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論文

Numerical simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test using finite volume particle method

Zhang, T.*; 船越 寛司*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司

Annals of Nuclear Energy, 150, p.107856_1 - 107856_10, 2021/01

The EAGLE ID1 test was performed by the Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of fuel discharge from a fuel subassembly with an inner duct structure. The experimental results suggested that the early duct wall failure observed in the test was initiated by high heat flux from the molten pool comprising liquid fuel and steel. In addition, the post-test analyses showed that the high heat flux may be enhanced effectively by molten steel in the pool. In this study, a series of thermal-hydraulic behaviors in the ID1 test was analyzed to investigate the mechanisms of molten pool-to-duct wall heat transfer using a fully Lagrangian approach based on the finite volume particle method. The present 2D particle-based simulation demonstrated that a large thermal load on the duct wall can be caused by direct contact of the liquid fuel with nuclear heat and high-temperature liquid steel.

論文

Experimental study on secondary droplets produced during liquid jet impingement onto a horizon solid surface

Zhan, Y.*; 桑田 裕介*; 大川 富雄*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 120, p.110249_1 - 110249_12, 2021/01

Experiments were preformed to measure the mass and size of secondary droplets splashed during liquid jet impingement onto a horizontal solid surface. To explore the effects of liquid hydraulic properties, pure water, two aqueous solutions of glycerin, and two aqueous solutions of ethanol were used as the test solutions. Using the experimental data accumulated in this work, dimensionless correlation was developed for the splash ratio. Here, it was assumed that the mass of secondary droplets splashed per impact can be expressed as a function of the impact Weber number and the Ohnesorge number. The correlations for the Sauter mean diameter and the size distribution of secondary droplets were also proposed. It was shown that the size distribution of the secondary droplets can be fitted with the log-normal distribution. Two parameters determining the log-normal distribution profile were correlated by the impact Weber number.

論文

Oxygen self-diffusion in near stoichiometric (U,Pu)O$$_{2}$$ at high temperatures of 1673-1873 K

渡部 雅; 加藤 正人; 砂押 剛雄*

Journal of Nuclear Materials, 542, p.152472_1 - 152472_7, 2020/12

高温における定比組成近傍の(U,Pu)O$$_{2}$$の酸素自己拡散係数を熱重量法と酸素同位体交換法を組み合わせた手法によって測定することに成功した。(U,Pu)O$$_{2}$$の定比組成における酸素拡散の活性化エネルギーを実験データから評価し、その値を248kJ/molと決定した。また、(U,Pu)O$$_{2 pm x}$$の欠陥移動エネルギーを導出し、これらを用いて酸素自己拡散係数を評価した。その結果、実験データと評価結果は良く一致した。

論文

Numerical simulation of the solid particle sedimentation and bed formation behaviors using a hybrid method

Sheikh, M. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 鈴木 徹*; 神山 健司

Energies (Internet), 13(19), p.5018_1 - 5018_15, 2020/10

In the safety analysis of sodium-cooled fast reactors, numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multicomponent and multiphase flows in core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particularly difficult. In the material relocation phase of CDAs, core debris settle down on a core support structure and/or an in-vessel retention device and form a debris bed. The bed's shape is crucial for the subsequent relocation of the molten core and heat removal capability as well as re-criticality. In this study, a hybrid numerical simulation method, coupling the multi-fluid model of the three-dimensional fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze the sedimentation and bed formation behaviors of core debris. Three-dimensional simulations were performed and compared with results obtained in a series of particle sedimentation experiments. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different properties as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with experimental measurements. They demonstrate the practicality of the present hybrid method to solid particle sedimentation and bed formation behaviors of mixed as well as homogeneous particles.

論文

Phase-field model for crystallization in alkali disilicate glasses; Li$$_2$$O-2SiO$$_2$$, Na$$_2$$O-2SiO$$_2$$ and K$$_2$$O-2SiO$$_2$$

河口 宗道; 宇埜 正美*

Journal of the Ceramic Society of Japan, 128(10), p.832 - 838, 2020/10

本研究では、移動度係数($$L$$)を新しく定義することで、溶融酸化物系におけるフェーズフィールド法(PFM)の技術を開発した。一定の移動係数$$L$$を用いたPFM計算から得られた結晶成長速度($$v_0$$)は、normal growthモデルの熱力学的推進力と同程度であった。また$$L$$の温度依存性は、実験から得られた結晶成長速度と$$v_0$$から決定し、その決定した$$L$$を使って、二酸化アルカリケイ酸ガラスのLi$$_2$$O-2SiO$$_2$$, Na$$_2$$O-2SiO$$_2$$, K$$_2$$O-2SiO$$_2$$の結晶成長速度($$v$$)をシミュレーションした。$$v$$の温度依存性は定性的および定量的に非常に良く一致したため、本PFM計算は$$L$$の有効性を実証した。特に、PFM計算によって得られた$$v$$は、融点($$T_{rm m}$$)で増大し、$$T_{rm m}$$-100Kでピークを示した。さらなる温度の下降では、$$v$$は明確に0ms$$^-1$$に近づくことが分かった。この振舞いは、界面のジャンプ過程を表現する$$L$$によって$$v$$が制限されているためである。$$L$$のパラメータ$$B$$の感度についてもPFM計算を行い、$$B$$$$0$$から$$2$$まで増加すると、$$v$$のピークはより急峻に、ピーク温度は高温側にシフトすることが分かった。アルカリ金属の原子番号が増加するにつれてイオンポテンシャルは減少するので、$$L$$のパラメータ$$A$$$$B$$は、それぞれ指数関数的に増加、直線的に減少することになったと考えられる。本計算により$$L$$$$A$$$$B$$は互いに密接な関係であることが分かった。

論文

金属硝酸塩水溶液のマイクロ波加熱特性ならびに金属酸化物の粉末性状評価

瀬川 智臣; 川口 浩一; 石井 克典; 鈴木 政浩; 深澤 智典*; 福井 国博*

粉体工学会誌, 57(9), p.485 - 494, 2020/09

使用済燃料の再処理工程において、硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液をマイクロ波加熱脱硝法により混合酸化物粉末に転換している。ラボスケールの基礎実験において研究開発された知見に基づき、工学規模への適用性の評価や金属硝酸塩水溶液の様々なマイクロ波加熱脱硝特性データを取得するため、硝酸セリウム,硝酸コバルト,硝酸銅水溶液を用いてマイクロ波加熱特性及び金属酸化物粉末特性の研究を行った。脱硝反応の進行速度は位置により差がみられ、周縁部の方が中心部に比べて脱硝反応が速く進行した。硝酸セリウム水溶液ではポーラスな硬い乾固体、硝酸コバルト水溶液では発泡乾固体、硝酸銅水溶液では粉末状生成物が得られることが分かった。生成物の脱硝率及び平均粒子径は、硝酸セリウム水溶液,硝酸コバルト水溶液,硝酸銅水溶液の順に大きくなることを確認した。数値シミュレーションにより、金属硝酸塩水溶液の底面周縁部はマイクロ波により加熱されやすく、脱硝反応が周縁部から開始する実験結果と一致することを明らかにした。

論文

MOX粉末の乾式リサイクルのための衝突板式ジェットミルの特性評価

川口 浩一; 瀬川 智臣; 山本 和也; 牧野 崇義; 磯 秀敏; 石井 克典

粉体工学会誌, 57(9), p.478 - 484, 2020/09

衝突板式ジェットミルは、核燃料製造のために粒径調整可能な粉砕機として有望視されている。本ジェットミルは、分級機と粉砕室で構成される。粗粒成分は装置内を循環し、最終的に目的粒径まで粉砕される。本報告では、模擬粉砕粉を段階的に分級および粉砕し、粒度分布を比較した。衝突板式ジェットミルは過粉砕を抑えて目標粒径の粒子を製造できる。

論文

ナトリウム冷却高速炉における炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶融解過程に関する速度論的検討

菊地 晋; 坂本 寛*; 高井 俊秀; 山野 秀将

日本機械学会2020年度年次大会講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/09

原子炉の炉心損傷に至るような過酷事故(シビアアクシデント)を想定した場合、制御材である炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)と被覆管や関連する構造材であるステンレス鋼(SS)との共晶融解が発生する恐れがある。このため、仮にナトリウム冷却高速炉において炉心損傷事故(Core Disruptive Accident: CDA)に至る場合を想定すると、B$$_{4}$$C-SS共晶融解挙動は安全評価上、重要な現象の一つに位置付けられる。本報告では、共晶融解が進展した界面における融解速度を把握することを目的にSSにB$$_{4}$$Cが移行した状態を模擬した低濃度B$$_{4}$$C含有のSSとSSを接触させた浸食試験を実施し、得られたデータから接触界面の反応速度定数を評価した。評価の結果、低濃度B$$_{4}$$C含有のSSとSSによる共晶の反応速度定数は、B$$_{4}$$C-SS共晶の反応速度定数よりも高温域において小さいことが分かった。また、B$$_{4}$$C含有量が少なくなるにつれて速度定数が高温域では、小さくなる傾向が見られた。

論文

原子力分野におけるシミュレーションの信頼性確保

田中 正暁; 中田 耕太郎*; 工藤 義朗*

日本機械学会誌, 123(1222), p.26 - 29, 2020/09

原子力分野では、原子炉物理,熱流動,構造解析などの多岐の技術分野にわたり、原子力関連施設の設計,建設,運転の各段階でシミュレーションが活用されている。本解説記事では、日本原子力学会において制定された、モデルの検証及び妥当性確認(V&V: Verification & Validation)に関わる基本的な考え方をまとめた「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の策定経緯と記載内容について概説するとともに、その原子力学会ガイドラインで示される不確かさ評価の具体化の試みの一例について紹介する。

論文

Oxide dispersion strengthened steels

鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08

Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。

論文

今こそ、高速炉の話; 持続性あるエネルギー供給へ

根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之

日本原子力学会誌, 62(8), p.438 - 441, 2020/08

「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。

論文

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,3; 外部ハザードについて考えるべきこと

高田 孝*; 山野 秀将; 成宮 祥介*

日本原子力学会誌, 62(8), p.448 - 451, 2020/08

外部ハザードについて、リスク評価におけるハザードの選定や評価として適用されるリスク分析について概説するとともに、一例として火山降灰ハザード評価について示している。また、リスク評価の目的は原子力施設の安全性の確保や向上であり、外部ハザードのリスク評価から得られた情報を用いたリスク対処に対するプロセスについても考察を行った。

論文

Structural characterization of Eu-HONTA complexes by IBIL and EXAFS analyses

渡部 創; 佐野 雄一; 岡田 諒*; 松浦 治明*; 羽倉 尚人*; 加田 渉*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 477, p.60 - 65, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

抽出クロマトグラフィを用いたMA回収技術開発のためのHONTA含侵吸着材中に形成されるEu錯体の局所構造を、EXAFSとIBILとを組み合わせた手法により調査した。本分析により、吸着材中と溶媒中とで形成される錯体構造の微小な変化をとらえることができることが明らかとなった。

論文

核燃料物質使用施設の高経年化対策に係わる安全評価手法の改善策の検討

坂本 直樹; 藤島 雅継; 水越 保貴

保全学, 19(2), p.125 - 126, 2020/07

日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用MOX燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。全ての施設は約40年以上経過しており、これらを安定的に稼働させるために、平成14年に安全評価手法を構築し、施設の保全活動に取り組んできた。しかしながら、管理する設備機器のなかには、安全評価で課題解消したにも係わらず、その後同様の不具合が再発し、施設の運転に支障をきたしているものがみられた。このため本報では、これら保全活動の実績を分析したうえで、問題点を抽出し、さらなる改善策について検討した結果を報告する。

論文

Effect of O/M ratio on sintering behavior of (Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2-x}$$

中道 晋哉; 廣岡 瞬; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*

Journal of Nuclear Materials, 535( ), p.152188_1 - 152188_8, 2020/07

ウランとプルトニウムの混合酸化物の酸素-金属比(O/M)は酸素分圧に依存する。望みの結晶組織及びO/M比を有する焼結ペレットを得るには、焼結挙動と焼結雰囲気の関係を調査することが重要である。本研究では、酸素分圧を制御した雰囲気中で、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$及び(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の焼結挙動について調査した。試験の結果、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の焼結の活性化エネルギーは(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$よりも高いことが分かった。一方、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の粒成長は(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$に比べて抑制された。

論文

高速炉設計最適化統合プラットフォームを用いた核-熱連成解析手法の開発

堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 田中 正暁

第25回計算工学講演会論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2020/06

高速炉の設計を最適化するため、3次元核特性コード(MARBLE)とプラント動特性解析コード(Super-COPD)をPythonプログラミングによってプラットフォーム上で連成させ、炉心の中性子束分布の時間変化を考慮できる核-熱流動連成解析手法を開発した。本稿では、解析コードの連成方法、実プラントの仮想事故解析への適用結果、今後の展開について概説した。

論文

Validation study of SAS4A code for the unprotected loss-of-flow accident in an SFR

石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00523_1 - 19-00523_17, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の起因過程を評価する安全解析コードSAS4Aの客観的な検証の十分性を示すためにSAS4Aの検証にPIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)手法を導入した。当該手法に基づいて、課題と検証の目的の明確化、対象施設とシナリオの選定、FOMと重要現象の選定を行い、解析モデルと試験の検討結果を併せて検証マトリクスを作成した。作成した検証マトリクスと試験解析の結果によって、起因過程評価に必要な解析モデルが不足なく検証されていることを示した。加えて、今回の検証マトリクスは各物理現象の関連性も含んだ総合的な検証となっているため、この検証マトリクスを用いた検証は高い信頼性を有する検証であると言える。すなわち、本研究によって、SAS4Aコードの信頼性を大きく向上させることができた。

論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal-hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06

ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。

論文

A Simplified method for evaluating sloshing impact pressure on a flat roof based on Wagner's theory

高屋 茂; 藤崎 竜也*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00526_1 - 19-00526_10, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉の主要機器には自由液面を有するものがあり、地震時のスロッシングを設計上考慮する必要がある。極めて厳しい地震条件では、スロッシング波が天井部に到達することも考えられるが、現時点で平天井に関するスロッシング衝撃圧の評価法は確立されていない。そこで、本論文では、静水面に落下する楔にかかる衝撃圧の評価法としてよく知られるWagner理論に着目し、仮想楔を用いた平天井に関するスロッシング衝撃圧の評価法を新たに提案した。CFD解析を実施し、Wagner理論の重要な前提が、天井に関するスロッシング衝撃圧の評価においても妥当であることを確認した後、スロッシング試験の公開文献を用いて、提案手法の有効性について検討した。

論文

Influence of dead weight and internal pressure to seismic buckling probability of fast reactor vessels

高屋 茂; 佐々木 直人*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00549_1 - 19-00549_9, 2020/06

地震による容器の座屈評価は、高速炉の設計において重要である。われわれは、以前、より合理的な評価を行うために地震ハザードを考慮した座屈確率の評価法について検討し、荷重耐力係数設計法に基づく座屈評価法を提案した。本論文では、提案手法を自重及び内圧を考慮できるように拡張した。更に、自重及び内圧が座屈確率に与える影響を検討し、最大許容地震荷重について10から20%程度の合理化が可能であることを示した。

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