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論文

Mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 10-65% ZrO$$_{2}$$ are evaluated. In case of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing less than 50% ZrO$$_{2}$$, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO$$_{2}$$ content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 65% ZrO$$_{2}$$ increased slightly compared to (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 55% ZrO$$_{2}$$. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

論文

Mechanical properties of fuel debris for defueling toward decommissioning

星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO$$_{2}$$ content range from 10% to 65%.

論文

Core designs based on research reactors for neutron transmutation doping of silicon

米田 政夫; 小原 徹*

Annals of Nuclear Energy, 65, p.338 - 344, 2014/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

NTD(Neutron Transmutation Doping)シリコンを効率的に照射することが可能な研究炉ベースの炉心デザインに関する研究を行った。NTDシリコン照射は炉心外の重水等の反射体領域において照射を行う。炉心形状を大きくすると、炉心から漏れる中性子が減るため、燃料を効率よく使用することができる。しかしその一方、炉心から漏れる中性子の割合が少なくなるため、反射体領域での中性子照射効率は低くなる。本研究では、燃料消費量とシリコン照射量を用いて、シリコン照射に最適な炉心形状について議論を行った。

論文

A New irradiation method with a neutron filter for silicon neutron transmutation doping at the Japan research reactor No. 3 (JRR-3)

米田 政夫; 川崎 幸三*; 小原 徹*

Applied Radiation and Isotopes, 74, p.70 - 77, 2013/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:39.84(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

JRR-3におけるシリコンドーピングの照射効率を上げるため、中性子フィルター付き照射ホルダーの開発を行った。中性子フィルターは軸方向の照射均一化を図るためのものである。ホルダーは低放射化物質である必要があることから、中性子フィルターはアルミニウムとB$$_{4}$$Cの合金を用いている。中性子フィルターの解析にはモンテカルロ核計算コードであるMVPコードを用いた。特性試験によりMVPコードを用いた解析手法の妥当性を確認することができ、さらに軸方向の中性子束分布の均一化を図れる中性子フィルター機能付き照射ホルダーの設計を行うことができた。本研究で得られた中性子フィルター機能付きホルダーを用いることにより得られる軸方向の中性子束分布の偏差は1.06と均一であった。JRR-3においてこのホルダーを用いることにより、従来の照射方法を用いる場合に比べてシリコンドーピングの照射量を約1.7倍に増加させることが可能となる。

論文

Study on the burn-up characteristics of a thermal neutron filter containing B$$_{4}$$C particles for NTD-Si irradiation

米田 政夫; 小原 徹*

Annals of Nuclear Energy, 53, p.35 - 39, 2013/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.29(Nuclear Science & Technology)

無数のB$$_{4}$$C粒子から構成される熱中性子フィルターの燃焼特性について明らかにした。熱中性子フィルターの燃焼に伴う透過中性子数変化の評価方法について検討を行い、その評価方法の適用範囲について熱中性子フィルター試験片を用いた実験により明らかにした。さらに熱中性子フィルターで用いるB$$_{4}$$C粒子の粒径及び濃度の評価方法を明らかにした。

論文

Polonium decontamination performance of stainless steel mesh filter for lead alloy-cooled reactors

小原 徹*; 山沢 雄*; 佐々 敏信

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.1056 - 1060, 2011/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.93(Nuclear Science & Technology)

鉛ビスマス合金は高速炉の冷却材として多くの良好な特性を有している。しかしながら、解決すべき課題の一つとして、ポロニウムの取扱いがある。本研究の目的は、揮発したポロニウムのフィルタを用いた除染特性を実験的に評価することにある。2種類の細かさのステンレスメッシュフィルタを使用して実験を行った結果、揮発したポロニウムに対して良好な除染特性が得られた。

報告書

Study on calculation methods for the effective delayed neutron fraction

Irwanto, D.*; 千葉 豪; 長家 康展; 小原 徹*

JAEA-Research 2010-061, 28 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2010-061.pdf:1.1MB

実効遅発中性子割合$$beta_{eff}$$は原子炉の動的な振る舞いを支配する重要なパラメータの一つである。これまでに、幾つかのモンテカルロ法に基づいた$$beta_{eff}$$の計算方法が提案されている。本研究では、それらの方法の精度を定量的に評価するため、$$beta_{eff}$$の計算手法に着目し、裸炉心,反射体付き炉心,MASURCA-R2, MASURCA-ZONA2, FCA XIX-1, XIX-2, XIX-3といった高速炉心を対象に検討を行った。$$beta_{eff}$$について、基本値(均一重み),一般的な定義,名内による定義,Meulekampによる定義に基づいて計算し、その各々の比較を行った。その結果、一般的な定義,名内による定義,Meulekampによる定義に基づく$$beta_{eff}$$の値は最大で10%異なる場合があること、均一重みの値は幾つかの体系で大幅に大きな値となること、すべての体系で、Meulekampによる定義は名内の定義と比較して大きな値となること、を示した。さらに、$$beta_{eff}$$に対する複数世代の効果を評価し、一般的な定義に基づく値を求めるためには、それが無視できないことを示した。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼溶接継手の金属組織と残留応力に及ぼす実機での高温長時間使用と補修溶接の影響

小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹; Martin, L.*

検査技術, 16(3), p.24 - 30, 2011/03

高速増殖炉(FBR)の実用化に向けて、経済性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータルコストを低減することが検討されている。この観点からFBRの溶接継手及び補修溶接継手の経年化評価手法の確立は重要である。本研究では、仏国の高速炉Phenixの二次系配管で使用された経年化溶接継手(304SS-304SS)並びに上記条件で使用された経年化材(304SS)に新材(316LSS)を溶接した補修溶接継手(304SS-316LSS)の金属組織変化を評価した。加えて、RESA及びRESA-IIを用いてそれら継手の残留応力を測定した。実験結果から、各継手の金属組織及び残留応力は高温使用環境下及び補修溶接によってそれぞれ変化し、この変化は硬さの分布と傾向が一致した。現在、各継手に対し幾つかのクリープ試験を継続しており、金属組織や機械的性質の長時間安定性について今後評価していく必要がある。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼溶接継手の金属組織と残留応力に及ぼす実機での高温長時間使用及び補修溶接の影響

小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹*; Martin, L.*

保全学, 9(1), p.32 - 38, 2010/04

高速増殖炉(以下、FBR)の実用化に向けて、経済性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータルコストを低減することが検討されている。この観点から、FBRの溶接継手及び補修溶接継手の経年化評価手法の確立は重要である。本研究では、仏国の高速炉(Phenix)の二次系配管で526-545$$^{circ}$$Cで約88,000h使用された304SS-304SS溶接継手並びに上記条件で使用された304SSに新材の316LSSを溶接した補修溶接継手の金属組織変化を評価した。加えて、RESA及びRESA-IIを用いてそれら継手の残留応力を測定した。実験結果から、各継手の金属組織及び残留応力は高温使用環境下及び補修溶接によってそれぞれ変化し、この変化は硬さの分布と傾向が一致した。現在、各継手に対し幾つかのクリープ試験を継続しており、金属組織や機械的性質の長時間安定性について今後評価していく必要がある。

報告書

中性子照射により生成する鉛・ビスマス合金中のポロニウムの挙動に関する研究, 原子力基礎研究 H10-026 (委託研究)

関本 博*; 井頭 政之*; 矢野 豊彦*; 小原 徹*; 大崎 敏郎*

JAERI-Tech 2002-008, 58 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-008.pdf:3.6MB

本研究は、鉛・ビスマス合金の中性子照射によって生成されたポロニウムの生成率(断面積),合金からの放出率及び放出されたポロニウムの各種材料への吸着率を明らかにすることで、鉛・ビスマス冷却高速炉及び加速器駆動未臨界炉でのポロニウムの放出量の定量的評価のための知見を得ることを目的として行われた。ポロニウム生成率については、東工大ペレトロン加速器を用いて高速炉体系で重要なkeV中性子に対するビスマスの断面積を測定した。その結果、中性子捕獲断面積はJENDL評価値の1/2~1/3の値が、ポロニウム生成断面積ではJENDL評価値のほぼ1/3の値を得た。また、中性子照射により生成する鉛ビスマス合金中のポロニウムの挙動に関する実験を行うため、加熱吸着試験装置の設計と動作特性試験及び$$alpha$$線測定器の動作特性試験を行い、るつぼやフィルター等の選定やその他の検討を行った。さらに照射設備でのサンプル照射と中性子レベル測定をおこなった。ただし、東工大での実験許可を得るのが遅れたため、鉛・ビスマス合金中のポロニウム挙動に関する実験は今後に残された。

報告書

TRACY実験におけるフィードバック反応度の空間分布効果; 第1出力ピーク特性の評価

小原 徹*; 中島 健; 三好 慶典; 関本 博*

JAERI-Research 2001-037, 60 Pages, 2001/06

JAERI-Research-2001-037.pdf:2.7MB

TRACY実験におけるフィードバック反応度の空間分布効果を検討するために、一点炉近似モデル及び空間依存動特性コードを用いて、第1出力ピーク特性の評価を行った。平垣出力分布を有する炉心の解析では、温度フィードバック反応度に重み1.5をかけることにより、温度分布の空間依存性を考慮した結果と同じ結果が得られた。核計算による温度分布の空間効果の評価及び空間依存動特性解析の結果、出力ピーク時には、温度フィードバックの空間効果が、フィードバックの無い状態の出力分布によって支配されており、この結果、温度フィードバック反応度の重みが1.5となることがわかった。

報告書

JRR-4及びNSRRを用いた原子炉物理の基礎実験

小原 徹*; 堀木 欧一郎*; 中島 照夫; 渡辺 終吉; 石島 清見; 片西 昌司

JAERI-Review 95-010, 39 Pages, 1995/06

JAERI-Review-95-010.pdf:1.14MB

本書は1994年8月に日本原子力研究所のJRR-4及びNSRRを用いて行われた東京工業大学大学院の学生実験のために書かれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理の基本実験としてJRR-4では(1)制御棒校正実験(2)キセノンの反応度効果の測定を行い、NSRRでは即発臨界状態での即発的なフィードバック効果による原子炉の動特性の測定を行った。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

報告書

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の基礎実験

小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則

JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-004.pdf:1.04MB

本書は、1993年7月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学の学生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

論文

Multi-ampere negative hydrogen ion source for fusion application

井上 多加志; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 倉島 徹*; 松田 慎三郎; 松田 恭博*; 小原 祥裕; 奥村 義和; 田中 茂; 渡邊 和弘

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 37-38, p.111 - 115, 1989/00

 被引用回数:25 パーセンタイル:8.64

核融合用体積生成型負イオン源の1つである、磁気多極イオン源の最適化実験を行った。3種類の磁気フィルター、すなわちrodフィルター、extermalフィルター、そしてelectromageticフィルター、を試験し、高い電流密度のHビームを大面積から一様に引出すという観点から、各フィルターの特性が議論された。

論文

Multi-ampere H$$^{-}$$beam production in a volume ion source

渡邊 和弘; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 堀池 寛; 井上 多加志; 倉島 徹*; 松田 慎三郎; 松田 恭博*; 小原 祥裕; 奥村 義和; et al.

12th Symp. on Fusion Engineering, p.302 - 305, 1987/00

多孔電極を有した磁気フィルターの付いたマルチカスプイオン源から大電流の負イオン水素ビームを引き出した。引き出し電極は4枚から構成され、それぞれに209個の穴(直径9mm)が12cm$$times$$26cmの範囲に配置されている。

論文

A high current volume H$$^{-}$$ion source with multi-aperture extractor

奥村 義和; 堀池 寛; 井上 多加志; 倉島 徹; 松田 慎三郎; 小原 祥裕; 田中 茂

4th Int.Symp.on Production and Neutralization of Negative Ions and Beams, p.309 - 318, 1987/00

1A以上の水素負イオンを発生できる体積生成型負イオン源について述べる。水素負イオンは磁気フィルター付の多極プラズマ源にて生成され、4枚の電極から成る多孔型加速管により引き出され加速される。各電極は12$$times$$26cm$$^{2}$$の領域に9mm$$^{phi}$$の孔を209個有する(総引き出し面積133cm$$^{2}$$) カロリメータを用いた熱的な測定により、最大、1.26A、21keVの水素負イオンビームが生成されている事を確認した。また、質量分析によれば、ビーム中の不純物は数%以下であった。

論文

核融合装置の第一壁材料のスパッタリング実験

曽根 和穂; 大塚 英男; 阿部 哲也; 山田 礼司; 小原 建治郎; 成沢 忠*; 塚越 修*; 佐竹 徹*; 小宮 宗治*

真空, 20(4), p.136 - 141, 1977/04

室温におけるモリブデンのスパッタリング収率をオージェ電子分光法を用いて測定した。イオンビームは0.1~6keVのプロトンである。この方法は10$$^{-}$$$$^{4}$$atoms/ion程度の微小なスパッタリング収率を測定するには有力な方法である。また熱分解黒鉛のスパッタリング収率を測定するには有力な方法である。また熱分解黒鉛のスパッタリング収率を上記エネルギー範囲のプロトンについて、物理的スパッタリング収率と化学的スパッタリング収率を分けて測定することに成功した。また本論文は昨年11月26日学振141委員会の研究会および、11月27日真空に関する連合講演会において講演した内容をまとめたものである。

口頭

ビスマスから生成されるポロニウムの振る舞いに関する研究,8; ポロニウムフィルターに関する基礎実験

山沢 雄*; 小原 徹*; 佐々 敏信

no journal, , 

J-PARC核変換実験施設に設置予定の核破砕ターゲットなどの鉛ビスマスを用いた原子力システムでは、ビスマスの反応生成物であるポロニウムの管理が課題となる。そこで、鉛ビスマスから蒸発したポロニウムの捕集を目的とし、SUS316製のメッシュを用いたフィルタ実験を行った。JAEAが製作した実験装置を用い、JRR-4で中性子照射した鉛ビスマスを真空下で加熱してポロニウムを蒸発させ、排気経路に設置したステンレスメッシュを透過したポロニウムを捕集した。鉛ビスマス容器の温度,フィルタ温度,フィルタ形状,枚数等をパラメータとし、フィルタ有無によるポロニウム透過量の比を除染係数として評価した。その結果、フィルタを複数段用いることが効果的であること、メッシュフィルタを300$$^{circ}$$C以下に保つことで高い除染係数が得られることが確認された。

口頭

中性子残留応力測定法を用いた実機経年化溶接継手及び補修溶接継手の健全性評価に関する基礎的検討

小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹*; Lauernt, M.*

no journal, , 

本研究では、実機プラントにて526から545度で約88,000h使用された経年化溶接継手及び補修溶接継手に対し、組織観察,残留応力測定及び硬さ試験を実施した。それらの結果から、いずれも経年化及び補修溶接に対応した変化が認められた。現在、補修溶接を含めた経年化溶接継手の健全性評価法の開発に向けて、経年化溶接継手及び補修溶接継手に対して、長時間に渡る熱時効試験及びクリープ試験を実施・継続している。今後、強度特性や組織変化、また、補修溶接継手においてはHAZ近傍に着目する予定であり、本研究にて得られた成果は、それら試験の評価を行ううえで有用である。

口頭

Study on calculation methods for effective delayed neutron fraction

Irwanto, D.*; 千葉 豪; 長家 康展; 小原 徹*

no journal, , 

実効遅発中性子割合を連続エネルギーモンテカルロ法により計算する近似手法として、名内の方法とvan der Marckの方法が提案されている。それら近似手法に基づいた実効遅発中性子割合を決定論コードで計算し、その誤差を評価した。その結果、van der Marckの方法に基づく計算値は名内の方法に基づく計算値と比べて常に大きい値となること、いずれの手法でも無視している多世代効果が反射体付き炉心の実効遅発中性子割合計算値に大きく影響することがわかった。

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