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論文

Temporal decrease in air dose rate in the sub-urban area affected by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident during four years after decontamination works

中間 茂雄; 吉村 和也; 藤原 健壮; 石川 浩康; 飯島 和毅

Journal of Environmental Radioactivity, 208-209, p.106013_1 - 106013_8, 2019/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.04(Environmental Sciences)

除染後の空間線量率の低下傾向とそれに影響を及ぼす要因は、公衆の外部被ばくの予測や被ばく低減対策の実施など、放射線防護のための重要な情報である。本研究では、2012年11月から4年間、除染を実施した福島第一原子力発電所周辺の避難区域における163地点で空間線量率の減少を調査した。アスファルト舗装上の空間線量率は土壌表面よりも急速に減少すること、森林付近の空間線量率は、周囲の開けた場所よりも減少が遅いことが明らかとなった。これらの結果は、都市部における空間線量率は、土地利用によらず、除染後においても減少が早いことを示唆している。また、他の研究との比較から、空間線量率は避難区域内よりも避難区域外の方が早く減少する傾向があること、除染後の空間線量率の低下は除染前よりも遅いことが明らかとなった。物理減衰を除く生態学的減少率のうち、風化と人間活動による減少の寄与は、それぞれ約80%と20%と推定された。

論文

被覆面の違いによる除染後の空間線量率の変化傾向

中間 茂雄; 吉村 和也; 藤原 健壮; 石川 浩康; 飯島 和毅

KEK Proceedings 2018-7, p.154 - 158, 2018/11

除染後の空間線量率の変化傾向は、住民の将来の外部被ばくの評価や、住民の帰還、帰還後の被ばく低減を検討する上で重要な情報となるが、その変化傾向を支配する要因は明らかではない。本研究では、地表面に近い位置で測定した表面線量率の変化傾向を解析し、除染後の空間線量率の変化傾向に対する被覆面の違いによる影響について検討した。空間線量率および表面線量率の減少速度ともに、土壌面よりもアスファルト舗装面において大きくなった。また、周辺環境の影響を受けない開けた場所のすべてにおいて減少速度比が0.8$$sim$$1.2に分布したことから、空間線量率の変化は表面線量率の変化と一致し、被覆面の違いが空間線量率の減少速度に影響することが明確となった。さらに、地表面における局所的な土壌の流失、堆積は空間線量率の減少速度に寄与しないことも確認された。

論文

Applications and imaging techniques of a Si/CdTe Compton $$gamma$$-ray camera

武田 伸一郎*; 一戸 悠人*; 萩野 浩一*; 小高 裕和*; 湯浅 孝行*; 石川 真之介*; 福山 太郎*; 齋藤 新也*; 佐藤 有*; 佐藤 悟朗*; et al.

Physics Procedia, 37, p.859 - 866, 2012/10

 被引用回数:22 パーセンタイル:98.45

ASTRO-Hミッションのために開発されたSi/CdTe半導体両面ストリップ検出器(DSD)を利用したコンプトンカメラを用い、放射線ホットスポットのモニタリングの実行可能性チェックを目的とした複数放射線源の画像化実験を行った。本装置は半導体検出器によって与えられた良好なエネルギー分解能により、既に商業的な画像処理システムが提供するホットスポットの画像可能力に加え、複数の放射性同位元素を同定する能力を有する。今回の実験では、$$^{133}$$Ba(356keV), $$^{22}$$Na(511keV)及び$$^{137}$$Cs(662keV)の三放射性同位元素を同時に測定し、これらの画像化に成功した。5つの検出器モジュール(有効面積: 1.7$$times$$10$$^{-3}$$cm$$^2$$)を積み重ねることによって、662keVの$$gamma$$線に対し、検出効率1.68$$times$$10$$^{-4}$$、及び、3.8度の角度分解能を確認した。本装置は、より多くの検出器モジュールをスタックすることにより、さらに大きな検出効率を達成することが可能である。

論文

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 5; Reactor cooling system design

木曽原 直之; 石川 浩康; 二神 敏; Xu, Y.*; 下地 邦幸*; 河村 雅也*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10

JSFRの冷却系システムは革新技術として、ポンプ組込型IHX,2重壁構造蒸気発生器、及びショートエルボー配管の採用を検討している。これらは国内のFBRでは初めての経験であり、種々の設計検討や研究開発(R&D)が実施されてきている。本論文はこの新技術に対して、熱流動特性や構造健全性の観点で解析や設計評価を行った結果をまとめたものである。これまでの研究成果から、この革新技術の適用性見通しが得られつつあるところである。

論文

Experimental investigation of reaction behavior between carbon dioxide and liquid sodium

宮原 信哉; 石川 浩康; 吉澤 善男*

Nuclear Engineering and Design, 241(5), p.1319 - 1328, 2011/05

 被引用回数:12 パーセンタイル:66.95(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム(Na)と二酸化炭素(CO$$_{2}$$)との熱交換器における伝熱管破損の結果を理解するため、CO$$_{2}$$とNaプールとの反応挙動を実験的に研究した。実験は基礎実験と伝熱管破損を模擬した実証試験の二種類行った。これらの実験結果から、ある閾温度以上で発熱反応が発生すること、反応に伴う温度や圧力上昇、プール中の固体の反応生成物の挙動等のNaとCO$$_{2}$$との熱交換器における伝熱管破損事故の結果を評価するために必要となる有益で不可欠な情報を得た。

論文

Experimental results of the $$gamma$$-ray imaging capability with a Si/CdTe semiconductor Compton camera

武田 伸一郎*; 青野 博之*; 奥山 翔*; 石川 真之介*; 小高 裕和*; 渡辺 伸*; 国分 紀秀*; 高橋 忠幸*; 中澤 知洋*; 田島 宏康*; et al.

IEEE Transactions on Nuclear Science, 56(3), p.783 - 790, 2009/06

 被引用回数:54 パーセンタイル:96.14(Engineering, Electrical & Electronic)

A semiconductor Compton camera that combines silicon (Si) and Cadmium Telluride (CdTe) detectors was developed, and its imaging capability was examined with various kinds of $$gamma$$-ray targets such as a point source, arranged point sources and an extended source. The camera consists of one double-sided Si strip detector and four layers of CdTe pad detectors, and was designed to minimize the distance between a scatterer and the target. This is because the spatial resolution with Compton imaging improves as the target approaches the scatterer. This new camera realizes a minimum distance of 25 mm. By placing the target at a distance of 30 mm from the detector, resolving power better than 3 mm was demonstrated experimentally for a 364 keV ($$^{131}$$I) $$gamma$$-ray. Positional determination with accuracy of 1 mm was also demonstrated. As a deconvolution method, we selected the iteration algorithm (called List-Mode Expectation-Maximizing Maximum Likelihood), and applied it to several kinds of experimental data. The Compton back projection images of the arranged point sources and an extended object were successfully deconvolved.

論文

Reaction behavior of carbon dioxide with liquid sodium pool

宮原 信哉; 石川 浩康; 吉澤 善男*

Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/06

ナトリウム/炭酸ガス(CO$$_{2}$$)熱交換器における伝熱管破損事象を調べるため、CO$$_{2}$$と液体ナトリウムプールとの反応挙動を実験的に研究した。実験は2種類実施し、1つは約1$$sim$$5gの液体ナトリウムプールを流動するCO$$_{2}$$に晒しておもに反応が開始する熱化学条件と反応生成物の化学組成に関する情報を得た。実験では、ビデオカメラを用いて目視観察を行い、ナトリウムプールとその表面近傍の温度変化を熱電対で測定した。もう一つの実験では、熱交換器内のバウンダリー破損を模擬して約200gの液体ナトリウムプール中にCO$$_{2}$$を注入した。実験中のナトリウム温度とカバーガス温度は熱電対で測定した。これらの実験から、反応はある閾値温度を超えると起こることを明らかにし、温度上昇や圧力上昇、プール中の固体反応生成物の挙動等のナトリウム/ CO$$_{2}$$熱交換器における伝熱管破損事故の影響評価に有益で不可欠な情報を得た。

論文

ナトリウム/二酸化炭素反応に関する試験研究

石川 浩康; 宮原 信哉; 吉澤 善男*

日本原子力学会和文論文誌, 7(4), p.452 - 461, 2008/12

ナトリウム(Na)冷却高速炉システムの新概念として「超臨界CO$$_{2}$$ガスタービン発電高速炉」が検討されている。この概念においてはNa/水反応を排除できるものの、プラント概念の成立性を検討するためにはNaと二酸化炭素(CO$$_{2}$$)が接触した場合の事象、すなわち熱交換器伝熱管が破損しCO$$_{2}$$がNa側に漏えいした場合のプラントへの影響を把握する必要がある。本研究においてはNa/CO$$_{2}$$反応を基礎的に把握するために1$$sim$$5g程度のNaを取り扱え、熱電対による温度変化が測定できる装置を用いた。個体の反応生成物はX線回折及び化学分析により定性・定量分析し、気体の反応生成物はガスクロマトグラフにより定性・定量分析した。実験の結果、Na温度が570$$^{circ}$$Cより低い場合には反応がNaプール表面だけで停止し、580$$^{circ}$$Cより高い場合にはCO$$_{2}$$供給直後から火炎を伴い継続的に反応することが観察された。

論文

Release behavior of hydrogen isotopes from JT-60U graphite tiles

片山 一成*; 竹石 敏治*; 永瀬 裕康*; 眞鍋 祐介*; 西川 正史*; 宮 直之; 正木 圭

Fusion Science and Technology, 48(1), p.561 - 564, 2005/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.46(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uのグラファイトタイルに蓄積されている軽水素,重水素,トリチウムを加熱法と同位体交換法を利用して放出させ、各種水素同位体の放出挙動を観測した。その結果は以下のようである。(1)軽水素,重水素については、比較的同様な放出曲線を示したが、トリチウムとは異なっていた。(2)グラファイト中に蓄積した水素同位体をすべて放出させるには、加熱のみでは困難であり、同位体交換法あるいは燃焼法が必要である。(3)水素蓄積量は、重水素蓄積量に比べ一桁多かった。この結果は、重水素放電によりグラファイト中に捕捉された重水素の大部分が、後の軽水素放電により放出されたことを示す。(4)カーブフィッティング法により、おおまかな水素同位体の深さ方向分布を推定した。第一壁タイルでは、軽水素,重水素は表面から1mmまで、トリチウムは2mmまで、比較的一様に分布していると推定された。また、ダイバータタイルでは、軽水素,重水素,トリチウムとも表面から2mmまで比較的一様に分布していると推定された。

論文

Experimental Study of Sodium - Carbon Dioxide Reaction

石川 浩康; 宮原 信哉; 吉澤 善男*

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), P. 5688, 2005/05

1次冷却材にナトリウム(Na)、2次冷却材に超臨界炭酸ガス(CO2)を用いたガスタービン発電高速炉を検討している。この場合、従来のNa冷却型高速炉におけるNa -水反応は排除できるものの、1次系-2次系間の熱交換器伝熱管破損時のNa-CO2反応による影響を把握する必要がある。Na-CO2反応に関しては、一般にほとんど調査されていないことから、反応挙動に関する実験研究を開始した。Na温度を主なパラメータとした実験を11回実施した。これらの実験結果からCO2と液体Naとの反応が生じることが判明した。ただし、Naの初期温度が600$$^{circ}C$$より低い場合には、少量の発煙が発生し、プール表面が反応するだけに止まり、Na温度の上昇は見られなかった。Naの初期温度が615$$^{circ}C$$より高い場合には連続的に反応が生じ、橙色火炎とエアロゾルが発生した。火炎付近の熱電対の最高温度は、約850$$^{circ}C$$であった。

報告書

ナトリウム液滴落下燃焼実験(FD-3)

堂田 哲広; 石川 浩康; 大野 修司; 宮原 信哉

JNC TN9400 2005-048, 52 Pages, 2005/04

JNC-TN9400-2005-048.pdf:9.54MB

ナトリウム漏えい燃焼形態の一つであるスプレイ燃焼の燃焼挙動に対する理解の向上、現象のメカニズムに基づく評価手法の確立を目的として、単一ナトリウム液滴の落下燃焼挙動を研究している。本研究では、同実験シリーズのFD-2実験とは異なる初期径(3.34mm、5.85mm)のナトリウム液滴を用いた落下燃焼実験、不活性雰囲気下でのナトリウム液滴の落下実験、ナトリウムと近い密度のポリプロピレン球の落下実験を行い、初期液滴径変化が燃焼に与える影響、燃焼が液滴の落下運動に与える影響を調べた。得られた結果を、以下に示す。(1)燃焼ナトリウム液滴の抵抗係数は、同直径剛体球の1.4$$sim$$2.2倍に相当する。(2)ナトリウム液滴の空気抵抗が剛体球よりも大きい主な要因は、燃焼発熱に伴う液滴周囲ガスの粘性増加である。ナトリウム液滴は約8m落下時で縦横比0.89の楕円体に変形するが、その影響はほとんどない。また、液滴の蒸発および浮力の影響についても同様に無視できる。(3)ナトリウム液滴の燃焼は初期液滴径が変化した場合でもD$$^{2}$$則に従うことが確認された。ナトリウム燃焼量を測定値に一致させる条件でD$$^{2}$$則燃焼モデルを用いた計算を行った場合、反応生成物中のNa$$_{2}$$O割合は0.51$$sim$$0.75となる。

論文

Tritium release behavior from the graphite tiles used at the dome unit of the W-shaped divertor region in JT-60U

片山 一成*; 竹石 敏治*; 眞鍋 祐介*; 永瀬 裕康*; 西川 正史*; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.83 - 92, 2005/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.23(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60U W型ダイバータ領域ドームトップと内側ウィングタイルで使用されたグラファイトタイルからのトリチウム放出挙動を、Ar, H$$_{2}$$/Ar, (O$$_{2}$$+H$$_{2}$$O)/Ar雰囲気での昇温脱離法により調査した。その結果は以下のようである。(1)Ar雰囲気中で1000$$^{circ}$$Cに加熱した後、なお総トリチウム蓄積量に対しておよそ20-40%がタイル内に残留していた。この残留トリチウムは、1000$$^{circ}$$C以上の温度でH$$_{2}$$/Arもしくは(O$$_{2}$$+H$$_{2}$$O)/Arガスに曝すことにより回収された。(2)トリチウム蓄積量は、ドームトップで84-30kBq/cm$$^{2}$$、内側ウィングタイルで8-0.1kBq/cm$$^{2}$$と求まった。トリチウム濃度は、ドームトップで最も高く、ウィングタイル端にかけて減少していることがわかった。(3)段階昇温過程でのトリチウム放出曲線から放出開始温度を推定した。放出開始温度は、ウィングタイル端で最も高く、ドームトップで最も低かった。これは、トリチウム蓄積分布と逆の傾向である。放出開始温度は、プラズマ放電中のタイル表面温度を反映していると考えられ、タイル表面温度が高いほどトリチウム蓄積量が少ないことを示している。(4)タイルの深い位置からも微量のトリチウムが放出された。これは、分子状トリチウムがグラファイト細孔内を拡散し、グレイン表面から吸収されたことを示している。

論文

核燃料サイクル開発機構におけるナトリウム火災研究 (II)

石川 浩康; 堂田 哲広; 宮原 信哉

火災, 55(1), p.50 - 60, 2005/00

旧動燃時代を含め、これまでにサイクル機構で行ってきたナトリウム火災研究に関して解説記事としてまとめた後半分の内容。

報告書

窒素注入後ナトリウム燃焼残渣の炭酸ガス安定化条件確認確証実験; Run-F9-1,Run-F9-2

石川 浩康; 大野 修司; 宮原 信哉

JNC TN9400 2004-038, 84 Pages, 2004/04

JNC-TN9400-2004-038.pdf:10.3MB

液体金属ナトリウムを冷却材として用いる原子炉において、ナトリウムが空気雰囲気中に漏えいし、燃焼するような事故の場合に、その燃焼を抑制あるいは停止させるための一つの手段として窒素ガス雰囲気とすることが考えられる。しかし、ナトリウムの燃焼を窒素ガスにより途中で停止させた場合、未燃焼ナトリウムを含む燃焼残渣が室温まで冷却するのを待って再び空気雰囲気とすると瞬時に再着火することがある。そこで、本試験研究においては、再着火防止のために湿り炭酸ガスで安定化する方法に関して確証試験を実施した。 実験は、FRAT-1試験装置を用い、ナトリウム漏えい燃焼時の空気中湿分濃度および安定化確認のための湿分濃度条件だけを変更して2回実施した。まず、約2.5kgのナトリウムを空気中に漏えいさせ、そのナトリウム燃焼を途中で窒素ガスにより停止させた。次に、燃焼残渣を窒素ガス雰囲気のまま冷却し、炭酸ガス濃度が4%、湿分濃度が6000vppm、酸素が3%の窒素ガスベースの混合ガスを用いて燃焼残渣を安定化(炭酸化)処理した。最後に燃焼残渣を再び空気雰囲気にさらしても再着火しないことを確認した。これらにより、本試験研究で確立した湿り炭酸ガスによる安定化の方法が有効であることを確認できた。

論文

Beam-palarization asymmetries for the $$p$$($$overrightarrow{gamma}$$,$$K$$$$^{+}$$)$$Lambda$$ and $$p$$($$overrightarrow{gamma}$$,$$K$$$$^{+}$$)$$Sigma$$$$^{0}$$ reactions for $$E$$$$_{gamma}$$=1.5-2.4 GeV

Zegers, R. G. T.*; 住浜 水季*; Ahn, D. S.*; Ahn, J. K.*; 秋宗 秀俊*; 浅野 芳裕; Chang, W. C.*; Dat$'e$, S.*; 江尻 宏泰*; 藤村 寿子*; et al.

Physical Review Letters, 91(9), p.092001_1 - 092001_4, 2003/08

 被引用回数:128 パーセンタイル:94.91(Physics, Multidisciplinary)

$$E$$$$_{gamma}$$=1.5-2.4GeVで$$p$$($$overrightarrow{gamma}$$,$$K$$$$^{+}$$)$$Lambda$$,$$p$$($$overrightarrow{gamma}$$,$$K$$$$^{+}$$)$$Sigma$$$$^{0}$$反応に対するビーム偏極非対称が初めて測定された。この結果は未決定のハドロン共鳴や反応機構解明に用いられる。

論文

Evidence for a narrow $$S$$ = +1 Baryon resonance in photoproduction from the neutron

中野 貴志*; Ahn, D. S.*; Ahn, J. K.*; 秋宗 秀俊*; 浅野 芳裕; Chang, W. C.*; 伊達 伸*; 江尻 宏泰*; 藤村 寿子*; 藤原 守; et al.

Physical Review Letters, 91(1), p.012002_1 - 012002_4, 2003/07

 被引用回数:1003 パーセンタイル:99.86(Physics, Multidisciplinary)

$$K^{+}$$$$K^{-}$$の両粒子を前方で測定することにより、$$^{12}$$Cを標的にした$$gamma$$n $$rightarrow$$ $$K^{+}$$$$K^{-}$$n光反応を研究した。1.54GeV/C$$^{2}$$に25MeV/C$$^{2}$$以下の幅の鋭いバリオン共鳴ピークを観測した。この共鳴ピークのストレンジネス($$S$$)は+1であった。この状態は5つのクォーク($$uudd bar{s}$$)が$$K^{+}$$と中性子に崩壊した状態であると解釈される。

報告書

窒素注入後ナトリウム燃焼残渣の炭酸ガス安定化条件確認基礎実験

石川 浩康; 大野 修司; 宮原 信哉

JNC TN9400 2002-081, 46 Pages, 2003/01

JNC-TN9400-2002-081.pdf:2.21MB

液体金属ナトリウムを冷却材として用いる原子炉において、ナトリウムが空気雰囲気中に漏えいし、燃焼するような事故の場合に、その燃焼を抑制あるいは停止させるための一つの手段として窒素ガス雰囲気とすることが考えられる。しかし、ナトリウムの燃焼を窒素ガスにより途中で停止させた場合、未燃焼ナトリウムを含む燃焼残渣が室温まで冷却するのを待って再び空気雰囲気とすると瞬時に再着火することがある。そこで、燃焼残渣の再着火の原因を考察しつつ、再着火防止の観点から湿り炭酸ガスで安定化する基礎試験を実施した。 実験は、1gオーダのナトリウムの燃焼・燃焼停止が操作できる装置を用い、ナトリウム燃焼残渣の作製、再着火および安定化の観察を行った。また、回収したサンプルは化学分析およびX線回折(XRD)を用いて成分を定性・定量した。 定量分析の結果再着火する燃焼残渣には、未燃焼ナトリウムが40wt-%(61mol-%)$$sim$$60-wt%(76mol-%)と酸化ナトリウム(Na2O)が存在し、過酸化ナトリウム(Na2O2)は微量で1wt-%未満であることが分かった。 金属ナトリウムだけ、もしくは酸化ナトリウムだけの場合は、空気雰囲気としても室温付近で着火することはない。このことから、酸化ナトリウムが保温材の役割を果たしてナトリウムの酸化熱を蓄熱させ、燃焼残渣の局所で温度上昇が起こり、未燃焼ナトリウムの着火に至ると推定される。 再着火防止のためには、燃焼残渣表面付近の未燃焼ナトリウムを酸素に対して不活性化させることが重要であると考え、湿り炭酸ガスによって燃焼残渣中の未燃焼ナトリウムを炭酸化することにより安定化処理を実施した。安定化処理に湿分濃度が6000$$sim$$30000vppm、炭酸ガス濃度が2$$sim$$8vol%の窒素ベースの混合ガスを用いたところ、安定化が成功した。安定化した燃焼残渣は加熱しても427K(200度C)まで再着火することはなかった。

論文

ナトリウム燃料残渣の炭酸ガス安定化実験

石川 浩康; 大野 修司; 宮原 信哉

日本燃焼学会誌, 45(134), 248 Pages, 2003/00

空気雰囲気におけるナトリウム燃焼を窒素ガスによって強制的に停止させた場合、その燃焼残渣を50$$^{circ}C$$程度の低温まで冷却しても空気雰囲気とすることによって、再び着火する場合がある。燃焼残渣がどのような場合に再着火するかを映像記録と化学分析から調査し、また、燃料残渣を湿り炭酸ガスで安定化させることにより低温での再着火を防止できることを実験的に確認した。

論文

Gamow-Teller strengths of the inverse beta transition $$^{176}$$Yb$$rightarrow$$$$^{176}$$Lu for spectroscopy of proton-proton and other sub-MeV solar neutrinos

藤原 守; 秋宗 秀俊*; Van den Berg, A. M.*; Cribier, M.*; 大東 出*; 江尻 宏泰*; 藤村 寿子*; 藤田 佳孝*; Goodman, C. D.*; 原 圭吾*; et al.

Physical Review Letters, 85(21), p.4442 - 4445, 2000/11

 被引用回数:24 パーセンタイル:74.04(Physics, Multidisciplinary)

$$^{176}$$Yb$$rightarrow$$$$^{176}$$Luのガモフ・テラー遷移が 450MeV, 0$$^{circ}$$の($$^{3}$$He,t)反応で測定された。$$^{176}$$Ybに対しては二つの1$$^{+}$$準位が観測され、それぞれニュートリノ吸収に対して301keVと445keVのしきい値を与える。観測から得られた結果から、Ybを含んだニュートリノ検出器は太陽ニュートリノの観測に適していることがわかった。

報告書

ナトリウムプール燃焼実験Run-F7(中間報告)

二神 敏; 西村 正弘; 川田 耕嗣; 石川 浩康; 宮原 信哉

PNC TN9410 98-074, 154 Pages, 1998/08

PNC-TN9410-98-074.pdf:4.94MB

高速炉における2次主冷却系配管からの冷却材ナトリウム漏えい事故を想定し、空気雰囲気における0.01ton/hr程度の小規模ナトリウム漏えい時の床ライナ最高温度の確認、およびナトリウムプールの成長過程と燃焼挙動を把握することを目的に、Run-F7シリーズを実施している。本報告書では、これまでに実施したRun-F7-1(平成10年2月17日実施)およびRun-F7-2(平成10年4月21日実施)で得られた知見について報告する。Run-F7-1とRun-F7-2は、ナトリウム温度やナトリウム漏えい率を同一とし(0.01ton/hr)、ナトリウム漏えい高さのみをパラメータとして行った。実験は、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の小型密閉容器(FRAT-1・内容積:3m3乗)を用い、容器内にライナを模擬した炭素鋼(SM400B)製の受け皿(直径約1000mm、厚さ6mm)を設置し、これに約507$$^{circ}$$Cのナトリウムを約0.01ton/hrで約30分、高さをパラメータ(0.1m、1.5m)として漏えいさせ、空気を十分に供給しながら燃焼させた。2つの実験から0.01ton/hr漏えい時の受け皿(ライナ)の最高温度とナトリウムプールの成長過程、およびその燃焼挙動に関するデータを取得し、以下の結論を得た。(1)0.01ton/hr漏えい時の受け皿最高温度は、漏えい高さが0.1mのRun-F7-1の場合では漏えい開始約33分後に約616$$^{circ}$$C、漏えい高さが1.5mのRun-F7-2の場合では漏えい開始約33分後に約675$$^{circ}$$Cとなり、漏えい高さの違いによる影響があることがわかった。(2)実験後の観察結果から、堆積物の面積は両実験ともに約0.3m$$^{2}$$となり、ナトリウムプールの拡がり速度及び拡がり面積に関しても大きな違いはなく、ナトリウムプールの成長過程に対する漏えい高さの感度は本実験範囲では小さいということがわかった。(3)ナトリウム燃焼速度は、両実験ともに単位面積あたり16kg-Na/m$$^{2}$$hr程度であることがわかった。(4)プール堆積物(燃焼生成物)の化学組成は、実験後に採取した堆積物の化学分析結果によると、両実験ともに酸化物が支配的であるが、堆積物表層部では過酸化物と水酸化物の割合が増す傾向にあることがわかった。(漏えい終了から堆積物の採取終了までの間、堆積物が空気雰囲気下に

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