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報告書

金属基板スーパーミラーの特性評価

田村 格良; 加島 洋一; 曽山 和彦

JAEA-Research 2014-029, 12 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-029.pdf:1.89MB

炉心近傍に設置された中性子導管は、ガラス基板に含まれるホウ素と中性子の(n,$$alpha$$)反応や、$$gamma$$線による励起や電離作用等によって長期間の照射の後に損傷を生じる。本研究では、耐放射線性を有する中性子導管を開発するために、中性子導管を構成する中性子ミラー基板に関してアルミニウムにニッケルを電着した基板を用いて耐放射線性スーパーミラーを試作し、その表面粗さ及び平坦度をZYGO干渉計, X線反射率計及び中性子反射率計を用いて特性評価を行った。その結果、基板の表面粗さ0.2-0.3nm(rms)、m=3スーパーミラーで中性子反射率が76%の非常に高い性能を有していることを確認した。

論文

Conceptual design of experimental equipment for large-diameter NTD-Si

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 山本 和喜; 米田 政夫; 加島 洋一; 山下 清信

Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8), p.1225 - 1229, 2009/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.41(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Neutron Transmutation Doping Silicon (NTD-Si) is expected to save effectively the consumption energy when an Insulation Gate Bipolar Transistor (IGBT) with NTD-Si is applied to electrical inverter of hybrid car. Therefore, development of neutron irradiation technology for the large-diameter silicon up to 12 inches diameter will contribute greatly to increasing production of NTD-Si and cost reduction. In our development project, an irradiation-experimental equipment is designed by using the Monte Carlo neutron transportation calculation code (MCNP5) in order to improve the neutron flux distribution of the radial direction on 12 inches NTD-Si. As the results of the calculations, the neutron absorption reaction ratio of the circumference to the center was within 1.09 by use of the thermal neutron filter which covers the surface of the silicon ingot. The flatting effect of neutron flux distribution for the 12 inches diameter silicon will be confirmed experimentally by using the equipment, which will be installed in the Japan Research Reactor No.4 (JRR-4) in 2009.

報告書

JRR-4における12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計(受託研究)

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 米田 政夫; 山本 和喜; 加島 洋一

JAEA-Technology 2008-015, 91 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-015.pdf:22.92MB

最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計し、JRR-4で照射実験を行う。これによって、照射装置の設計手法の妥当性を確証する。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42$$sim$$+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いて$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の偏差が-3.2%$$sim$$5.3%、シリコン中心に対する外周の$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、本実験装置における12インチNTD-Siの最適な均一照射条件を導くことができた。

報告書

JRR-4低濃縮ウランシリサイド燃料炉心の特性試験

平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.

JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB

JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。

報告書

NSRRにおけるICRP Publication 60を採り入れた事故時の線量評価,平成15年

加島 洋一; 滝 光成; 菊地 正光; 笹島 栄夫; 中村 武彦

JAERI-Tech 2003-088, 100 Pages, 2003/12

JAERI-Tech-2003-088.pdf:5.55MB

現在NSRRでは、発電炉で照射した燃料を、発電炉の温度及び圧力条件の下で、パルス照射実験を行うこと等を計画し、準備を進めている。本報告書は、準備の一環として実施した事故時の周辺公衆の線量評価(安全設計評価及び立地評価)へのICRP Publication 60を採り入れた評価結果について述べたものである。評価の結果、線量評価に関する安全性及び立地評価の適否を判断する基準を十分満足することを確認した。

論文

High power transient characteristics and capability of NSRR

中村 武彦; 片西 昌司; 加島 洋一; 谷内 茂康; 吉永 真希夫; 寺門 義文

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.264 - 272, 2002/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:53.15(Nuclear Science & Technology)

原研NSRRでは制御系を改造し、異常過渡時の燃料挙動を調べるための高出力過渡運転(台形パルス運転)を実現した。この運転により、数ミリ秒間で最高出力23GWに達する単一パルス運転に加え、最高出力10MWの高出力運転を数秒間程度続ける運転が可能となった。この運転のために開発した1点動特性モデルによるシミュレータを用いた計算と運転試験により、台形パルス運転でのNSRRの特性を評価した。本報では、台形パルス運転でのNSRRの能力,運転限界,制御棒価値やフィードバック反応度等の特性について議論する。また、この台形パルス運転によりBWRの出力振動を模擬した運転が可能となった。

報告書

NSRRウラン水素化ジルコニウム燃料実験における発熱量の解析及び実験用カプセル最大負荷の評価

更田 豊志; 石島 清見; 丹澤 貞光; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 加島 洋一; 豊川 俊次; 小林 晋昇

JAERI-Research 95-005, 53 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-005.pdf:1.96MB

現在NSRRでは、TRIGA炉用燃料として世界的に使用されている、ウラン水素化ジルコニウム燃料のパルス照射実験を計画している。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の特性についてまとめるとともに、NSRRにおけるパルス照射時の発熱量及び燃料温度の解析結果、実験用カプセル設計に必要となる燃料破損時の衝撃圧力及び水撃力の予測最大値の評価結果を示したものである。NSRRにおいて燃料溶融に至る範囲までの実験が可能であることを示すとともに、被覆管の低温破裂、放出水素の膨張仕事及び燃料/冷却材相互作用などを考慮した検討を行い、衝撃圧力及び水撃力の予測最大値を定めた。NSRR実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発・安全評価に大きく資するものと期待される。

報告書

JMTR・BOCA装置による燃料の出力急昇試験

内田 正明; 中村 仁一; 市川 逵生; 加島 洋一; 瀬崎 勝二; 石井 忠彦; 岩井 孝

JAERI-M 88-202, 53 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-202.pdf:1.75MB

JMTR出力急昇試験設備(BOCA/OSF-1)を用いて、国産試験燃料ピンの出力急昇試験を実施した。BWR8$$times$$8型及びPWR17$$times$$17型を模擬した燃料ピンを、OWL-2ループで5-8MWd/kg-Uまで低出力照射した後、計7本(B型5本、P型2本)をBOCA/OSF-1に移し、初期出力約30kW/mから最高出力48-56kW/mまで、出力急昇させた。このうち3本については、最高出力到達後、最高300回の出力サイクルを加えた。この結果、どの燃料ピンにも、破損あるいは欠陥を生じなかった。

口頭

JRR-4反射体要素の発熱評価

八木 理公; 加島 洋一; 永冨 英記; 渡辺 終吉

no journal, , 

JRR-4反射体要素の設計にあたり構造材の発熱密度を正確に把握するため、発熱密度についてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5を用いて計算したが、計算精度を確認する必要があることから、計算値と$$gamma$$線吸収線量の測定値及び他コードとの比較を行った。比較の結果、発熱密度の計算値は精度よく評価できていることを確認した。

口頭

12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計,1; 核解析による大口径NTD-Si均一照射条件の検討

八木 理公; 加島 洋一; 渡邊 雅範; 山本 和喜

no journal, , 

最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計する。この設計手法の妥当性を確証するため、JRR-4で照射実験を行う。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42$$sim$$+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いて$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の偏差が-3.2%$$sim$$+5.3%、シリコン中心に対する外周の$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、目標値であるO/C比1.1を満足することができた。

口頭

12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計,2; 12インチNTD-Si照射実験装置の機械設計

加島 洋一; 八木 理公; 渡邊 雅範; 山本 和喜

no journal, , 

最大12インチ径までの大口径NTD-Si(中性子核変換ドーピングSi)半導体の均一照射技術を開発するため、解析的に得られた均一照射条件の妥当性を確証することのできる照射実験装置をJRR-4に設置する。設置にあたってはさまざまな制約が生じるが、これらの制約を考慮して設計方針を設定し、照射実験装置の機械設計を行った。機械設計の結果、既存装置と干渉せず、解析で得られた照射条件を満足する照射実験装置を製作できる見通しが得られた。

口頭

Current status of JRR-3

加島 洋一; 新居 昌至; 丸尾 毅

no journal, , 

The Reactor Regulation Act was revised in June 2012, for the purpose of ensuring the robustness of the fission reactor safety based on the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The revision introduces the back-fit system under which already authorized nuclear facilities are also required to conform to new regulatory requirements. We confirmed that JRR-3 conforms to new regulatory requirements on research and test reactor facilities and applied for approval of the construction license.

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