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論文

Fast neutron capture reaction data measurement of minor actinides for development of nuclear transmutation systems

片渕 竜也*; 岩本 修; 堀 順一*; 木村 敦; 岩本 信之; 中村 詔司; 芝原 雄司*; 寺田 和司*; Rovira, G.*; 松浦 翔太*

EPJ Web of Conferences, 239, p.01044_1 - 01044_4, 2020/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.98

In 2017, a research project entitled "Study on accuracy improvement of fast-neutron capture reaction data of long-lived MAs for development of nuclear transmutation systems" started as a joint collaboration, including Tokyo Tech, Japan Atomic Energy Agency and Kyoto University. This project focuses on neutron capture reaction of MAs, especially $$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am and $$^{243}$$Am, in the fast neutron energy region. The final goal of this project is to improve the neutron capture cross sections of $$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am and $$^{243}$$Am employing a high-intensity neutron beam from a spallation source of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) that reduces uncertainties of measurement. In this contribution, the overview of the project and the current progress will be presented.

論文

Neutron capture cross-section measurement and resolved resonance analysis of $$^{237}$$Np

Rovira, G.*; 片渕 竜也*; 登坂 健一*; 松浦 翔太*; 寺田 和司*; 岩本 修; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 信之; 瀬川 麻里子; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.24 - 39, 2020/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:84.6(Nuclear Science & Technology)

The neutron capture cross-section of $$^{237}$$Np has been measured in the neutron energy region of 10 meV to 500 eV. A neutron time-of-flight method was employed using the NaI(Tl) spectrometer in the ANNRI beam-line at the Japanese Proton Accelerator Re-search Complex (J-PARC). The experimental capture yield was derived using the pulse-height weighting technique and an energy dependent cross-section was obtained relative to the incident neutron spectrum derived from a $$^{10}$$B(n, $$alpha$$)$$^{7}$$Li reaction yield. The absolute cross-section was determined by normalizing the results to JENDL-4.0 cross-section data at the first resonance of $$^{237}$$Np. The thermal cross-section was measured to be 177.6 $$pm$$ 3.8 b. The resolved resonance region was analyzed with the REFIT code.

口頭

活性エステルが固定化された樹脂または繊維を充填したカラムを用いるアミド合成

城 昭典*; 加藤 翔太*; 松浦 博孝*; 永田 和美*; 片貝 秋雄; 玉田 正男

no journal, , 

本研究は、活性エステルを有する樹脂と繊維を充填したカラムを用いて、アミド合成の処理速度に及ぼす活性エステル固定化樹脂と繊維との形状の影響を検討した。出発ポリマーとして$$omega$$-ブロモブチルスチレンとジビニルベンゼン(DVB)との球状共重合体(RC4B),クロロメチルスチレン(CMS)とDVBの球状共重合体(RCS)並びにCMSをポリオレフィンにグラフト重合して得た繊維(FCMS)を用いて、活性エステル固定化繊維を得た。ANを用いて活性エステル固定化ポリマーを充填したカラムに定容積の2-フェニルエチルアミンAN溶液を種々の流速で通液してアミドを合成した。アミドの確認は固体NMRスペクトルによった。RCSとRC4Bから得た活性エステル固定化樹脂を充填したカラムの場合、ともに通液速度12mL/hまでは目的アミドのみが得られたが14mL/hの流速ではアミンの流出が認められた。一方、FCMSから誘導した活性エステル固定化繊維を用いた場合、12, 16, 18, 20mL/hと流速を変えてアミンのAN溶液を通液したところ、18mL/hまではアミドのみが検出されたが20mL/hでアミンが検出された。以上の結果より、活性エステル固定化ポリマーにおいても、繊維状反応性高分子は速度論的に優れた特性を示すことがわかった。

口頭

Recession of ZrO$$_{2}$$ scale on fuel tube cladding by the melt of control rod assemble

中島 正太郎*; 松浦 傑*; 南口 誠*; 倉田 正輝; Pham, V. H.

no journal, , 

For a better understanding of the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant accident, a reaction model of core melting process is very important. In this study, oxidized Zry plates were soaked into molten SS-B$$_{4}$$C mixture and heated into Ar gas at 1200$$^{circ}$$C. Recession of ZrO$$_{2}$$ scale was observed in the both cases. An oxygen solid solution region in the Zry sample was observed below ZrO$$_{2}$$ scale, although it was not observed in Zry oxidized at 600$$^{circ}$$C in high temperature steam conditions. When oxygen supply from the surrounding was halted, ZrO$$_{2}$$ scale can be reduced at high temperature such as 1200$$^{circ}$$C by oxygen dissolution into Zry inside.

口頭

Advanced multi-scale modeling and experimental tests on fuel degradation in severe accident conditions, 1-5; Model of reaction between control rod and channel box

Pham, V. H.; 松浦 傑*; 中島 正太郎*; 永江 勇二; 倉田 正輝

no journal, , 

In this study, soaking experiments of pre-oxidized zry plates in molten mixture of stainless steel and 5 mol% boron carbide were conducted at 1200-1250$$^{circ}$$C. Thickness of oxide layer, ZrO$$_{2}$$ was measured before and after the soaking test to investigate the ZrO$$_{2}$$ thickness recession in the molten mixture. Results of the study indicated that the thickness recession of ZrO$$_{2}$$ was mainly caused by the diffusion of oxygen from oxide layer to metallic-Zr region.

口頭

ジルカロイ上に形成したZrO$$_{2}$$スケールにおける酸素供給が絶たれた際の減肉挙動

中島 正太郎*; 松浦 傑*; 南口 誠*; 倉田 正輝; Pham, V. H.

no journal, , 

沸騰型軽水炉(BWR)では、核燃料ペレット(UO$$_{2}$$)をZr合金(Zry)製被覆管で構成した燃料棒および炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)製中性子吸収材料をステンレス鋼(SS)製管で構成された制御棒が隣接して格納されている。全電力喪失時においては、冷却水の供給停止によって核燃料が冷却されず、核燃料の温度が上昇し続けると、冷却水が蒸発して反応炉内が高温水蒸気環境となり、Zry中のZrと反応し燃料棒表面にZrO$$_{2}$$スケールを形成するとされている。また、制御棒を構成しているSSおよびB$$_{4}$$Cが共晶反応を起こし、液相が形成される。この液相が燃料被覆管と接触することで燃料被覆管が腐食され、核燃料の暴露に繋がったと考えられている。しかしながら、燃料棒表面に形成されたZrO$$_{2}$$スケールと液相の腐食プロセスの理解は十分にはされていないのが現状である。そこで本研究では、Ar雰囲気気流下においてZrO$$_{2}$$スケールを形成したZry板に熱処理を加えることで、液相化したSS-B$$_{4}$$Cに接触して水蒸気の供給が遮断された状況を熱力学的に模擬した実験を行い、シビアアクシデント時の腐食プロセスの解明を行った。

口頭

核変換システム開発のための長寿命MA核種の高速中性子捕獲反応データの精度向上に関する研究,1; プロジェクトの全体計画

片渕 竜也*; 岩本 修; 堀 順一*; 岩本 信之; 木村 敦; 中村 詔司; 芝原 雄司*; 寺田 和司*; 高宮 幸一*; 福谷 哲*; et al.

no journal, , 

核変換システムを開発する上で長寿命MA核種の高速領域における高精度中性子捕獲断面積データが必要とされている。2017年より、東京工業大学, 原子力機構, 京都大学の共同プロジェクトとして、長寿命MAの高速中性子捕獲反応データの高精度化研究が始まった。今回、本プロジェクトの内容をシリーズ発表として報告する。本発表は、シリーズ発表の始めとしてプロジェクトの背景、狙い、全体計画について説明する。

口頭

High-energy measurement of the neutron capture cross-section of $$^{237}$$Np

Rovira, G.*; 片渕 竜也*; 登坂 健一*; 松浦 翔太*; 岩本 修; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 信之; 寺田 和司*

no journal, , 

The neutron capture cross section of $$^{237}$$Np was measured at the ANNRI beamline of J-PARC. A final value for the capture cross section of $$^{237}$$Np is presented using two normalization techniques. The capture data was normalized at the first resonance using JENDL-4.0 and also using the total neutron flux obtained from a $$^{197}$$Au sample measurement in which the first resonance was completely saturated. This measurement results were complemented with calculations using CCONE code to estimate the PH spectrum under the detection threshold. Alongside these results, an analysis of the high-energy capture cross-section with CCONE was performed. An evaluated cross-section is presented using the experimental results.

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