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論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

報告書

k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた高純度チタン及び炭化ケイ素(SiC)の不純物元素の分析; 研究炉を用いたシリコン照射の生産性向上に関する技術開発(共同研究)

本橋 純; 高橋 広幸; 馬籠 博克; 笹島 文雄; 徳永 興公*; 川崎 幸三*; 鬼沢 孝治*; 一色 正彦*

JAEA-Technology 2009-036, 50 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-036.pdf:32.66MB

JRR-3及びJRR-4では、中性子転換ドーピング法を用いたシリコン単結晶(Si)の半導体(NTD-Si)の製造が行われている。現在、NTD-Siは、増産を目的とした生産性の向上が重要な課題となっている。このため、中性子均一照射工程を現在よりも効率的に行うためには、中性子フィルタ法があり、中性子フィルタ材としては、高純度チタン材料の使用が考えられる。また一方で、炭化ケイ素(SiC)は、シリコン(Si)材よりパワー半導体デバイスとしての優れた物理的特性を有しているため、NTD法によるSiC半導体製造の技術開発についても大いに検討の対象となる。そこで、高純度チタン及びSiC材料について、中性子照射後の放射化量を評価するため、k$$_{0}$$法に基づく中性子放射化分析法を用いた不純物元素の分析を行った。本分析により、高純度チタンからは6元素、SiCからは9元素を検出し、定量を行った。このうち、高純度チタンから検出されたSc及びSiCから検出されたFeは、半減期が比較的長い核種である。これらの核種からの放射線による取扱い作業での被ばくが問題となるため、不純物管理の検討が必要であることがわかった。

報告書

放射化分析支援システムの検証試験(協力研究)

笹島 文雄; 澤幡 浩之*; 鬼沢 孝治*; 市村 茂樹; 大友 昭敏; 伊藤 泰男*; 高柳 政二

JAERI-Tech 2000-073, 49 Pages, 2000/12

JAERI-Tech-2000-073.pdf:4.43MB

放射化分析支援システムは、放射化分析の経験が少ない利用者でも、簡便で、かつ正確に分析試料の多元素同時分析を行えるように分析作業を支援するためのものである。本検証試験では、放射化分析支援システムの機能、使い易さ、分析の正確さ等についての確認を行った。検証試験の方法としては、JRR-3M PN-3設備に整備した照射装置、測定装置、自動試料交換装置、解析装置及びKo法に基づく解析ソフト「KAYZERO/SOLCOI」を用いて実施し、ゲルマニウム検出器の校正、照射場のパラメータの測定、及び3種類の環境標準試料の分析を行った。本システムによる分析においては、多元素同時分析により合計28元素を定量し、保証値を有する16元素を15%以内の正確さで分析することができたので、システムの紹介とこれらの結果について報告する。

口頭

改良9Cr-1Mo鋼補修溶接継手のクリープ強度特性

山下 勇人; 山下 拓哉; 鬼澤 高志; 永江 勇二; 山本 賢二*; 首藤 紳伍*; 川崎 憲治*; 久保 幸士*

no journal, , 

高速炉プラント構造材料の候補材の一つとして改良9Cr-1Mo鋼が挙げられている。火力プラントにおいて、本鋼種の経年劣化材に補修溶接を施した場合、クリープ強度が低下するとの報告がある。高速炉プラントにおいては、新規建設時に溶接部に溶接欠陥が生じた場合、補修溶接を施すことが予想される。そのため、新材に対しての補修溶接の位置、回数がクリープ強度へ及ぼす影響を調査する必要がある。今回、補修溶接の位置および回数を変えた補修溶接継手のクリープ試験を行った。その結果、火力プラント経年劣化材に補修溶接を行った場合と異なり、明瞭なクリープ強度低下は見られなかった。

口頭

Current status and issues on ODS tempered martensitic steel development for performance enhancement of advanced nuclear power system

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 藤田 江示; 静川 裕太; 橋立 竜太; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 伊藤 主税

no journal, , 

核融合炉および高速炉の実用化のためには、高温と高線量の中性子照射が重畳する過酷な炉内環境に耐える先進材料の開発が必要である。現在、耐照射性材料として様々な仕様の酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が国際的に進められている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ナトリウム冷却高速炉の高燃焼度燃料被覆管用に9Cr,11Cr-ODS焼き戻しマルテンサイト鋼の開発を進めている。本件では、JAEAにおける当該材料の開発状況をレビューするとともに、核融合炉および高速炉等の先進原子力システム用の材料開発に関わる共通課題について議論する。

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