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論文

Microstructure distribution of Japanese sword cross sections analyzed by the diffractometer TAKUMI at J-PARC

及川 健一; Harjo, S.; Pham, A. H.*; 川崎 卓郎; 森戸 茂一*; 鬼柳 善明*; 篠原 武尚; 甲斐 哲也; 大庭 卓也*; 伊藤 正和*

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011062_1 - 011062_6, 2021/03

The metallurgy of historic melee weapons is one of the most interesting topics in archaeometallurgy. In particular, Japanese swords are paid great admiration in the world as the honor of classical technology and of the art. There have been many reports in the past that tried to elucidate this Japanese sword's microstructure and/or manufacturing process scientifically. In this study, we tried to use neutron diffraction as the non-destructive testing method. TOF neutron diffraction experiment was performed at TAKUMI of J-PARC. The gauge volume for the mapping was limited to 2 $$times$$ 2 $$times$$ 2 mm. Data sets for the normal and transverse direction and the normal and axial direction were obtained for the four pieces of sliced Japanese sword. All diffraction data were analyzed by the Rietveld refinement program to obtain lattice constants, phase volume fractions, preferred orientation, the crystallite size and the microstrain from the line-broadening. Detailed analysis results will be presented.

論文

High temperature oxidation test of simulated BWR fuel bundle in steam-starved conditions

山崎 宰春; Pshenichnikov, A.; Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; 徳島 二之*; 青見 雅樹*; 坂本 寛*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/10

燃料集合体の酸化及び水素吸収はその後の事故進展挙動に影響を与えることから、PWR燃料集合体では、実効的な水蒸気流量としてg-H$$_{2}$$O/sec/rodという単位が導入されており、事故進展評価の重要なパラメータといて用いられている。一方BWRにおいては、燃料集合体の構成がPWRとは異なることにより、PWRで用いられている規格化された水蒸気流量ではチャンネルボックスの内外での酸化及び水素吸収の差が正確に評価できない。そのため、PWRで用いられているg-H$$_{2}$$O/sec/rodという規格化された水蒸気流量に代わる、適切な評価パラメータがBWRでも必要である。そこで、ジルカロイの水蒸気枯渇条件での酸化及び水素吸収データを取得するため、実機を模擬したBWRバンドル試験体を用いて高温酸化試験を行なった。BWRにおける水蒸気流量を規格化するため、水蒸気流路断面積を考慮したパラメータを検討した。

論文

Cesium, iodine and tritium in NW Pacific waters; A Comparison of the Fukushima impact with global fallout

Povinec, P. P.*; 青山 道夫*; Biddulph, D.*; Breier, R.*; Buesseler, K. O.*; Chang, C. C.*; Golser, R.*; Hou, X. L.*; Je$v{s}$kovsk$'y$, M.*; Jull, A. J. T.*; et al.

Biogeosciences, 10(8), p.5481 - 5496, 2013/08

 被引用回数:101 パーセンタイル:94.56(Ecology)

北西太平洋の海水中の放射性物質の分布に関して福島第一原子力発電所事故による影響を大気圏内核実験からのグローバルフォールアウトと比較した。2011年6月における国際航海中に採取した海水中の$$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{129}$$I, $$^{3}$$Hが分析された。福島沖合の表層海水の$$^{137}$$Cs, $$^{129}$$I, $$^{3}$$Hは、それぞれ0.002-3.5Bq/L, 0.01-0.8$$mu$$Bq/L, 0.05-0.15Bq/Lの範囲だった。この3核種が分析された海岸から40km離れた採取地点では、福島事故影響はグローバルフォールアウトによるバックグランドのそれぞれ1000倍, 30倍, 3倍だった。また、鉛直分布データからは、既に水深300mまで輸送されていることを示した。$$^{137}$$Csの表層及び鉛直分布の観測値は海洋大循環モデルでの計算値とよい一致を見せ、福島沿岸から東へ輸送されたことを示した。海洋での滞留時間に起因して、福島由来の放射性物質は北西大西洋の水塊輸送に関する海洋研究に有益なトレーサーになるだろう。

論文

Isovector giant resonances in $$^{6}$$He, $$^{12}$$B, $$^{90}$$Y, $$^{120}$$In and $$^{208}$$Tl observed in the ($$^{7}$$Li, $$^{7}$$Be) charge-exchange reaction

Annakkage, T.*; J$"a$necke, J.*; Winfield, J. S.*; Berg, G. P. A.*; Brown, J. A.*; Gawley, G. A.*; Danczyk, S.*; 藤原 守; Mercer, D. J.*; Pham, K.*; et al.

Nuclear Physics A, 648(1-2), p.3 - 44, 1999/03

 被引用回数:21 パーセンタイル:46.05(Physics, Nuclear)

($$^{7}$$Li, $$^{7}$$Be)及び($$^{7}$$Li, $$^{7}$$Be$$gamma$$)核反応が50AMeVの入射ビームエネルギーにおいて$$^{6}$$Li, $$^{12}$$C, $$^{90}$$Zr, $$^{120}$$Sn, $$^{208}$$Pb原子核を標的として測定された。アイソベクトル型の巨大共鳴が観測され、それらの微分断面積の角度分布が歪曲波近似を用いた散乱理論によって解析された。準弾性散乱に対応する連続状態を解析することにより、反応に関与する有効陽子数を求めた。

口頭

Consideration for modeling of Zry oxidation and hydrogen uptake in steam-starved conditions

山崎 宰春; Pshenichnikov, A.; Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝

no journal, , 

燃料集合体の酸化及び水素吸収はその後の事故進展挙動に影響を与えることから、PWR燃料集合体では、実効的な水蒸気流量としてg-H$$_{2}$$O/sec/rodという1rodあたりの単位が導入されており、事故進展評価の重要なパラメータとして用いられている。一方BWRにおいては、燃料集合体の構成がPWRとは異なることにより、PWRで用いられている1rodあたりの水蒸気流量ではチャンネルボックスの内外での酸化及び水素吸収の差が正確に評価できない。そのため、PWRで用いられている規格化された水蒸気流量に代わる、適切な評価パラメータがBWRでも必要である。そこで、ジルカロイの水蒸気枯渇条件での酸化及び水素吸収データを取得するため、4本の燃料棒をチャンネルボックスで囲んだ試験体を用いて水蒸気枯渇条件にて高温酸化試験を行なった。BWRにおける水蒸気流量を規格化するため、水蒸気流路断面積を考慮したパラメータを検討した。

口頭

JAEAにおけるATF基礎基盤研究

Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.

no journal, , 

ATF等の新型燃料実用化においては、関連技術開発やそれらの基となる科学的知見の取得及び拡充が不可欠である。原子力機構は、照射試験実施による燃料ふるまい解析技術基盤の構築のための研究開発を行い、長期を要する開発において、開発内容やスケジュールの予見性向上に貢献していくべきと認識している。このため、実装化が最も早いCrコーティング被覆管に関して、燃料ふるまいのメカニズムに立ち返り、「長期照射時の影響」「事故時影響」に関する科学的知見を拡充することを目的とした基礎基盤研究計画を立案し、研究をすすめている。本発表では各研究項目の内容や期待される成果、これまでに得られた結果等を紹介する。

口頭

事故耐性向上を目指した燃料被覆管のコーティング技術に関する研究,1; JAEAにおける事故耐性コーティング技術研究と装置開発

山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; et al.

no journal, , 

原子力機構(JAEA)では事故耐性の向上を目指した燃料被覆管の各種コーティング技術の研究を行っている。講演では全体概要の他、それらの研究に用いることを目的としたJAEAでの新規の装置開発について紹介する。

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