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論文

Normal spectral emissivity, specific heat capacity, and thermal conductivity of type 316 austenitic stainless steel containing up to 10 mass% B$$_{4}$$C in a liquid state

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Journal of Nuclear Materials, 568, p.153865_1 - 153865_12, 2022/09

炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)含有316系オーステナイトステンレス鋼(SS)の垂直分光放射率,比熱,熱伝導率を、SS-$$x$$ mass%B$$_{4}$$C (10%まで)の組成範囲と幅広温度範囲で、静磁場電磁浮遊法により実験的に測定した。SS-B$$_{4}$$Cメルトについては、垂直分光放射率,比熱は温度に対してほぼ一定、熱伝導率は正の温度依存性は無視できるほど小さい。1800Kでの各物性値のB$$_{4}$$C含有依存性は、SS-B$$_{4}$$疑似二元系では共晶組成(3mass%B$$_{4}$$C程度)をまたがると異なる傾向を示した。

論文

Numerical simulation of sodium mist behavior in turbulent Rayleigh-B$'e$nard convection using new developed mist models

大平 博昭*; 田中 正暁; 吉川 龍志; 江連 俊樹

Annals of Nuclear Energy, 172, p.109075_1 - 109075_10, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR)のカバーガス領域におけるミスト挙動を高精度で評価するため、混合気体のレイリー・ベナール対流(RBC)に対する乱流モデルを選定するとともに、ミストに対するレイノルズ平均数密度とミストの運動量方程式を開発し、OpenFOAMコードに組み込んだ。最初に、単純な並列チャネルのRBCを、Favre平均k-$$omega$$SSTモデルを使用して計算した。その結果、平均温度と流量特性はDNS, LES、および実験の結果とよく一致した。次に、本乱流モデルと新しく開発したミストモデルを用いて、SFRのカバーガス領域を模擬した熱伝達試験装置を計算した。その結果、計算された高さ方向の平均温度分布とミスト質量濃度が試験結果とよく一致した。本研究により、SFRのカバーガス領域において乱流RBC環境でのミスト挙動を高精度にシミュレートできる手法を開発した。

論文

衝突板式粉砕機の粉砕特性の解析

川口 浩一; 瀬川 智臣; 石井 克典

粉体工学会誌, 59(6), p.283 - 290, 2022/06

日本原子力研究開発機構では、高速炉用燃料製造プロセスにおける規格外ペレットを有効利用するため、これを粉砕して原料粉と混合して再利用する技術の開発を進めている。粉砕前後の粒子径分布を詳細に解析することにより、粉砕粉が粒子径分布の特徴の異なる3種類の成分粒子から構成されることを示した。また、供給粉粒子径分布から粉砕粉粒子径分布を予測する手法について検討した。

論文

Viscosity measurements of molten metal using an improved oscillating crucible method

佐藤 理花*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将

International Journal of Thermophysics, 43(6), p.85_1 - 85_15, 2022/06

本研究では、振動の周期と対数減衰から最小二乗法を基にした簡易な粘度測定法を開発した。提案手法の再現性を確認するため、溶融ニッケルの粘度を測定した結果、文献で報告されたものと良い一致が見られた。測定誤差は$$pm$$3%であり、実験データは良い再現性を示した。提案した測定手法は高い精度を持つことが示された。

論文

A Design study on a metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide transmutation by loading silicon carbide composite material

大釜 和也; 原 俊治*; 太田 宏一*; 永沼 正行; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.735 - 747, 2022/06

A metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide (MA) transmutation was designed by loading silicon carbide composite material (SiC/SiC) which can improve sodium cooled fast reactor (SFR) core safety characteristics such as sodium void reactivity worth and Doppler coefficient due to neutron moderation. Based on a 750 MWe metal fueled SFR core concept designed in a prior work, the reactor core loading fuel subassemblies with SiC/SiC wrapper tubes and moderator subassemblies was designed. To improve the reactor core safety characteristics efficiently, three layers of SiC/SiC moderator subassemblies were loaded in the core by replacing 108 out of 393 fuel subassemblies with the moderators. The reactor core with approximately 20 wt% MA-containing metal fuel satisfied all safety design criteria and achieved the MA transmutation amount as high as 420 kg/GWe-y which is twice as high as that of the axially heterogeneous core with inner blanket and upper sodium plenum, and two-thirds of that of the accelerator-driven system.

論文

Thermal decomposition of perlite concrete under different water vapor pressures

岩崎 春*; 酒井 康宏*; 菊地 晋; 古賀 信吉*

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 147(11), p.6309 - 6322, 2022/06

高速炉の構造コンクリートに用いられるパーライトコンクリートの多段的な熱分解反応に対する雰囲気水蒸気の影響について、速度論解析手法(KDA)による各反応段階の詳細を検討した。その結果、水蒸気の影響により、水酸化カルシウムの熱分解反応の遅れや炭酸カルシウムの熱分解反応の加速を特定した。

論文

JENDL-5の完成と数値解析への適用の展望,4; 高速炉体系におけるJEDNL-5の積分ベンチマーク解析

横山 賢治; 谷中 裕

核データニュース(インターネット), (132), p.25 - 33, 2022/06

日本原子力学会2022年春の年会の企画セッションにおいて報告した高速炉体系におけるJENDL-5の積分ベンチマーク解析の結果について紹介する。日本の評価済核データライブラリJENDLの最新版となるJENDL-5が2021年12月に公開された。JENDL-5の高速炉体系への適用性を確認するため、原子力機構で整備を進めている高速炉核設計基本データベースに含まれる積分実験データを対象としたベンチマーク解析を行った。高速炉の標準的な体系における主要な核特性に対して、JENDL-5の解析値と実験値の比(C/E値)はJENDL-4.0とほぼ同じ値となることを確認した。企画セッションでは、感度解析による分析結果を報告したが、この結果については学会の予稿に記載したので、ここではJENDL-5の開発途中のバージョンの結果を追加し、報告済みの感度解析の結果との関係について議論する。

論文

Measurements of thermal conductivity for near stoichiometric (U$$_{0.7-z}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{z}$$)O$$_{2}$$ (z = 0.05, 0.10, and 0.15)

横山 佳祐; 渡部 雅; 所 大志郎*; 杉本 理峻*; 森本 恭一; 加藤 正人; 日野 哲士*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101156_1 - 101156_7, 2022/06

高レベル放射性廃棄物の減容化の一環として、マイナーアクチニドを含んだ酸化物燃料が高速炉における選択の一つである。しかし、高Am含有MOX燃料の熱伝導率に関する実験データがないために、燃料中のAm含有量が熱伝導率に及ぼす影響は明らかとなっていない。本研究では化学量論組成近傍における(U$$_{0.7-z}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{z}$$)O$$_{2}$$ (z = 0.05, 0.10, and 0.15)の熱伝導率をレーザーフラッシュ法を用いて室温から1473Kまでの範囲で測定した。結果として、熱伝導率はAm含有量が増加するに従い低下する傾向を示し、1473Kまでは古典的フォノン輸送モデル((A+BT)$$^{-1}$$)に従うことが明らかとなった。係数AはAm含有量に比例して増加する傾向を示し、U$$^{5+}$$及びAm$$^{3+}$$が固溶することによるイオン半径の変化がフォノン伝導に影響したためであると考えられる。係数BはAm含有量に依存しない傾向を示した。

論文

Phase-field mobility for crystal growth rates in undercooled silicates, SiO$$_2$$ and GeO$$_2$$ liquids

河口 宗道; 宇埜 正美*

Journal of Crystal Growth, 585, p.126590_1 - 126590_7, 2022/05

過冷却ケイ酸塩,SiO$$_2$$,GeO$$_2$$融液中の11種類の酸化物または混合酸化物の結晶化におけるフェーズフィールド易動度$$L$$と結晶成長速度をフェーズフィールドモデル(PFM)を用いて計算し、$$L$$の物質依存性を議論した。実験の結晶成長速度と$$L=1$$のPFMシミュレーションから得られた結晶成長速度の比は、両対数プロットで結晶成長における固液界面プロセスの$$frac{TDelta T}{eta}$$のべき乗に比例した。また$$L=A(frac{k_{B}TDelta T}{6pi^{2}lambda^{3}eta T_{m} })^{B}$$のパラメータ$$A$$$$B$$$$A=6.7times 10^{-6}-2.6$$m$$^4$$J$$^{-1}$$s$$^{-1}$$,$$B=0.65-1.3$$であり、材料に固有の値であることが分かった。決定された$$L$$を用いたPFMシミュレーションにより、実験の結晶成長速度を定量的に再現することができた。$$A$$$$T_{m}$$における単位酸素モル質量あたりの陽イオンモル質量の平均の拡散係数と両対数グラフで比例関係にある。$$B$$は化合物中の酸素モル質量あたりの陽イオンのモル質量の総和$$frac{Sigma_{i}M_{i}}{M_{O}}$$に依存する。$$frac{Sigma_{i}M_{i}}{M_{O}}leq 25$$では、陽イオンのモル質量が大きくなるにつれて$$B$$は小さくなる。陽イオンのモル質量は陽イオンの移動の慣性抵抗に比例するため、$$B$$は陽イオンのモル質量の逆数で減少する。$$frac{Sigma_{i}M_{i}}{M_{O}}geq 25$$の重い陽イオンのケイ酸塩の結晶化では、$$B$$は約$$0.67$$で飽和し、$$T_{p}approx 0.9T_{m}$$となる。

論文

Influence of atmospheric CO$$_{2}$$ on the thermal decomposition of perlite concrete

酒井 康宏*; 岩崎 春*; 菊地 晋; 古賀 信吉*

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 147(10), p.5801 - 5813, 2022/05

高速炉の構造コンクリートに用いられるパーライトコンクリートの多段的な熱分解反応に対する雰囲気二酸化炭素の影響について、速度論解析手法(KDA)により各反応段階の詳細を検討した。その結果、二酸化炭素の影響により、水酸化カルシウムの炭酸化と炭酸カルシウムの熱分解反応の遅れを特定した。

論文

Boundary condition free homogenization and evaluation of its performance in fast reactor core analysis

丸山 修平

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05

本論文は新しい均質化法「Boundary Condition Free Homogenization (BCFH)」を提案した。従来の均質化法では、セル計算において特定の境界条件または周辺領域を仮定することにより、炉心計算とセル(集合体)計算を分離している。これらの仮定にはあいまいさや近似があり、評価結果の精度の低下を引き起こす原因にもなる。BCFHはこれらの問題を回避し、均質化等に係るセル計算の精度を向上させることを目的としている。著者は反応率保存に関連するセル内の物理量が流入部分中性子流に対して保存されるという条件を課した。すなわち、セル平均中性子束と流出部分中性子束の応答行列は均質-非均質系で同じになるものとした。これにより得られる断面積,SPH因子,不連続因子等の均質化パラメーターは特定の境界条件に依存しなくなる。このようにして得られた新しい均質化パラメータは、従来のベクトル形式から行列形式に拡張されたものとなる。BCFHの性能を調査するために、我が国のナトリウム冷却高速炉の炉心概念を使用して数値実験を行った。その結果、BCFHは従来の方法と比較して制御棒の反応度価値や反応率分布を評価するのに特に有効であることがわかった。この結果に基づき、BCFHは炉心解析における1つの有望な均質化の概念になりえると結論付けた。

論文

Applicability study of Bayesian optimization in core neutronic design using a toy model

桑垣 一紀; 横山 賢治

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、先進的な原子炉を対象とした革新的な設計手法であるARKADIA (Advanced Reactor Knowledge- and AI-aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle)の開発を進めている。ARKADIAの開発項目の一つに、炉心核計算や熱流動計算、燃料の健全性評価、プラント動的解析などを行い、炉心・燃料仕様の最適化を自動で行うシステムの構築がある。このシステムは、燃料ピン径や炉心高さ・直径等の設計パラメータを変化させながら、炉心性能で定義される目的関数を最小化(または最大化)する最適設計を、自動で求めるように実装される。本研究では、そのシステム開発の第一段階として、炉心核設計のみに焦点をあて、自動最適化に関する検討を行った。最適化アルゴリズムには、目的関数の評価コストが大きい問題に有効とされているベイズ最適化手法(Bayesian Optimization: BO)を選定した。トイモデルを用いて、核設計最適化の単目的最適化例題、及び2目的最適化例題を設定し、BOの適用性検討を行った。解析の結果、前者については、BOは少ない試行回数で、参照解をよく再現する最適解を得ることができ、一ケース当たりの評価コストが大きい核設計において、その有用性が示された。後者については、BOによって、参照解を再現するようなパレート解セットを求めることができると示された。

論文

Thermal behavior and kinetics of the reaction between liquid sodium and calcium hydroxide

菊地 晋; 古賀 信吉*

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 147(7), p.4635 - 4643, 2022/04

ナトリウム冷却高速炉では、構造コンクリートを保護するライナが破損に至るような液体ナトリウムの漏えいが発生した場合、ナトリウム-コンクリート反応が発生する。高速炉構造コンクリートは主要な部位にシリカ系コンクリートが使用され、その表層に断熱・保護機能を持たせたパーライトコンクリートを敷設している。そのため、ナトリウム-コンクリート反応の初期段階におけるパーライトコンクリートとナトリウムの反応に着目する必要がある。本研究では、その第一段階として、ナトリウムと水酸化カルシウムとの反応を対象とした熱分析を実施した。その結果、当該反応は550Kで開始し、反応生成物としてカルシアや水酸化ナトリウムが生成することが分かった。また、当該反応の速度論評価を実施し、活性化エネルギーを求めた。

論文

Activities of the GIF safety and operation project of the sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; Tsige-Tamirat, H.*; Kang, S. H.*; Summer, T.*; Chenaud, M. S.*; Rozhikhin, E.*; Wang, J.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04

第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」,WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける2019年の活動を報告する。

論文

Development of density control technologies for MOX pellet using dry recycled powders

仁科 匡弘; 武内 健太郎; 村上 真一

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04

高速炉MOX燃料の製造技術として、焼結ペレットから乾式回収技術によって得られた粉末を利用する技術を開発している。乾式回収にはロールクラッシャー及びジェットミルが用いられ、3種類(粗目,中目,細目)の乾式回収粉末を得ることができる。本研究では、乾式回収粉末の粒度と添加率をパラメータとしてMOXペレットの密度を制御する技術を開発することを目的とし、乾式回収粉末の添加がペレット品質に与える影響を評価した。

論文

Material data acquisition activities to develop the material strength standard for sodium-cooled fast reactors

豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 橋立 竜太; 加藤 章一

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04

Adopting the 60-year design is regarded as one of the most effective means for the practical realization of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which improves the economic efficiency and reduces the radioactive waste of SFR. In addition, since the happening of the severe accident (SA) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the structural integrity evaluation of SA has been emphasized on SFR as well. As for the practical realization of SFR, it is indispensable to improve materials strength standards such as the extremely high temperature material properties which is required for the application of structural integrity evaluation during the happening of SA. In order to make it possible to evaluate the structural integrity during 60-year design and SA, JAEA is working on the sophistication of the material strength standards. Moreover, material strength tests such as high temperature tensile tests, creep tests and fatigue tests are conducted systematically. In the paper, the overall picture of material testing that we have acquired or plan to acquire in order to establish the JSME standard will be reported.

論文

Investigation on natural circulation for decay heat removal in reactor vessel of sodium-cooled fast reactor

相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*; 中根 茂*; 石田 勝二*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するため、シビアアクシデント時を含む炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握するために1/10縮尺水試験を実施した。本試験装置は、浸漬型DHX,貫通型DHX及びRVACSの3種類の冷却機器を有しており、かつ炉内各所に溶融燃料を模擬した電気ヒータを設置している。これより、本試験装置では、様々な条件下での炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握することができる。本研究では、浸漬型DHX, RVACS運転時の炉容器内自然循環特性を温度計測試験及びPIV計測より検討した。さらに、温度変動がPIV計測に与える影響を定量的に評価した。

論文

France-Japan collaboration on thermodynamic and kinetic studies of core material mixture in severe accidents of sodium-cooled fast reactors

Quaini, A.*; Goss$'e$, S.*; Payot, F.*; Suteau, C.*; Delacroix, J.*; Saas, L.*; Gubernatis, P.*; Martin-Lopez, E.*; 山野 秀将; 高井 俊秀; et al.

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04

CEAと原子力機構は、現在の実施体制の下で新しいサブタスク、炉心混合物質における相互作用の動力学、炉心混合物質の物性、UO$$_{2}$$-Fe-B$$_{4}$$C系の高温熱力学データ、B$$_{4}$$C-SS速度論およびB$$_{4}$$C-SS共晶材料の再配置(凍結)に関する実験的研究、SIMMERコードシステムのB$$_{4}$$C/SS共晶および動力学モデル、混合物の液相化速度をモデル化するための方法論を定義した。この論文は、以前の実施協定の下での日仏協力で得られた主要な研究開発結果と、現在の協定の下での実験的および分析的ロードマップについて説明する。

論文

Progress in conceptual design of a pool-type sodium-cooled fast reactor in Japan

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 鈴野 哲司*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*; 村上 久友*; 鵜澤 将行*; et al.

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 11 Pages, 2022/04

プール型ナトリウム冷却高速炉の概念設計研究を行っている。本検討では、日本の地震対策、原子炉容器の熱流動、崩壊熱除去システムの設計などの主な課題の報告を行う。日本に650MWeのタンク型ナトリウム炉が設置される場合、厳しい地震に対する設計が必要で、原子炉構造を強化している。また、新たに3次元免震システムの開発も進めている。

論文

French-Japanese experimental collaboration on fuel-coolant interactions in sodium-cooled fast reactors

Johnson, M.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*; Brayer, C.*; Clavier, R.*; Montazel, A.*; Pluyette, E.*; 松場 賢一; 江村 優軌; 神山 健司

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04

シビアアクシデントに関する日仏共同実験の一環として、ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内下部プレナムへ溶融燃料が流出した時の燃料-冷却材相互作用について、その解明に向けた研究を実施している。MELT施設では、ナトリウム中へ流出したキログラム単位の模擬溶融炉心物質が急冷される様子をX線で可視化することができる。現在準備中のSERUA施設では、融体と冷却材の接触境界面温度が上昇した場合の沸騰熱伝達を評価するためのデータ取得を予定している。この論文では、これらの施設を活用した実験協力の現状について紹介する。

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