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報告書

Reactor Engineering Division Annual Report; April 1,1979-Marrch 31,1980

引田 実弥

JAERI-M 9032, 164 Pages, 1980/09

JAERI-M-9032.pdf:4.43MB

昭和54年度の原子炉工学部研究活動状況報告書である。原子炉工学部における研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、さらに動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連している。核データと郡定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、炉計装と核計装、炉制御と診断、核融合炉技術、および炉物理と原子力施設解体に関する研究委員会活動の各分野にわたり、多くの成果を述べている。

報告書

Reactor Engineering Division Annual Report; April 1, 1978-March 31, 1979

引田 実弥

JAERI-M 8393, 166 Pages, 1979/09

JAERI-M-8393.pdf:4.79MB

本報告書は、原子炉工学部において昭和53年度に行われた研究活動をとりまとめたものである。原子炉工学部における研究は、多目的高圧ガス炉の開発、核融合炉のための炉工学的研究、および動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連している。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、炉計装と核計装、動特性と制御法の開発、核融合炉技術、および物理と原子力施設解体に関する研究委員会活動の各分野にわたって、多くの成果が述べられている。

論文

Studies of the criticality of 20% enriched uranium fast critical assemblies(FCA-I)

Hirota, Jitsuya*; Nomoto, Shoji*; Naohiro Hirakawa*; Nakano, Masafumi*

Journal of Nuclear Science and Technology, 6(1), p.35 - 42, 1969/00

抄録なし

報告書

重水均質系の臨界実験と解析; 20%濃縮ウラン重水反射体

弘田 実彌; 黒井 英雄; 後藤 頼男; 古橋 晃; 安野 武彦; 山本 研; 三谷 浩; 大部 誠; 一守 俊寛; 小山 謹二; et al.

JAERI 1034, 50 Pages, 1962/08

JAERI-1034.pdf:3.64MB

水性均質臨界実験装置が建設され、20%濃縮ウランの硫酸ウラニル重水溶液に、重水反射体を付した系について一連の臨界実験が行われた。溶液中の重水分子と$$^{235}$$U原子の比は炉心の直径に依存し、3600から800の範囲にあった。これらの系において熱中性子スペクトルの空間依存性が、Luを使用して積分法により研究された。熱外中性子スペクトルの1/$$E$$分布からのずれもまた、In, Au, Pd, Coを使用してカドミ比法により研究された。これらの系の理論的解析においては、速中性子の炉心からのもれ、及びもれと炉心での共鳴吸収との競争が重要な因子である。このため共鳴を逃れる確率が厳密に定義され、多群模型が使用され、群常数はGREULING GOERTZEL近似で計算されたスペクトルから決定された。理論的結果と実験的結果の間の一致は、摂動項を除外すれば満足なものである。すなわち、実効増倍率間の矛盾は1%以下であり、熱中性子束,In共鳴中性子束並びに速中性子束も理論的によく再現されている。炉心におけるカドミ比に関する一致は、炉心からの速中性子のもれが適切に取り扱われていることを示している。

報告書

水性均質炉の技術的問題点

杉本 朝雄; 武田; 古橋 晃; 桂木 学; 引田 実弥; 内藤 奎爾; 近藤 靖子; 長崎 隆吉; 山崎 弥三郎; 黒井 英雄; et al.

JAERI 4018, 52 Pages, 1961/06

JAERI-4018.pdf:4.14MB

溶液炉心スラリーブランケット型を対象の中心として、水性均質炉の技術的問題点を検討した。水性均質炉は熱中性子増殖の最も高い可能性と多くの優れた点を有してはいるが、かなりの困難に直面しており、これらの困難は主として燃料の不安定性とスラリー技術の未熟さに帰することができる。燃料の不安定性はHRE-2で発生した炉心タンクの2つの孔の原因をなすものであって、これは二相分離といった相的不安定面が炉の運転領域の上に存在するため、ウランの沈着,過熱,溶融という自己触媒的な結果を生じたものと考えられる。スラリー技術に関しては、スラリーを使用した炉の運転実績がないことが最も大きい弱点であって、スラリーに対する放射線の影響が未だ十分には明らかでなく、また各種機器にも改良の余地が多く残されている。沸騰スラリーという概念は外部循環回路の省略によって、スラリー技術の開発に対する要求をある程度緩和するという点において有望であろう。今後研究を集中すべき主要な題目は、燃料の不安定現象が炉心の適当な流体力学的設計と材料改善によって克服できるか、スラリー炉で思わぬところへスラリーが蓄積することがないよう十分な制御が可能かということになる。

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