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論文

In-vessel thermal-hydraulics analyses of the ASTRID-600MWe reactor with STAR-CCM+ code to supply boundary conditions for mechanical evaluation

小野田 雄一; 近澤 佳隆; 中村 博紀*; Barbier, D.*; Dirat, J.-F.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDは、その炉寿命として60年を目標としている。これを達成するための予備的設計評価を通じて、交換不可能な原子炉容器内機器への熱負荷に対する構造健全性に関する技術課題が明らかとなってきた。そのような機器の一つが、原子炉容器内の一次冷却材高温槽と低温槽とを区分している内容器である。この内容器の寿命を、フランスの構造規格であるRCCMrXに沿って評価する必要があるが、このためには構造健全性の観点から最も不利な条件となる熱流動過渡を同定する必要がある。この過渡の候補としてScram(通常の緊急炉停止)とLoss of grid(外部電源喪失)を選定し、原子炉容器内の3次元熱流動解析を実施して、最も不利な過渡条件の同定を試みた。その結果、Loss of gridの場合、流量の低下によって原子炉容器内冷却材の温度成層化が顕著となり、内容器板厚内の温度分布が通常運転時と逆転する結果となった。この結果は構造物に対する熱負荷の観点からはより厳しいものとなる。この論文では、熱流動過渡条件下における内容器の温度変化を詳細に解析した結果を示した。次の段階では、ここで得られたデータを用いて、内容器構造の寿命期間中における構造健全性を評価する。

論文

Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00597_1 - 16-00597_14, 2017/06

For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident (ULOF) were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.

論文

Fundamental safety strategy against severe accidents on prototype sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1774 - 1786, 2016/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.04(Nuclear Science & Technology)

The accident categories of severe accidents (SAs) for prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) which need proper measures were investigated through the internal event PRA and event tree analysis for the external event and six accident categories, ULOF, UTOP, ULOHS, LORL, PLOHS and SBO, were identified. Fundamental safety strategy against these accidents is studied and clearly stated considering the characteristics and existing accident measures of prototype SFR, and concrete measures based on this safety strategy are investigated and organized. The sufficiency of these SA measures is confirmed by comparing the evaluated Core Damage Frequency (CDF) and Containment failure frequency (CFF) to the target value, 1$$times$$10$$^{-5}$$ and 1$$times$$10$$^{-6}$$ per plant operating year, respectively, which were selected based on the IAEA's safety target. However, the target value of CDF and CFF should be satisfied considering all the SAs caused by both internal and external events. External event PRA for prototype SFR is now under evaluation and we set out to satisfy the target value of CDF and CFF considering both internal and external events.

論文

Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06

For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.

論文

Identification of the accident sequences for the evaluation of the effectiveness of severe accident measures on prototype Sodium-cooled Fast Reactor

小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12

The accident sequences beyond design basis to be considered for the prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which is now under development in Japan Atomic Energy Agency (JAEA), are identified in order to confirm the effectiveness of the measures against severe accidents. Internal and external events are considered as potential initiator of severe accidents. Earthquake and tsunami are focused on as the external events in light of the accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Probabilistic Risk Assessment (PRA) and/or its alternative approach are taken for the comprehensive analyses of the accident sequences. At first, four important accident sequence groups are identified; anticipated transient without scram, loss of reactor sodium level, protected loss of heat sink and loss of all alternating current power sources. Then accident sequence to be evaluated is extracted from corresponding accident sequence group. Severe accident measures which are composed of installing hardware or constructing emergency operator procedure, and which are intended to minimize the risk of radioactive release, are also identified for each accident sequence. In order to confirm the effectiveness of those severe accident measures prepared for prototype SFR, deterministic safety evaluations of those accident sequences should be carried out.

論文

Three-pin cluster CABRI tests simulating the unprotected loss-of-flow accident in sodium-cooled fast reactors

小野田 雄一; 深野 義隆; 佐藤 一憲; Marquie, C.*; Duc, B.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(2), p.188 - 204, 2011/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:33.97(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉におけるULOF事象を模擬した3本ピン束試験の2試験を、燃料破損後の燃料再配置と固化挙動に着目して実施した。これらの試験は1本ピンで行われた既存のCABRI試験に対して補完的な情報を与えるものである。3本ピン束試験の詳細なデータ評価と理論的解釈に基づき、燃料の再配置と固化は局所の燃料エンタルピーに支配されること、及び既存のCABRI試験の知見は大型ピン束条件に適用できるとの結論を得た。さらに、燃料とスティールの混合融体は破損燃料の上下端に強固な閉塞を形成し、燃料溶融に伴って発生する核分裂生成ガスの一部がこの閉塞によって保持されることで、炉心領域を比較的長期にわたって加圧し続けることが明らかとなった。

論文

Fuel pin behavior up to cladding failure under pulse-type transient overpower in the CABRI-FAST and CABRI-RAFT experiments

深野 義隆; 小野田 雄一; 佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(4), p.396 - 410, 2010/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.88(Nuclear Science & Technology)

In the CABRI-FAST and CABRI-RAFT programs within a collaboration with the IRSN and FZK, five pulse-type transient overpower tests were performed in order to study fuel pin behavior and failure condition in the Unprotected Loss-of-Flow (ULOF) accident. In these tests, two types of low-smear-density fuels irradiated in the French Phenix reactor at different burn-up levels were used so that an experimental database extension from the former CABRI-1 and CABRI-2 programs can be obtained. Pin failure took place in three of these tests giving information on the failure threshold. In two tests, no pin failure took place and useful information related to the transient fuel behavior up to failure and failure mechanism was obtained. These test results were interpreted through detailed analysis of experimental data and PAPAS-2S code calculations. In these calculations, pretransient fuel characteristics obtained from the sibling fuels were reflected, such that the uncertainty of the boundary condition can be minimized. Through the comparison among these tests and formerly existing CABRI tests, generalized understanding on the transient fuel behavior was obtained. It was concluded that the low-smear-density fuel mitigates cavity pressurization, thereby enhancing the margin-to-failure. It was also understood that this failure-threshold enhancing capability is dependent on the type of transient.

論文

Fuel pin behavior under slow-ramp-type transient-overpower conditions in the CABRI-FAST experiments

深野 義隆; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; Charpenel, J.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(11), p.1049 - 1058, 2009/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:37.23(Nuclear Science & Technology)

In the CABRI-FAST experimental program, four in-pile tests were performed with slow-power-ramptype transient-overpower conditions (called hereafter as "slow TOP") to study transient fuel pin behavior under inadvertent control-rod-withdrawal-type events in liquid-metal-cooled fast breeder reactors. The slow TOP test with a preirradiated solid-pellet fuel pin under a power ramp rate of approximately 3%Po/s was realized as a comparatory test against an existing test in the CABRI-2 program where approximately 1%Po/s was adopted with the same type of fuel pin. In spite of the different power ramp rates, the evaluated fuel thermal conditions at the observed failure time are quite similar. Three slow TOP tests with the preirradiated annular fuel resulted in no pin failure showing a high failure threshold. These CABRI-FAST slow TOP tests, in combination with the existing CABRI and TREAT tests, provided an extended slow TOP test database under various fuel and transient conditions.

論文

Fuel pin behavior under slow ramp-type transient-overpower conditions in the CABRI-FAST experiments

深野 義隆; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; Charpenel, J.*

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/10

In the CABRI-FAST experimental program, four in-pile tests were performed with slow power-ramp-type transient-overpower conditions to study transient fuel pin behavior under inadvertent control rod withdrawal events in liquid metal cooled fast breeder reactors. Annular-pellet fuel pins were used in three tests, while a solid-pellet fuel pin was used in the other test. All of these pins were pre-irradiated in Phenix. The slow TOP test with a solid-pellet fuel pin was realized as a comparatory test against an existing test (E12) in the CABRI-2 program. In the CABRI-FAST test (BCF1), a power ramp rate of 3%Po/s was applied, while in the CABRI-2 test, 1%Po/s was adopted. In spite of the different power ramp rates, evaluated fuel thermal conditions at the observed failure time are quite similar. The continued overpower condition in the BCF1 test resulted in gradual degradation of the pin structure providing information effective for evaluation of various accident scenarios. Three slow TOP tests with the annular fuel in the CABRI-FAST program resulted in no pin failure showing high failure threshold. These CABRI FAST slow TOP tests, in combination with the existing CABRI and TREAT tests, provided an extended slow TOP test database with various fuel and transient conditions.

論文

CABRI-RAFT TP2 and TP-A1 tests simulating the unprotected loss-of-flow accident in sodium-cooled fast reactors

小野田 雄一; 深野 義隆; 佐藤 一憲; Marquie, C.*; Duc, B.*

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/09

TP2 and TP-A1 tests were conducted in the framework of the CABRI-RAFT program to study post-failure material-relocation during the Unprotected Loss-of-Flow (ULOF) accident in sodium-cooled fast reactors. In these tests, a three-pin-cluster geometry was adopted to supply complementary information to the existing CABRI-single-pin tests. Two different levels of energy injection into the fuel pins were realized to clarify the effect of fuel enthalpy on axial fuel relocation. Starting from a steady-state condition, Loss of Flow (LOF) was applied and then Transient Over Power (TOP) was triggered 13.4 s and 9.1 s after the coolant boiling in the TP2 and TP-A1 tests, respectively. Through a close look at these test results, it is concluded that the fuel relocation is dominated by accumulated fuel enthalpy and is not depending on three-pin-cluster or single pin conditions.

論文

Transient heat transfer characteristics between molten fuel and steel with steel boiling in the CABRI-TPA2 test

山野 秀将; 小野田 雄一; 飛田 吉春; 佐藤 一憲

Nuclear Technology, 165(2), p.145 - 165, 2009/02

 被引用回数:23 パーセンタイル:13.7(Nuclear Science & Technology)

高速炉安全研究の一部であるCABRI-RAFTプログラムにおけるTPA2試験では、溶融燃料/スティール混合物における燃料-スティール間熱伝達特性を調べた。この試験はフランスのCABRI炉で行われ、富化度12.3%のUO$$_{2}$$ペレットにステンレススティール球を埋め込んだ試験カプセルを使用した。予熱過程を経て、そのカプセルに過出力を印加し、燃料の溶融とスティールの蒸発を実現させた。観察されたスティール蒸気圧はかなり低く、燃料-スティール間熱伝達を有意に制限するメカニズムの存在を示唆した。SIMMER-IIIによる実験データの詳細評価により、スティール球の表面で生成した蒸気がスティール自身を取り囲み溶融燃料との接触を阻害するという一つの解釈を導き出した。

論文

高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会

仲井 悟; 青山 卓史; 伊藤 主税; 山本 雅也; 飯島 稔; 長沖 吉弘; 小林 淳子; 小野田 雄一; 大釜 和也; 上羽 智之; et al.

高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会, 154 Pages, 2008/06

「常陽」臨界30周年を機に、平成19年6月6日、約600人の参加を得て技術講演会, 記念報告会, 施設見学会等を開催した。技術講演会では、日仏米3か国の原子力開発の現状と今後の高速増殖炉開発における「常陽」への期待が表明された。また、記念報告会では、来賓からご祝辞をいただくとともに、ランドマーク賞授与式、神津カンナ氏の講演、地域との共生への取り組みに関する地元大洗町及び原子力機構の報告などがなされた。

報告書

Interpretation of the CABRI-RAFT TPA2 Test

山野 秀将; 小野田 雄一; 飛田 吉春; 佐藤 一憲

JNC-TN9400 2005-045, 123 Pages, 2005/06

JNC-TN9400-2005-045.pdf:18.37MB

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、溶融燃料/スティール混合物による沸騰プールを形成する可能性がある。このような沸騰プールの安定性に関する研究は事象推移に大きな影響を与えるため非常に重要であるが、実物質を用いた炉内試験はかなり限られている。そこで、CABRI-RAFT試験計画(1997年$$sim$$2002年)のTPA2試験は、炉心物質の沸騰プール挙動を支配する燃料-スティール間熱伝達特性を調べる目的で、仏国IRSNとの共同研究として2001年にCABRI炉で実施された。試験では、12.3%濃縮度のUO$$_{2}$$新燃料ペレットにステンレス・スティール球を埋め込んだテストカプセルを使用し、予熱段階を経て、燃料溶融およびスティール蒸発を生ずる過出力を印加した。過渡中に観察されたスティール蒸気の圧力発生挙動は極めて弱く、燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムの存在が示唆された。詳細な試験データ評価により、スティール球表面で生成されたスティール蒸気がスティール球自身を覆い、溶融燃料との接触を阻害するという現象が推定された。この蒸気のブランケッティング挙動が燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムであると考えられる。多相多成分熱流動解析コードSIMMER-IIIを用いて解析を実施した結果、熱伝達係数を特別に低下させることによって、試験で起きた圧力上昇および沸騰プール挙動をよく再現できた。

論文

INTERPRETATION OF THE CABRI-RAFT TPA2 TEST INVESTIGATING FUEL-TO-STEEL HEAT TRANSFER CHARACTERISTICS

山野 秀将; 小野田 雄一; 飛田 吉春; 佐藤 一憲

6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor, 54 Pages, 2004/10

TPA2試験は炉心損傷事故時の沸騰プールにおける燃料とスティールとの伝熱特性を調べることを目的として、カバーガス空間を設けたカプセル内にスティール球を内部に配した燃料ペレットにパルス過出力を印加させ、スティール蒸気の発生を実現させた。試験データ及び解析評価より、沸騰プール内伝熱は従来評価より小さく、その原因の一つとしてスティール周りの蒸気泡が伝熱を阻害したことが考えられる。また、浮力によりスティールは液体燃料内を浮上・分離することが推定された。

報告書

ナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討; 平成15年度報告

久保 重信; 飛田 吉春; 川田 賢一; 小野田 雄一; 佐藤 一憲; 神山 健司; 植田 伸幸*; 藤田 哲史; 丹羽 元

JNC-TN9400 2004-041, 135 Pages, 2004/07

JNC-TN9400-2004-041.pdf:17.3MB

実用化戦略調査研究フェーズ2において、平成15年度に実施したナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討結果を示す。ナトリウム冷却大型炉及び中型炉について、炉心燃料設計及びプラント設計との整合性に配慮しつつ、再臨界回避方策として有望な概念を構築することを目的とし、これらの炉心を対象とした炉心流量減少時炉停止失敗事象の炉内終息性に関する諸検討を実施して以下の結果を得た。遷移過程での燃料流出促進策として提案されているABLE概念の有効性について解析評価を実施した結果、ラッパ管溶融に先行した燃料流出が実現できない見通しであることが分かった。一方、FAIDUS概念については、燃料流出見通しはあるものの、炉心性能等への影響が大きいことから、改良概念を提示し予備的な評価によりその性能見通しを示した。原子炉容器底部で多量の燃料の保持冷却を確保するための課題を軽減する観点から、炉心部での事故後の損傷炉心物質の保持・冷却が重要であり、ナトリウムのもつ高い冷却能力を考慮した評価を今後定量化していくことによって炉内終息が達成できる可能性があることを示した。 FAIDUS及びABLEを対象とした現時点までの解析評価による情報等に基づいて、今後検討が必要となる可能性のある試験課題とその実施方法を例示した。金属燃料炉心については、出口温度を550$$^{circ}C$$、ボイド反応度を8ドル以下とした中型炉を対象とした起因過程解析を実施し、即発臨界には至らずマイルドに推移する結果を得た。起因過程末期から遷移過程にかけての挙動については不確かさが大きいが再臨界が回避される可能性が示されると共に、仮に遷移過程で燃料プールが形成される状況を想定しても、MOX燃料と比較して緩慢な推移を示すことが示された。

報告書

Interpretation of the CABRI LT1 test with SAS4A-code analysis

佐藤 一憲; 小野田 雄一

JNC-TN9400 2001-048, 21 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-048.pdf:0.55MB

高速増殖炉のULOF(Unprotected Loss of Flow)事故を模擬したCABRI-FASTLT1試験では、過渡中の早期の段階でピン破損を生じた。この時点での燃料へのエネルギー投入は極めて小さく、燃料は未溶融と考えられる。ピン破損後は急速なガス放出と見られる冷却材応答が観測され、流路はボイド化した。このボイド化の後、燃料は連続的に崩壊し軸方向に移動した。本研究ではSAS4Aコードを用いた解析を実施し、その結果を参考にして本試験の解釈を行った。オリジナルSAS4Aコードのモデルは、本試験のような燃料ピン早期破損時の破損後挙動評価には十分に対応したものではないが、本試験の状況を反映した特殊な取扱いを導 入することにより、破損後の挙動を適正に模擬することができた。この研究を通じて、早期破損ピンからのガス放出挙動及びその後の挙動へのガス放出の影響が明らかになった。また、必要なモデル変更を前提として、SAS4Aコードによる燃料ピン早期破損からの挙動模擬のポテンシャルを示した。

報告書

Interpretation of the CABRI LT4 test with SAS4A-code analysis

小野田 雄一; 佐藤 一憲

JNC-TN9400 2001-047, 42 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-047.pdf:1.05MB

CABRILT4試験は、中空燃料のULOF(Unprotected Loss of Flow)事故時の挙動研究を目的として1997年3月11日に実施された。本試験では、燃料ピンが過渡中に破損し、破損部からの溶融燃料の放出と、これに伴う冷却材流路のボイド化、及びボイド化流路中での燃料分散が観測された。本試験の破損後挙動評価にSAS4Aコードを適用した。これにより、試験結果に対する現象論的理解が大きく深められた。また、中空燃料を用いた本試験での高いエネルギー破損条件における破損後挙動に対するSAS4Aモデルの基本的適用性を確認した。さらに、本試験に用いた燃料ではガス・プレナムからの急速なガス放出が溶融燃料の放出挙動に影響を与えていることが認識された。この効果は燃料分散を加速する。したがって、燃料設計に依存し、溶融燃料放出と分散の挙動をより正確に評価するためには、プレナム・ガス放出の影響を慎重に考慮する必要がある。

論文

非破壊法によるイリジウムの放射化分析

亀本 雄一郎; 柴 是行; 小野田 義弘*

日本化學雜誌, 83(1), p.57 - 58, 1962/00

白金、ロジウム、パラジウム、金などの資金属中に合まれるイリジウムを非破壊的に定量する放射化分析法を検討した。これらの試料を2時間程度照射すると比較的短い半減期をもつ放射性核種のみを生じ、イリジウムのみは長寿命の半減期(74.4d)をもつ$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Irを生ずる。適当な冷却期間をおいて短寿命の放射能の消滅をまって、$$gamma$$線スペクトロメトリーを適用して$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Irの各光電ピークを比較標準と比較して定量した。この方法は結果を得るまでに長時間を要する欠点はあるが、非破壊的に行なえる特徴をもっている。

論文

熱中性子放射化における中性子しゃへい効果

亀本 雄一郎; 小野田 儀弘*

日本化學雜誌, 83(11), p.1164 - 1167, 1962/00

中性子吸収断面積と中性子しゃへいがあらわれはじめる試料の量との間の関係を求めるために、いくらかの実験を行なった。程々の量の試料を原子炉中で同時に中性子照射し、照射後試料を溶解し、試料の大きさによる比放射能の変動をこの溶液の放射能から検討した。比放射能が質量「0」の値より10%減少する試料の質量(Mg)を図上で求めた。この質量Mgを中性子しゃへいの効果のあらわれる試料の大きさと考えた。金属塊試料の実験結果としてMgと元素の中性子吸収断面積(Nbarn)との間につぎのような概略の関係が見いだされた。N$$times$$M/資料の原子量=0.02~0.04 またカプセル中の熱中性子束の均一性をモニターとして金を用いて検討した。種々な位置に7個の金試料を入れたカプセルをJRR-1原子炉の実験孔No.16で照射した。照射後各試料の比放射能を求め、その偏差が$$pm$$2%以内であることがわかった。この結果はカプセル中の中性子束の均一性が満足すべき状態であることを示している。

論文

銅中の微量不純物の放射化分析

矢島 聖使; 亀本 雄一郎; 柴 是行; 小野田 儀弘*

日本化學雜誌, 82(1), p.38 - 41, 1961/00

 被引用回数:2

銅中のヒ素、アンチモン、金を中性子放射化分析により定量する方法を検討、確立した。銅約200mgをJRR-1原子炉を利用して中性子照射したのち、マグネシウムによる還元、酢酸エチルによる抽出、ヒドロキノンによる還元、3価の鉄によるスキャベンジ、硫化水素による沈殿法などを組み合わせて、放射化学的に純にヒ素、アンチモン、金をとり出し、$$gamma$$線スペクトロメトリーによりおのおののピークの放射能を標準と比較して定量した。銅の中性子シャヘイの影響は1.5gまでは認められなかった。

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