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論文

Angular correlation of the two gamma rays produced in the thermal neutron capture on gadolinium-155 and gadolinium-157

Goux, P.*; Glessgen, F.*; Gazzola, E.*; Singh Reen, M.*; Focillon, W.*; Gonin, M.*; 田中 智之*; 萩原 開人*; Ali, A.*; 須藤 高志*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2023(6), p.063H01_1 - 063H01_15, 2023/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Physics, Multidisciplinary)

We investigated the angular correlation of two $$gamma$$-rays emitted in neutron capture at the Materials and Life Science Experimental Facility of J-PARC. The 14 Ge crystals in a cluster detector and one coaxial Ge crystal were employed. We obtained angular correlation functions for two $$gamma$$-rays emerging in the electromagnetic transitions of the capture reactions on $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd. We found mild angular correlations for the strong, but rare transitions from the resonance state to two excited levels with known spin and parities. In contrast, angular correlations was negligibly small for arbitrary pairs of two $$gamma$$-rays produced in the majority of transitions in continuum states.

論文

Treatment of Waste TBP/n-Dodecane and Halogenated Oils by Steam Reforming

須藤 誠; 高井 正和; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 福本 雅弘

Proceedings of International Waste Management Symposium 2005 (WM 2005), 0 Pages, 2005/03

サイクル機構では、TBP/n-ドデカン混合溶媒やフッ素を含有する油等の焼却処理が困難な放射性有機液体廃棄物について水蒸気改質処理法を用いた技術開発を行っている。処理速度3kg/hの工学規模試験装置を用いた模擬廃棄物による試験を実施した。その結果、有機廃棄物は一酸化炭素、窒素酸化物等の濃度が環境基準値以下となる条件で処理できる事を確認した。今後は放射性核種を添加した試験や放射性廃棄物を用いた試験を実施していく。

論文

Development of Melt Refining Decontamination Technology for Low Level Radioactive Metal Waste Contaminated with Uranium

須藤 誠; 宮本 泰明; 福本 雅弘; 須藤 収

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66(2-4), p.608 - 611, 2005/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:30.12(Chemistry, Multidisciplinary)

核燃料サイクル施設で発生するウラン系低レベル金属廃棄物へのスラグ溶融除染技術の適用性を評価した。金属廃棄物にはアルミニウムを含むモータ等の機器が含まれているが、このアルミニウムは除染性能を低下させるといわれている。そこで、除染性能のアルミニウムの濃度、スラグ組成についての依存性を検討した。これらの結果から、アルミニウムが含まれる場合でも、高い除染性能が得られることが確認された。

論文

Treatment of Waste TBP/n-Dodecane and Halogenated Oils by Steam Reforming

須藤 誠; 高井 正和; 佐々木 紀樹; 中澤 修; 福本 雅弘

International Waste Management Symposia 2005, 6 Pages, 2005/00

焼却が困難な有機系廃棄物の処理技術として、工学規模のスチームリフォーミング処理試験装置による有機物の分解処理試験を行った。オフガス中の規制物質濃度が規制値以下となる処理条件で処理を行い、分解特性について検討した。

論文

陽子加速器を用いた新しい中性子源とその利用

日野 竜太郎; 横溝 英明; 山崎 良成; 長谷川 和男; 鈴木 寛光; 曽山 和彦; 林 眞琴*; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 数土 幸夫*; et al.

日本機械学会誌, 107(1032), p.851 - 882, 2004/11

中性子は物質科学,生命科学等の先端的科学研究を推進するうえで不可欠であり、より大強度の中性子源が強く要望されている。この要望に応えるため、日米欧においてMW級陽子ビームによる核破砕反応を利用した新しい中性子源の開発・建設が進められている。我が国では、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で核破砕中性子源の建設を中核とした大強度陽子加速器計画を進めている。本計画における核破砕中性子源は既存の研究炉(JRR-3)よりも中性子強度が2桁以上高い性能を有しており、先端的科学研究を推進するとともに、中性子利用による新産業創出に貢献することを目的としている。本小特集号では、大強度陽子加速器計画の核破砕中性子源において、何ができるのか,何に使えるのか,何がわかるのか,何に役立つのかを具体的に示し、核破砕中性子源の設計・開発・製作状況を液体重金属技術等の基盤技術とともに紹介する。併せて、世界最高強度・性能の陽子加速器システム及び大強度中性子の利用系における新技術・知見を紹介する。

論文

Steam Reforming: Alternative Pyrolytic Technology to Incineration for Volume Reduction and Stabilization of Low-Level Radioactive Organic Liquid Wastes

高井 正和; 須藤 誠; 中澤 修; 福本 雅弘; 須藤 収

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66, p.694 - 696, 2004/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:30.12(Chemistry, Multidisciplinary)

スチームリフォーム法(SR法)による低レベル放射性有機液体廃棄物処理の適用性研究を行った。SR法は、有機物をH2OやCO2等に完全分解し安定化する技術であり、「ハロゲン系の廃棄物の処理が可能」、「小型の装置であるために建設コストが安い」の特徴がある。実験室規模の装置を用いてフッ素油のガス化試験を行った結果、600$$^{circ}C$$でガス化して完全分解することが分かった。また、1kg/hの工学規模の装置と3kg/hの実証試験装置を用いてフッ素油の処理を行った結果、処理することに成功した。これらの結果から、SR法が核燃料サイ

論文

Steam Reforming: Alternative Pyrolytic Technology to Incineration for Volume Reduction and Stabilization of Low-Level Radioactive Organic Liquid Wastes

高井 正和; 須藤 誠; 中澤 修; 須藤 収

Proceedings of 11th International IUPAC Conference on High Temperature Materials Chemistry (HTMC-11), (pb77), 215 Pages, 2003/00

スチームリフォーム法(SR法)による低レベル放射性有機体廃棄物処理の適用性研究を行った。SR法は、有機物をH$$_{2}$$OやCO$$_{2}$$等に完全分解し安定化する技術であり、「ハロゲン系の廃棄物の処理が可能」、「小型の装置であるため建設コストが安い」の特徴がある。実験室規模の装置を用いてフッ素油のガス化試験を行った結果、600$$^{circ}$$Cでガス化して完全分解することがわかった。また、1Kg/hの工学規模の装置と3Kg/hの実証試験装置を用いてフッ素油の処理を行った結果、処理することに成功した。これらの結果から、SR法が核燃料サイクル開発機構の有機系廃液の処理方法として適応できることを確認した。

論文

Benchmark problem for International Atomic Energy Agency (IAEA) Coordinated Research Program (CRP) on Gas-Cooled Reactor (GCR) afterheat removal

高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠*; 数土 幸夫

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.323 - 332, 1997/00

IAEAの「事故時におけるGCR崩壊熱除去」に関するCRPでは、原研の冷却パネル特性試験装置により取得された7条件の実験データが、高温ガス炉用冷却パネルシステムの冷却性能及び温度分布の設計・評価用コードを検証するためにベンチマーク問題として選択された。試験装置は崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒータを内蔵する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルと大気圧の空気を充填した炉室により構成する。数値解析コードTHAN-PACST2の解析手法を解析モデルの妥当性を検証するために二つのベンチマーク問題を解析した。水冷形冷却パネルシステムの圧力容器内ヘリウムガス圧力0.73MPa、圧力容器温度が210$$^{circ}$$Cの条件では、圧力容器温度は実験値に比べ最高-14%、+27%の誤差で評価された。冷却パネル除熱量については実験値に比べ-11.4%低く、放射伝熱量は全入熱量の74.4%であった。

報告書

Benchmark problem for IAEA coordinated research program (CRP-3) on GCR afterheat removal, I

高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠; 数土 幸夫

JAERI-Research 95-056, 40 Pages, 1995/08

JAERI-Research-95-056.pdf:1.17MB

IAEAの高温ガス炉事故時における崩壊熱除去に関する国際協力研究(CRP-3)に必要なベンチマーク問題について、冷却パネル特性試験装置の詳細と実験データに基づき作成されたベンチマーク問題を報告するとともに、数値解析コード-THANPACST2-により得られた数値解析結果を述べる。崩壊熱除去に関するベンチマーク問題として、圧力容器内真空、ヒータ出力35.27kWの条件及び圧力容器内ヘリウムガス圧力が0.9MPa、ヒータ出力が56.57kWの条件で得られた実測値を用いて、圧力容器表面の温度分布と圧力容器から冷却パネルへの除熱量を計算する。-THANPACST2-による圧力容器表面温度の数値解析は実験値に対して最高+38、-29$$^{circ}$$Cの精度で、また、圧力容器から冷却パネルへの除熱量の数値解析結果はヒータ出力の実験値に対して最高-14.6%の精度で予測が可能であった。

報告書

Effects of radial core power profile on core thermo-hydraulic behavior during reflood phase in SCTF core-I forced feed tests

岩村 公道; 刑部 真弘*; 数土 幸夫; 傍島 眞; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道*; 村尾 良夫

JAERI-M 91-093, 89 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-093.pdf:1.87MB

PWR大破断LOCA時再冠水過程の熱水力学的挙動に及ぼす半径方向出力分布の効果を、平板炉心試験装置(SCTF)を用いて調べた。実際のPWRでは周辺バンドルでは中心バンドルよりも出力が低くなっているので、半径方向出力分布に起因するいわゆるチムニー効果のため、高出力バンドルでの冷却を促進することが期待される。SCTFはPWRの半径方向長さを模擬しており、半径方向出力分布効果が調べられる。SCTF第1次炉心における4種類の強制注入試験(S1-01,S1-06,S1-08,S1-11)の試験結果より、以下の点が明らかになった。1)半径方向出力分布により炉心内に二次元的な流れが生じた。横流れの方向はクエントフロント上方では中心の高出力部より周辺の低出力部に向い、クエントフロントの下方では横流れ方向が逆転した。2)総出力が同一の場合の最高出力バンドルにおいては、より急峻な出力分布の方が平坦出力分布の場合より熱伝達率は大きくなる。

論文

高温工学試験研究炉の設計と研究開発

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 安田 秀志; 菱田 誠; 宮本 喜晟; 若山 直昭; 篠原 慶邦; 占部 茂美*; et al.

日本原子力学会誌, 32(9), p.847 - 871, 1990/09

高温ガス炉は高温熱供給、高い固有の安全性、燃料の高燃焼度等の優れた特徴を有し、第2世代の原子炉として期待されている。我が国では、1969年以来、日本原子力研究所を中心に高温ガス炉の研究開発が行われてきたが、高温ガス炉の技術基盤の確立・高度化および高温に関する先端的な基礎研究を行うために熱出力30MW原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを目指した高温工学試験研究炉(HTTR)を建設することとなり、その準備が着々と進められている。この機会に、HTTRの設計の概要とその特徴およびHTTRの設計・建設のために蓄積してきた関連研究開発の成果を紹介する。

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