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辻野 毅; 竹下 功; 板橋 隆之; 野村 正之; 清瀬 量平*
Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.9-E-1 - 9-E-6, 1992/00
原研におけるNUCEF計画について、臨界安全性を中心に、研究計画、実験施設、安全設計および建設整備の概要をまとめて報告する。再処理施設の安全評価および安全性向上に資するため、NUCEF計画では、STACYおよびTARACYと呼ぶ2つの溶液燃料型臨界実験装置を建設・整備中である。これらは、附属の燃料調整設備を含めて、1992年度中に完成する予定である。
田中 知*; 勝田 博司; 古川 和男; 清瀬 量平*
Journal of Nuclear Materials, 97(1-2), p.59 - 66, 1981/00
被引用回数：9 パーセンタイル：73.24(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉液体Liブランケットからのトリチウム分離回収に関する基礎研究として、液体Liと接触したNb膜の水素透過実験を行った。1KgのLiを有する自然循環型ループ中に0.02cm厚、5.8cm
のNb膜をビーム溶接したセンサー部を浸漬して測定が行なわれた。 このLi-Nb系に対する水素透過係数は、気相中で測定したNbのそれに比較して、約2桁低い値となった。これはNbのLiとの接触面に生成したNb
N膜が水素透過を妨げている事が予想された。つづいての実験で、Li中にTiを入れLi中のNをゲッターした場合、水素透過係数が大きくなる結果が得られた。この液体Li中のNb表面膜の水素透過に及ぼす効果が、Li中の不純物濃度コントロールとの関連に於いて研究された。
団野 晧文; 山崎 彌三郎; 佐藤 章一; 森山 昇; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 池添 康正; 徳永 興公; 大島 恵一*; 清瀬 量平*; et al.
JAERI-M 4446, 46 Pages, 1971/05
核分裂片による化学反応を動的に研究し、化学原子炉研究の基礎データを得るための炉内反応装置として流動ループの概念設計研究を行った。JRR-4設置を仮定し、可能な炉内放射線の場に反応器を置いた場合の、反応器の発熱、反応比率の計算を行った。反応器の除熱を考えて、冷却ガスを外側に流す外部冷却型反応器と、反応ガス自体で除熱する内部冷却型反応器を考え、それぞれの温度分布を推定した。ガス中の核分裂生成物量も評価した。更に、JRR-4炉室等を基礎に、具体的なフローシートを、ヘリウム冷却型反応器に、窒素ガスを主とする反応ガスを流すことを考えて設計した。
