18, 2019/05

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

放射性廃棄物地下処分施設から漏洩する$$^{14}$$CH$$_{4}$$は、土壌中で微生物による酸化を受けて$$^{14}$$CO$$_{2}$$となる。既存の$$^{14}$$C移行モデルでは、土壌中$$^{14}$$CO$$_{2}$$の植生への移行が主に葉面吸収によって起こることが仮定されている。一方、$$^{14}$$CO$$_{2}$$の経根吸収の影響は把握されていない。本研究は、$$^{14}$$CO$$_{2}$$の経根吸収が植生への$$^{14}$$C移行に及ぼす影響を評価するため、土壌中の$$^{14}$$CH$$_{4}$$の輸送と酸化をモデル化し、これを陸面$$^{14}$$CO$$_{2}$$移行モデル(SOLVEG-II)に組み込んだ。モデルによる土壌中$$^{14}$$CH$$_{4}$$移行の計算性能は、深部土壌への$$^{13}$$CH$$_{4}$$注入の野外実験データを用いて検証した。次に、モデルを地下水面(深度1m)からの$$^{14}$$CH$$_{4}$$の連続放出時の陸面$$^{14}$$C移行に適用した。土壌中で根が浅く分布(深度11cm)する状況では、植生への$$^{14}$$C移行では$$^{14}$$CO$$_{2}$$の葉面吸収の影響が支配的となり、葉への$$^{14}$$C蓄積の80%に寄与した。一方、根が地下水面近くまで分布(深度97cm)する状況では、葉への$$^{14}$$C蓄積の半分以上(63%)が経根吸収によってもたらされた。更に、メタン酸化が土壌深部(深度20cmあるいは80cmまで分布)で起きた場合には、葉に蓄積した$$^{14}$$Cの全量が経根吸収によってもたらされた。これらの結果から、根が地下水面近くまで分布し、$$^{14}$$CH$$_{4}$$の酸化が土壌深部で起きる場合は、$$^{14}$$CO$$_{2}$$の経根吸収が植生への$$^{14}$$C移行において支配的となることが明らかとなった。

論文

Phenomenological level density model with hybrid parameterization of deformed and spherical state densities

古立 直也*; 湊 太志; 岩本 修

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.412 - 424, 2019/05

本研究では、球形状態と変形状態において異なる準位密度パラメータで与えられる現象論的準位密度の計算手法と、$$s$$波中性子共鳴幅の実験データを用いた準位密度パラメータの最適化法について議論を行う。球形状態から変形状態への遷移の記述は、微視的核構造計算から導出された計算結果をもとに、パラメータ化を実行し、準位密度を導出した。また、得られた準位密度を用いて、統計モデルによる核子・核反応計算も行った。球形,変形およびそれらの中間の状態を持つ原子核を標的核として計算を実行し、得られた結果が実験データとほぼ良い一致を示すことが分かり、本モデルの妥当性が示された。本研究では、計算された断面積に対する回転集団運動による状態密度の増大の効果についても議論を行う。

論文

Estimating internal dose coefficients of short-lived radionuclides in accordance with ICRP 2007 Recommendations

真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.385 - 393, 2019/05

高エネルギー加速器施設では、高エネルギー粒子と施設構造物、施設内の空気等との核反応によって様々な放射性核種が生成され、施設作業者に対する潜在的な内部被ばく源となる。しかしながら、国際放射線防護委員会(ICRP)が公開しているICRP 2007年勧告に従う線量係数(放射性核種1Bq摂取当たりの預託実効線量)の中には、半減期が10分未満の短半減期核種は含まれていない。そこで、本研究では対応する元素の体内動態モデル等に基づき、このような短半減期核種の吸入摂取及び経口摂取に対するICRP 2007年勧告に従う線量係数を評価した。その結果をICRP 1990年勧告に従う線量係数と比較したところ、吸入摂取では線量係数が減少し、経口摂取では増加する傾向が見られた。こうした線量係数の変化は、線量計算手順の変更や消化管モデルの改訂等が原因であることが明らかになった。この結果は、高エネルギー加速器施設におけるICRP 2007年勧告に対応した放射線防護計画の立案に有用なものとなる。

論文

Quasiparticle bound states around fractional vortices in $$s$$-wave superconductor

永井 佑紀; 加藤 雄介*

Journal of the Physical Society of Japan, 88(5), p.054707_1 - 054707_8, 2019/05

近年、物質を層状に重ねたマイクロデバイスの作製が可能になり、それらを用いた革新的デバイス作製へ向けて世界中で盛んに研究が行われている。特に、超伝導体のNbの2層構造を作製することで、従来とは異なった超伝導磁束状態である分数量子渦状態がSQUID顕微鏡で観測できた、という報告がなされており、興味を持たれている。しかしながら、具体的にどのような量子状態が実現しているかは明らかではなかった。本論文では、この実験の理論的解析を目的として、超伝導体に分数量子渦が生じた場合における準粒子束縛状態のエネルギー依存性の理論計算結果を報告する。なお、上記課題の解決にあたり、数値計算と近似的解析計算を駆使することで、分数量子渦の周りには特徴的なパターン構造が現れることを示唆し、そのパターンが走査型トンネル顕微鏡で観測可能であることを示した。これらの結果は、界面や表面を利用したデバイス開発に資する成果であり、広く原子力分野の材料開発のためのシミュレーション基盤開発にも資する成果である。

論文

Synergy of turbulent and neoclassical transport through poloidal convective cells

朝比 祐一*; Grandgirard, V.*; Sarazin, Y.*; Donnel, P.*; Garbet, X.*; 井戸村 泰宏; Dif-Pradalier, G.*; Latu, G.*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 61(6), p.065015_1 - 065015_15, 2019/05

 パーセンタイル:100

Full-fジャイロ運動論コードGYSELAを用いて輸送過程へのポロイダル対流セルの影響を調べた。この目的のために、対流セルのフィルタを適用し、フィルタ有無のシミュレーション結果を比較した。フィルタを適用することで磁気ドリフトに駆動されるエネルギー束が半減することがわかった。対流セルの周波数スペクトは乱流レイノルズ応力テンソルの周波数と対応し、対流セルが乱流によって駆動されることを示した。この対流セルの効果は乱流と新古典のダイナミクスの相互作用と考えられる。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 2; Fuel cladding oxidation

根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 4; Investigation of fuel loading effects in BWR spent fuel rack

東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。

論文

Development of evaluation method for aerosol particle deposition in a reactor building based on CFD

堀口 直樹; 宮原 直哉; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 逢坂 正彦

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉の安全性向上に必要なシビアアクシデント時の現実的なソースターム評価に資するため、原子炉建屋内部構造物へのエアロゾル状核分裂生成物(FP)沈着量の評価手法を開発している。本稿では、本評価手法のベースとなるCFDツールを開発し、代表的な建屋及び流動条件を想定した予備解析によって性能を確認した結果について報告する。予備解析の結果、原子炉建屋内のエアロゾル粒子の挙動は流動場に大きく影響されることが分かり、熱流動の詳細な取り扱いが可能な本CFDツールの有効性を確認した。また、原子炉建屋の除染係数は4$$sim$$14となり、粒径増加に伴い除染係数も増加した。この傾向は、粒子の運動方程式から予測される傾向と整合することから、本CFDツールの有用性を確認した。

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