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A.Annunziato*; C.Addabbo*; G.Briday*; R.Deruaz*; D.Juhel*; 熊丸 博滋; 久木田 豊; C.Medich*; M.Rigamonti*
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5, p.1570 - 1576, 1992/00
コールドレグ小破断LOCAにおける支配的な熱水力現象に及ぼすスケール比の影響を調べるため、LSTF,BETHSY,LOBI及びSPESの4つの試験装置において、コールドレグ小破断LOCAカウンターパート実験を実施した。4つの実験の結果は、主要現象の発生は類似であり、相違する点は、各装置の固有の幾何学的特徴及びいくつかの特異な境界条件によって説明できることを明らかにした。例えば、ループシールクリアリング時の炉心の最低水位は、主としてループシール部の炉心との相対的高さの装置間での相違により、LSTF,SPES,BETHSY,LOBIの順に高くなることが分かった。4つの実験結果は、コールドレグ小破断LOCAに対するスケール比及びスケール化コンセプトの効果について最終的な結論を得るための解析コードによる解析に、そのベースを提供するものである。
西村 秀夫
第12回核物質管理学会年次大会論文集, p.72 - 79, 1991/06
有効で効率的な保障措置を実施するためにはその前提となる保障措置有効性評価のための方法論が確立されていなければならない。このためIAEAでは1979年から保障措置有効性評価法の開発を始めた。最初に開発された方法論が転用径路分析と転用検知確率評価を行うSEAMである。これはしかし、理論的根拠等に問題があり採用されるところとはならなかった。FAに基づき査察実施を評価すべきだとして西独が提案し開発したのがSPESYである。これはその後SIR基準を評価の基礎とすることでIAEAにとっては有用なものとなった。また、転用経路分析の完全性を保証し得るものとして開発されたのがPASEで、アイテム施設に適用して成果が得られている。日本からの寄与は、施設主要工程のモデルの開発、誤警報解析を主要な要素の一つとする方法論の開発等である。これらの開発について紹介するとともに、今後の研究開発の方向について考察する。
Co and 
Mn in Graphite Material of Irradiated HTGR Fuel Assemblies林 君夫; 菊池 輝男; 小林 紀昭; 湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市; 岩本 多實
JAERI-M 84-088, 24 Pages, 1984/05
原研材料試験炉(JMTR)に設置された炉内高温ガスループOGL-1中で照射された第3次、第4次高温ガス炉燃料体の黒鉛スリーブ、黒鉛ブロック中におけるCo及びMnの分布を求めた。軸方向および周方向のプロフィルはガンマスペクトル分析によって求め、半径方向の分布は施盤切削とガンマスペクトル分析によって求めた。Coの分布は熱中性子束分布と良く一致しており、黒鉛中のCo含有量は重量分率で~1
10
と評価された。Mnの濃度は軸方向プロフィルでは中央に向って減少し、半径方向ではない部で殆んど一様であるが表面においてかなり高い濃度であった。重量分率~10
というFe含有率評価値は、化学分析結果より2桁小さかった。自由表面でCoおよびMnが高濃度であることは、これらの核種の冷却材ループ中における輸送プロセスの重要性を示唆している。
