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坂爪 克則; 青木 博道; 芳賀 孝久; 深谷 洋行; 薗田 暁; 清水 香織; 新妻 泰*; 伊藤 光雄; 井上 猛
JAEA-Technology 2007-069, 44 Pages, 2008/02
JAEA-Technology-2007-069.pdf:4.55MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成18年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。平成18年度における総分析試料数は、254試料であった。本報告書は、平成18年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
深谷 洋行; 青木 博道; 芳賀 孝久; 西沢 英俊; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 新妻 泰*; 白橋 浩一; 井上 猛
JAEA-Technology 2007-005, 27 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-005.pdf:1.97MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成17年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成17年度における総分析試料数は、185試料であった。本報告書は、平成17年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
西沢 英俊; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 芳賀 孝久; 境 裕*; 圷 英之*; 新妻 泰; 井上 猛; et al.
JAEA-Technology 2006-007, 24 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-007.pdf:1.81MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成16年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成16年度における総分析試料数は、160試料であった。本報告書は、平成16年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
清水 香織; 軍司 一彦*; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕*; 圷 英之; 新妻 泰*; 井上 猛; et al.
JAERI-Tech 2004-078, 27 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2004-078.pdf:1.84MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成15年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、平成12年度より実施している硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験のうち、第3回のウラン(U)/プルトニウム(Pu)抽出分離試験が実施されたほか、U/Pu抽出分離試験で発生した抽出廃液を処理するための予備実験も行われ、当該試験にかかわる分析を合わせて行った。平成15年度における総分析試料数は、156試料であった。本報告書は、平成15年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
境 裕; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 圷 英之; 新妻 泰; 白橋 浩一; 佐藤 猛
JAERI-Tech 2004-006, 25 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-006.pdf:1.72MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成14年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため計量槽に集めた硝酸ウラニル溶液の分析を行った。また、STACY用いたプルトニウム臨界実験に備えて、硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験及びAm抽出分離試験が行われ、当該試験にかかわる分析を行った。平成14年度における総分析試料数は、275試料であった。本報告書は、平成14年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.
JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。
坂爪 克則; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 境 裕; 新妻 泰; 白橋 浩一; 佐藤 猛
JAERI-Tech 2002-073, 25 Pages, 2002/09
JAERI-Tech-2002-073.pdf:2.51MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成13年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため、計量槽に貯蔵してある硝酸ウラニル溶液の分析を行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件(MOX粉末溶解性,ウラン/プルトニウム抽出分離特性等)を確認するための予備試験が行われ、当該試験にかかわる分析を行った。平成13年度における総分析試料数は、322試料であった。本報告書は、平成13年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
田上 隆広; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 新妻 泰; 宮内 正勝; 白橋 浩一; 佐藤 猛
JAERI-Tech 2001-071, 30 Pages, 2001/11
JAERI-Tech-2001-071.pdf:4.15MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備においては、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び核燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成12年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調製のための分析等を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため、計量槽に貯蔵してある硝酸ウラニル溶液の分析等を行った。また、平成12年度にNUCEFへMOX燃料が搬入され、プルトニウム(Pu)溶液燃料調製に向けたPu予備試験が開始されたことに伴い、当該予備試験にかかわる分析を行った。平成12年度における総分析試料数は、483試料であった。本報告書は、平成12年度に行った分析等の業務についてまとめたものである。
冨樫 喜博; 宮内 正勝; 園部 保; 新妻 泰; 中島 隆幸; 芳賀 孝久*; 田上 隆広; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; et al.
JAERI-Tech 2000-032, p.25 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-032.pdf:1.45MB
燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の運転にあたっては、燃料として用いるウラン硝酸溶液に関する分析が不可欠であり、平成10年度では、ウラン溶液燃料の調製のための分析並びにSTACY及びTRACYの臨界実験終了後のウラン溶液の性状分析を行った。さらに、核燃料物質の計量管理のため、ダンプ槽に貯蔵してあるウラン溶液の分析等を実施した。平成10年度における分析サンプル総数は297件に達した。本報告書は、平成10年度に実施した分析業務についてまとめたものである。
宮内 正勝; 岡本 久人; 深谷 洋行; 坂爪 克則; 薗田 暁; 中尾 智春; 久保田 政敏; 新妻 泰; 園部 保; 岡崎 修二
JAERI-Tech 96-007, 98 Pages, 1996/02
NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY、TRACY)、核燃料調整設備等に係る実験解析分析、核燃料物質の使用に伴う計量管理分析及び設備の安全運転のための工程管理分析を行う分析設備を完成させた。分析設備は、各設備からの分析試料を分析室(I)に搬送するための「気送設備」、グローブボックス間の分析試料、廃液等の密度測定、試料の希釈・分析等を行う「前処理装置」、ウラン・プルトニウム、同位体組成、硝酸、放射能濃度等の「分析機器」、分析試料残液、廃液等を管理する「後処理装置」等から構成されている。本書は、分析設備の設計条件、構成、機器仕様等について詳細にまとめたものである。
新妻 泰; 村尾 良夫
JAERI-M 91-213, 73 Pages, 1992/01
実験に際し種々の情報は映像としてビデオテープに記録されることが多い。このような映像データから定量的な情報を得ることは、処理が繁雑なためにとかく敬遠されがちであった。このような状況を改善し、簡易に映像データ処理を行えるようにすることを目的として、パーソナルコンピューターを用いての画像処理システムを開発した。本報告書は今回開発した画像処理システムの取扱い方法と画像処理プログラムの概要を説明したものである。本画像処理システムでは、ビデオテープから各画素の明度データを読み込み、平均化、とストグラム作成、2値化、等高線作成、輪郭線の抽出、画面の拡大縮小等の処理、処理結果のディスケットへの格納やプリンター等への表示を行うことができる。本システムの開発により、ビデオテープに記録された画像データに対しての定量的な処理を簡単に行えるようになった。
安達 公道; 数土 幸夫; 深谷 好夫; 鈴木 紀男; 若林 隆雄; 傍島 真; 大山 勉; 新妻 泰; 岩村 公道; 刑部 真弘; et al.
JAERI-M 83-080, 171 Pages, 1983/06
平板炉心試験装置は、円筒炉心試験と共に、大型再冠水効果実証試験計画の一部をなし、PWRの冷却材喪失事故の再冠水課程における、二次元的な炉心熱水力挙動を実験的に解明することを主目的としている。本計画は、日本、米国、西独間の研究協力取極め(2D/3D協定)に基づき、三国間の共通の基盤に立って進められている。本報告書は、平板炉心試験装置(SCTF)第一次炉心の設計の方針および愛用を紹介して、本試験から得られるデータの有効利用を計るものである。
山崎 弥三郎; 岡崎 元昭; 新妻 泰
JAERI-M 82-014, 62 Pages, 1982/03
ATR及びJPDR-IIの模擬燃料体についてFAT-1ループを用いてボイド率及び圧力損失を空気-水系について測定した。実験範囲は水流量60t/hまで、系圧力3.5kg/cm
ボイド率10~50%である。ボイド率は燃料体全体の平均値を、圧力損失は直管部・スペーサー部・ベース部・タイプレート部にわけて測定した。ボイド率(
)と気体体積流量率(
)との比はATR(二次設計)で0.95、JPDR-IIでは0.7となった。直管部の摩擦圧力損失はの函数として示した。円管に関する二相流の知見から原子炉運転圧力における全圧力損失の推算方法を示した。全圧力損失の約1/2は直管部以外の損失が占める。流動状態観察の結果、両燃料体とも流路全体として全範囲に亘り気泡流が卓越している。
4 本間接発熱体による実験):熱伝達率データ杉本 純; 村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 大久保 努; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明; 南雲 宏一*
JAERI-M 8169, 369 Pages, 1979/03
44本間接発熱体による再冠水実験(シリーズ6実験)目的は、次の7項目である。1)完全埋込熱電対付間接加熱発熱体を用いた実験による再冠水現象の全体的把握 2)低冠水速度でのクエンチ特性の把握 3)炉心差圧特性の把握 4)クエンチ時刻以前の熱伝達率の把握 5)炉心出口への冷却材流出挙動の把握 6)非発熱棒効果の把握 7)強制的に冠水速度を振動させた時の系の応答特性の把握。本報告は、シリーズ6実験における主要実験条件、データ処理法および熱伝達データをまとめたものである。
須藤 高史; 村尾 良夫; 新妻 泰
JAERI-M 8165, 31 Pages, 1979/03
安全工学第2研究室の再冠水実験には、高速集録装置(30kHz、30CH)が使用されていたが、必要な情報量が増加したことや、またその情報の測定レンジが多様化してきたこと等の理由により、改造を計画した。改造にあたっての主な要求される性能は次のとおりである。(1)集録速度は100CH/sec、チャンネル切換は増幅器前段の低レベル入力時に行う。(2)集録数100CH (3)集録システム各チャンネル毎の簡便な較正 (4)ノイズ対策 (5)データレベルの監視 (6)高速集録装置へのディジタル出力 この要求に従い、データ集録装置を追加し、高速集録装置には、ディジタル入力チャンネルを加えて、性能試験を行なった。この結果、ノイズ除去された安定した入力をAD変換し、精度よく集録できることを確認した。
4本間接発熱体による実験),変動流量強制注入実験,システム効果実験須藤 高史; 村尾 良夫; 井口 正; 数土 幸夫; 杉本 純; 大久保 努; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明; 南雲 宏一*
JAERI-M 8162, 270 Pages, 1979/03
この報告書は、1978年3月から6月にかけて行なわれた再冠水シリーズ6実験(44本間接発熱体による実験)のうち、変動流量強制注入実験とシステム効果実験により得られた温度、差圧、流量等のデータをまとめたものである。シリーズ6実験の目的は、1)完全埋込熱電対付間接発熱体を用いた実験による再冠水現象の全体的把握 2)低冠水速度でのクエンチ特性 3)炉心の差圧特性 4)クエンチ時刻以前の熱伝達率の把握 5)炉心出口への冷却材流出挙動の把握 6)非発熱棒の効果の把握、および7)強制的に冠水速度を断続させた時の系の応答特性である。
杉本 純; 村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 7450, 209 Pages, 1978/01
本報告書は、1977年3月から4月にかけて行われた再冠水実験シリーズ5のデータをまとめたものである。本実験の目的は以下の3点である。(1)ステップ状流量可変方式による低冠水速度でのクエンチ特性の測定。(2)定常状態での炉心内差圧の測定。(3)炉心入口抵抗が小なる時のシステム振動特性の測定。本報告書はこれらの実験の主要実験条件、測定データ、データより計算された熱伝達挙動、およびシステム振動特性を図示したものである。
村尾 良夫; 井口 正; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 平野 見明
JAERI-M 7383, 81 Pages, 1977/12
この実験報告書は、1977年3月から4月にかけて行われたシリーズ5実験の結果をまとめたものである。シリーズ5実験の目的は、(1)ステップ状流量可変方式による低冠水速度でのクエンチ特性の測定、(2)定常状態での炉心内差圧の測定、(3)炉心入口抵抗が小なる時のシステム振動特性の測定にある。 実験の結果次のことが明らかとなった。 (1)低冠水速度のクエンチ特性は、シリーズ4実験のシステム効果実験におけるクエンチ特性と類似している。 (2)炉心内のポイド率は、既存の二相流相関式による予測値よりも小であり、実験より得られた中央部での関係により全区間の定常状態のポイド率が予測できること。 (3)システムの振動は、入口流量変化による蒸気発生量の変化により生ずることがわかったが、定量的な予測はできなかった。
須藤 高史; 村尾 良夫; 井口 正; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 7169, 193 Pages, 1977/07
本報告書は、1976年6月から7月において行なわれた再冠水実験シリーズ4のデータをまとめたものである。本実験では、装置の改良等を行なったのちに、(1)系圧力の影響、(2)発熱体の熱容量の影響を検討することを目的として、一定注水実験、システム注入実験の2種の実験が行なわれた。本報告書は、これらの実験の主要実験条件、測定データおよびそれらのデータから計算された温度応答特性、熱伝達挙動を図示したものである。
井口 正; 村尾 良夫; 須藤 高史; 数土 幸夫; 杉本 純; 新妻 泰; 深谷 好夫; 平野 見明
JAERI-M 6983, 298 Pages, 1977/03
この報告書は、1975年12月から1976年1月にかけて行われたシリーズ3実験のデータ集である。シリーズ3実験では、一次系ループ部の流動抵抗、流路外壁温度をパラメトリックに変化させた。また、発熱体表面温度測定用熱電対の取付法の改良の効果や1000
Cまでの耐熱性・耐久性も調べられた。