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論文

Corrosion rate of parent and weld materials of F82H and JPCA steels under LBE flow with active oxygen control at 450 and 500 $$^{circ}$$C

菊地 賢司; 鎌田 勤也*; 小野 幹訓*; 北野 照明*; 林 健一*; 大井川 宏之

Journal of Nuclear Materials, 377(1), p.232 - 242, 2008/06

 被引用回数:17 パーセンタイル:72.99(Materials Science, Multidisciplinary)

F82HとJPCAの腐食特性を流動鉛ビスマスループ中で調べた。材料は日本のADSビーム窓候補材であり、電子溶接部も含む。高温部の試験温度は最高450と500度で低温部との温度差は100度である。主流の流速は毎秒0.4から0.6mであり、酸素濃度は2から4$$times$$10$$^{-5}$$mass%に制御した。試験片は丸棒型である。試験後、光学,SEM,X線解析,X線回折により腐食被膜の特性を調べた。その結果、ADSのビーム窓を設計する場合の腐食速度は時間に対して線形則が推奨されるという結論を得た。

論文

加速器駆動核変換システムの技術開発におけるビーム窓熱流動試験

林 健一*; 小野 幹訓*; 菊地 賢司; 徳永 典也*; 北野 照明*; 大井川 宏之

日本原子力学会和文論文誌, 7(1), p.44 - 57, 2008/03

加速器駆動核変換システムは、マイナーアクチニドと長寿命核分裂生成物を安定核又は短寿命核に変換することを狙っている。このシステムにおけるビーム窓は、加速器と原子炉との境界要素であり、鉛ビスマス流動条件下での熱伝達特性の評価が重要である。そこで、ビーム窓周りの熱流動実験を行った。一つは水を使った流動実験で、粒子法による速度場測定を行った。もう一つは鉛ビスマスを使った熱流動実験である。得られた結果より、ビーム窓周りの熱伝達特性を表す実験式を導出した。数値計算によるシミュレーションを行い、モデリングにより平均熱伝達特性を表すことが可能となった。しかし、局所熱伝達特性は、空間的時間的に不安定で、特に流れの停滞域では変動が見られ、数値計算による再現は今後の課題である。

報告書

核変換実験施設の概念検討,2; ADSターゲット試験施設の概念検討

佐々 敏信; 梅野 誠*; 水林 博*; 森 恵次郎*; 二川 正敏; 斎藤 滋; 甲斐 哲也; 中井 公一*; 雑候 章*; 笠原 芳幸*; et al.

JAERI-Tech 2005-021, 114 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-021.pdf:9.66MB

日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)にかかわる技術の研究開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を検討している。核変換実験施設は、ADSの未臨界炉心に関する物理的特性の実験的研究を行う核変換物理実験施設と、ADSを設計するための材料データベース構築及び核破砕ターゲットの工学的特性の試験を行うADSターゲット試験施設から構成される。本報告は、ADSターゲット試験施設について、施設の目標,実用ADSと本実験施設との関連について述べ、台車搭載型核破砕ターゲットを採用した実験施設の検討結果についてまとめたものである。

論文

Research and development on lead-bismuth technology for accelerator-driven transmutation system at JAERI

倉田 有司; 菊地 賢司; 斎藤 滋; 鎌田 勤也*; 北野 照明*; 大井川 宏之

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.267 - 277, 2004/05

加速器駆動システムのための鉛ビスマス技術に関する研究開発が行われてきた。酸素制御なしで3000h、JLBL-1を用いた316SSの結果より、高温部から低温部への質量移行が観察された。電磁ポンプの円管流路に沈着した鉛ビスマスとFe-Cr結晶粒が流路閉塞と流量の低下を引き起こしたことがわかった。ループシステムの改良はループの運転によい結果をもたらした。MES(三井造船)ループを用いた10$$^{-5}$$wt.%酸素濃度の1000h試験では、著しい腐食/エロージョンは観察されなかった。静的腐食試験の結果は、450$$^{circ}$$Cでは鋼材中Cr量の増加とともに腐食深さは減少するが、550$$^{circ}$$Cでは316SS, JPCAの腐食深さはNi, Crの溶出,Pb, Biの浸入により著しい増加を示す。Si添加鋼は550$$^{circ}$$Cで優れた耐食性を示す。

報告書

溶融金属鉛・ビスマス技術における腐食、水反応、ポロニウム揮発率及びBi資源量の調査・検討

高野 秀機; 滝塚 貴和; 北野 照明*

JAERI-Review 2000-014, 134 Pages, 2000/10

JAERI-Review-2000-014.pdf:13.43MB

ADSにおける液体ターゲット及びブランケット冷却材の第1候補は、液体金属鉛・ビスマスである。Pb-Biの使用に関するメリットは、不活性、低吸収断面積、低融点、高沸点及びボイド反応度が負であることであるが、反面鋼材腐食が顕著であるという重要な欠点がある。本調査検討では、国内外のPb-Biの使用実績のある施設を調査し、材料腐食、水反応、伝熱・流動特性、化学毒性、ポロニウム揮発率、Biの資源量など広範囲に渡って調査した。その主な結果は、(1)国内の精錬所での長期間の使用実績があり、自然対流下では腐食は小さい。(2)ロシアでの開発実績及び使用経験により酸化被膜調整により腐食の問題は解決可能である。(3)高温Pb-Biと水との反応実験であり相互作用は小さい。(4)PoはPbPoを形成し、Po単体より揮発率は数桁小さい。(5)Bi資源量はADS使用には十分である。

論文

臨界安全性研究の現状「臨界安全性国際会議」から

仁科 浩二郎*; 山根 義宏*; 小林 岩夫; 館盛 勝一; 高野 誠; 三好 慶典; 奥野 浩; 中島 健; 三竹 晋*; 角谷 浩享*; et al.

日本原子力学会誌, 34(4), p.311 - 319, 1992/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.49(Nuclear Science & Technology)

4年毎に開催される臨界安全性に関する国際会議が1991年9月に英国のオックスフォードにおいて行われた。本会議は臨界安全性の専門家が集まり、今回の発表総数は134件、参加者数は170名であり、広範囲の報告がなされた。主要なセッションとしては、1.各国の研究計画と臨界安全性実験、2.計算手法と核データの開発整備、3.臨界安全ハンドブックとデータベース、4.コードとデータライブラリーの検証、5.核燃料施設の臨界安全評価、6.測定技術と臨界パラメータ、及び7.臨界事故解析および警報システムが揚げられる。本報告は、最近の安全性の動向を、会議の主要な発表を紹介しつつリビューしたものである。

報告書

臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算

片倉 純一; 小室 雄一; 横田 匡彦*; 内藤 俶孝; 平林 文夫*; 浅野 則雄*; 大村 博志*; 北野 照明*; 城 克彦*; 谷本 亮二*; et al.

JAERI-M 9859, 78 Pages, 1982/01

JAERI-M-9859.pdf:1.83MB

臨界安全評価コードシステムJACSのうち、多群定数ライブラリーMGCLとモンテカルロ計算コードKENO-IVの組み合せによる臨界計算の精度評価を行なうために、ベンチマーク計算を昨年度に引き続き実施した。ベンチマーク計算の対象に選んだ体系は、主に低・中濃度ウラン燃料およびプルトニウム含有率の高い燃料を使用した10種類の実験体系である。臨界計算の結果は、硝酸水浴液を用いた体系と燃料棒を軽水中に配列した体系では大きく異なり、前者は3~4%も実験値より低目に算出されるのに対し、後者は、実験値の約1%以内に入り、ほぼ妥当な結果を与えた。低目に算出される硝酸水浴液系でも、モンテカルロ計算における中性子散乱の方向余弦を乱数を用いて決定するように改良することにより、2~3%以上計算値が上昇し、実験値の2%以内には入るように改善された。

報告書

反応度事故条件下における燃料破損挙動に及ぼす発熱分布の影響; NSRRによる濃縮度パラメータ実験

大西 信秋; 丹沢 貞光; 北野 照明*

JAERI-M 7990, 54 Pages, 1978/11

JAERI-M-7990.pdf:2.98MB

本稿は、NSRRにおけるパラメータ実験の一つである濃縮度パラメータ実験の実験結果について述べたものである。本実験は、濃縮度5wt%、10wt%および20wt%の試験燃料を用いて濃縮度の違いによるUO$$_{2}$$ペレット内の発熱分布の相違が燃料破損挙動に及ぼす影響を調べた。

報告書

NSRR実験における試験燃料の発熱量の評価

大西 信秋; 丹沢 貞光; 丹沢 富雄*; 北野 照明*; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 中原 嘉則

JAERI-M 7539, 70 Pages, 1978/02

JAERI-M-7539.pdf:2.04MB

NSRRの燃料破損実験における試験燃料の破損しきい値や破壊しきい値等は燃料の単位UO$$_{2}$$重量あたりの発熱量(cal/gUO$$_{2}$$)によって整理されている。この発熱量の値は実験結果を整理する上でも、安全評価基準を定める上でもきわめて重要な数値であり精度の高い実測値を必要とする。このためNSRR実験ではパルス出力で照射した試験燃料の核分裂生成物の定量測定から核分裂数の絶対値を求め、これより燃料の発熱量を評価した。本稿では核分裂生成物の放射化学分析および化学分析による測定方法、単位核分裂あたりの放出エネルギーに関する評価計算の結果について述べた。

報告書

一次元輸送コードXSDRNによるUO$$_{2}$$燃料の臨界量に関する検討

北野 照明*; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 石島 清見; 吉村 富雄*; 石川 迪夫; 村主 進

JAERI-M 7085, 19 Pages, 1977/05

JAERI-M-7085.pdf:0.7MB

UO$$_{2}$$燃料の臨界質量に関して、濃縮度および水素/ウラン235の密度比をパラメータにとって、一次元輸送コードXSDRNで計算し、これらのパラメータとUO$$_{2}$$燃料の臨界質量の関係を求めた。さらに、この計算結果を基に、軽水炉のUO$$_{2}$$燃料が溶融し、一箇所に集った場合の再臨界の可能性について検討した。その結果、UO$$_{2}$$燃料のみが一箇所に集った場合、いかなる条件を仮定しても再臨界になる可能性はないという結論を得た。

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