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論文

Ion hydration and association in an aqueous calcium chloride solution in the GPa range

山口 敏男*; 西野 雅晃*; 吉田 亨次*; 匠 正治*; 永田 潔文*; 服部 高典

European Journal of Inorganic Chemistry, 2019(8), p.1170 - 1177, 2019/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:62.61(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

2mol dm$$^{-3}$$ CaCl$$_2$$重水水溶液の中性子回折測定を常温常圧および常温1GPaで行った。イオン水和と会合および水溶液を原子レベルで明らかにするためS(Q)を経験ポテンシャル構造精密化(EPSR)モデリングにより解析した。2つの圧力において、Ca$$^{2+}$$イオンはCa-O距離2.44${AA}$、Ca-D距離3.70${AA}$で7つの水分子により囲まれており、陽イオンの水和に圧力は影響しないことを示している。一方でCl$$^{-}$$イオンは圧力に対し劇的な変化を示し、加圧によりCl-O距離の3.18${AA}$から3.15${AA}$の減少を伴い、Cl$$^{-}$$イオンへの酸素の配位数は7から14に変化した。しかしながらここで、Cl$$^{-}$$イオン周りの水素の配位数は、Cl-D距離が2.22から2.18${AA}$へ減少しつつも、6$$sim$$6.7とあまり変わらなかった。また溶媒の水の圧力変化は大きく、O-O距離は2.79${AA}$から2.85${AA}$に減少し、酸素原子の配位数は4.7から10.3に増大する。一方、水素原子は、加圧によらずO-D距離1.74${AA}$、配位数も1.2のままであった。これらのことは、O$$cdots$$D結合が加圧により大きく曲がることを示している。この水素結合の変化が、Cl$$^{-}$$イオンまわりの酸素の配位数の大きな増大を引き起こしたものと思われる。

論文

Thermal behavior, structure, dynamic properties of aqueous glycine solutions confined in mesoporous silica MCM-41 investigated by X-ray diffraction and quasi-elastic neutron scattering

吉田 亨次*; 井上 拓也*; 鳥越 基克*; 山田 武*; 柴田 薫; 山口 敏男*

Journal of Chemical Physics, 149(12), p.124502_1 - 124502_10, 2018/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:13.74(Chemistry, Physical)

異なる幾つかの、グリシン濃度, pH、および充填率(=グリシン溶液の質量/MCM-41の乾燥質量))をパラメーターとして、メソポーラスシリカ(MCM-41)に閉じ込められたグリシン水溶液の示差走査熱量測定、X線回折および準弾性中性子散乱(QENS)を305-180Kの温度範囲で実施して、グリシン水溶液の熱的挙動, 構造、および動的特性に対する閉じ込め効果を検討した。

論文

Establishment of a Laboratory for $$gamma$$-ray Spectrometry of Environmental Samples Collected in Fukushima

三枝 純; 依田 朋之; 前田 智史; 岡崎 勤; 大谷 周一; 山口 敏夫; 栗田 義幸; 波澄 篤; 米澤 仲四郎*; 武石 稔

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1078 - 1085, 2017/11

2011年3月の福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は新たに放射能分析施設を福島に立ち上げた。分析施設では高分解能$$gamma$$線スペクトロメトリに基づき、土壌や水、ダストフィルタ、植物といった環境試料の放射能分析を月当たり約1,000件のペースで行っている。2012年9月の施設立上げ以来、分析結果の信頼性や、分析依頼者及び機器オペレータの利便性向上を目指した技術開発を実施し、制度的・技術的な課題を継続的に改善することで、ISO/IEC 17025規格に適合する試験所としての認定を得た。

論文

Science from the initial operation of HRC

伊藤 晋一*; 横尾 哲也*; 益田 隆嗣*; 吉澤 英樹*; 左右田 稔*; 池田 陽一*; 井深 壮史*; 川名 大地*; 佐藤 卓*; 南部 雄亮*; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.034001_1 - 034001_6, 2015/09

Since the installation of the High Resolution Chopper Spectrometer, HRC, experiments using the HRC are being conducted to observe the dynamics in wide range of physics. Scientific results during the period since the initial construction are summarized.

論文

Structure of water from ambient to 4 GPa revealed by energy-dispersive X-ray diffraction combined with empirical potential structure refinement modeling

山口 敏男*; 藤村 恒児*; 内 和哉*; 吉田 亨次*; 片山 芳則

Journal of Molecular Liquids, 176, p.44 - 51, 2012/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:45.77(Chemistry, Physical)

実験室のX線回折計を用いた水のエネルギー分散型X線回折測定を、298K/30MPa, 473K/30MPa and 573K/30MPaの熱力学条件下で行った。対分布関数,配位数,3次元空間密度関数の温度圧力変化から水素結合の特徴を明らかにするために、これらのX線構造因子と、過去にシンクロトロンX線を用いて298K/1GPa, 473K/0.35GPa and 486K/4GPaで測定されたものに対して、経験ポテンシャル構造精密化(EPSR)によるモデル化を適用した。圧力や温度によって、どの程度、水素結合ネットワークが影響を受けるか明らかになった。

論文

廃止措置のためのレーザ切断技術の開発

小林 紘二郎*; 井田 俊雄*; 山口 健志*; 大道 博行; 村松 壽晴; 佐野 一哉; 坪井 昭彦*; 社本 英泰*; 池田 剛司*

レーザ加工学会誌, 19(1), p.63 - 67, 2012/03

福井県庁と福井県の「エネルギー研究開発拠点化計画」をコーディネートする若狭湾エネルギー研究センター(以下、「エネ研」)が連携し、原子炉廃止措置研究開発センター(以下、「ふげん」)の新型転換炉原型炉施設の廃止措置とレーザ応用技術の研究を進める日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)敦賀本部の協力を得て、高品質固体レーザ(ファイバーレーザ)を利用した原子炉や大型構造物の解体技術の実証化研究を行い、福井発の先端技術を国内外にアピールするとともに、原子炉解体技術等への応用展開を図る研究開発を進めている。廃止措置関連技術の研究やレーザ関連技術の産業利用を推進する中、エネ研とレーザックスは、原子力機構・大学・公設試験研究機関・福井県内企業等の協力も得て、運転終了後の原子炉解体に適した複数技術を比較検討した結果、水中レーザ切断法を有効な原子炉施設の廃止措置技術として選定した。本投稿では、われわれが進める水中レーザ切断の研究開発の取組概要について紹介する。

論文

水中レーザ切断による原子炉解体技術

小林 紘二郎*; 井田 俊雄*; 山口 健志*; 大道 博行; 村松 壽晴; 佐野 一哉; 坪井 昭彦*; 社本 英泰*; 池田 剛司*

溶接技術, 59(7), p.64 - 69, 2011/07

福井県庁と福井県の「エネルギー研究開発拠点化計画」をコーディネートする若狭湾エネルギー研究センター(以下、「エネ研」)が連携し、原子炉廃止措置研究開発センター(以下、「ふげん」)の新型転換炉原型炉施設の廃止措置とレーザ応用技術の研究を進める日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)敦賀本部の協力を得て、高品質固体レーザ(ファイバーレーザ)を利用した原子炉や大型構造物の解体技術の実証化研究を行い、福井発の先端技術を国内外にアピールするとともに、原子炉解体技術等への応用展開を図る研究開発を進めている。廃止措置関連技術の研究やレーザ関連技術の産業利用を推進する中、エネ研とレーザックスは、原子力機構・大学・公設試験研究機関・福井県内企業等の協力も得て、運転終了後の原子炉解体に適した複数技術を比較検討した結果、水中レーザ切断法を有効な原子炉施設の廃止措置技術として選定した。本投稿では、われわれが進める水中レーザ切断の研究開発の取組概要について紹介する。

論文

Highly efficient homogeneous liquid-liquid extraction of lanthanoid ions in a strong acidic solution

渕向 純一*; 山口 仁志*; 目黒 義弘; 久保田 俊夫*; 五十嵐 淑郎*

Solvent Extraction Research and Development, Japan, 13, p.139 - 146, 2006/00

抽出剤,リン酸ジ-2-エチルへキシル(D2EHPA)を用いる均一液液抽出法(ペルフルオロオクタン酸イオン(PFOA$$^{-}$$)/アセトン系のpH依存相分離現象を利用する方法)によって強酸性条件下(pH1付近)において13種類のランタノイドイオン(III)を高倍率濃縮で抽出することに成功した。この実験条件下において、各ランタノイドの抽出率は、約85$$sim$$95%が得られた。また、水相(Vw)と析出相(Vs)の体積比(Vw/Vs)は、1,580倍(47.5ml$$Xrightarrow Y$$30$$mu$$l)を達成した。抽出化学種は、水/シクロヘキサン系における一般的な溶媒抽出を用いて、抽出剤,PFOA,酢酸ナトリウムなどの濃度を変化させることにより検討した。結果として、3価のランタノイドイオンの抽出化学種は、金属とD2EHPAが1:3の組成比の錯体であると推定した。

報告書

第2回原研-サイクル機構合同安全研究成果報告会講演集; 2004年2月6日、東京

杉本 純*; 安濃田 良成*; 新谷 文將*; 山口 紀雄*; 佐藤 義則; 石川 敬二

JNC TN1200 2004-002, 100 Pages, 2004/07

JNC-TN1200-2004-002.pdf:5.41MB

原子力安全委員会の定める安全研究年次計画及び規制行政庁等のニーズを踏まえ、原研とサイクル機構が実施している安全研究について、原子力関係者及び一般を対象に、最近の成果を報告するとともに、統合後の新法人における安全研究の進め方に関する総合討論を行うことにより、今後、新法人が進める安全研究に資することを目的として、2004 年2 月6 日に東京で合同の研究成果報告会を開催した。本報告会には原子力関係者をはじめ規制行政庁を中心に、昨年の188 人を大幅に上回る259 人の参加があった。 本報告会は、研究成果の報告、特別講演、総合討論より構成した。まず、原研とサイクル機構の安全研究の成果の概要について、それぞれの機関より報告した。その後、原子力施設等、環境放射能、放射性廃棄物の各安全研究の成果について、原研及びサイクル機構から報告した。続いて、東原子力安全委員会委員より高レベル放射性廃棄物処分に対する防護基準の概要について特別講演があった。最後に、木村原子力安全委員会安全研究専門部会長が議長を勤め、規制行政庁、産業界、学界からのパネリストに原研及びサイクル機構からの各1名を加え、フロアからの参加も交えながら「新法人における安全研究の進め方」についての総合討論を行った。 原研及びサイクル機構以外のパネリストから新法人における安全研究の進め方に関する考え方が示され、期待の大きいことが明確になった。新法人の安全研究計画の策定に際して参考となる多くの貴重な意見が得られた。本報告書は、上記合同報告会における特別講演、報告、質疑応答、総合討論及び使用された発表資料を取りまとめ、講演集としたものである。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

報告書

弥生炉を用いた$$^{237}$$Np核分裂断面積の測定

大木 繁夫; 高嶋 秀樹; 若林 利男; 山口 憲司*; 山脇 道夫*

JNC TY9400 2004-005, 36 Pages, 2004/05

JNC-TY9400-2004-005.pdf:1.01MB

高速炉を用いたマイナーアクチナイド(MA)核種の核変換研究の一環として、高速中性子源炉「弥生」において、235Uに対する237Npの核分裂断面積比をバック・ツー・バック(BTB)核分裂検出器を用いて測定した。弥生炉の炉心中心、側部ブランケットをそれぞれ貫く、グローリーホール、グレイジングホールと呼ばれる実験孔における測定のため、小型BTB検出器を準備した。実験孔内の測定位置を変えることにより、核分裂断面積比の中性子スペクトル依存性を調べた。核分裂断面積比の測定結果を、核データライブラリ(JENDL-3.2、ENDF/B-VI、JEF-2.2、JENDL-2)を用いて計算した値と比較した。炉心中心における計算値は、約30%の系統的な過大評価となることがわかった。計算値における核データライブラリ間のバラツキは、測定値との相違に比べると小さいものであった。また、C/E値には測定位置依存性が見られている。この30%もの過大評価が核データの誤差に起因するとは考えにくい。本測定結果には測定精度の面で課題がある。波高スペクトルに対するアンフォールディング等により誤差の原因を取り除くことができれば、237Npだけでなく中性子スペクトル場を形成する235U, 238Uの核データ検証の参考情報として、本測定結果を活用できると考えられる。

報告書

弥生炉を用いた$$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am核分裂断面積の測定

大川内 靖; 大木 繁夫; 若林 利男; 山口 憲司*; 山脇 道夫*

JNC TY9400 2004-004, 37 Pages, 2004/05

JNC-TY9400-2004-004.pdf:1.03MB

高速炉を用いたマイナーアクチナイド(MA)核種の核変換研究の一環として、高速中性子源炉「弥生」において、235Uに対するMA(241Am, 243Am)の核分裂断面積比をバック・ツー・バック(BTB)核分裂検出器を用いて測定した。弥生炉の炉心を貫く主実験孔(グローリーホール)における測定のため、小型BTB検出器を準備した。グローリーホール内の測定位置を炉心中心から劣化ウランブランケットまで変えることにより、核分裂断面積比の中性子スペクトル依存性を調べた。核分裂断面積比の測定結果を、核データライブラリ(JENDL-3.2、ENDF/B-VI、JEF-2.2)を用いて計算した値と比較した。炉心中心における241Am, 243Am双方についての計算値は、10$$sim$$20%の系統的な過小評価となることがわかった。計算値における核データライブラリ間のバラツキは、測定値との相違に比べると小さいものであった。また、C/E値には測定位置依存性が見られている。本測定結果には測定精度の面で課題がある。波高スペクトルに対するアンフォールディング等により誤差の原因を取り除くことができれば、241Am, 243Amや中性子スペクトル場を形成する235U, 238Uの核データ検証における参考情報として、本測定結果を活用できると考えられる。

報告書

放射線管理用排気・排水データベースシステムの開発

菊地 正光; 滝 光成; 久米 悦雄; 小林 秀雄*; 山田 稔穂*; 山口 武憲

JAERI-Data/Code 2004-006, 146 Pages, 2004/03

JAERI-Data-Code-2004-006.pdf:6.87MB

東海研究所においては、放射性物質の排気排水管理を必要とする約40の施設が存在している。これら施設における放射性物質の排気排水にかかわる管理は、法令等に基づき施設ごとに実施しているが、国等への報告では、施設ごとに行われている測定結果を取りまとめ、東海研究所として報告を行う必要がある。そのため、排気排水にかかわるデータベースを作成してデータの一元管理を行うとともに、国等への報告に必要となる基礎的資料を作成する本システムを開発した。

報告書

FBR安全性炉内試験計画(SERAH計画)の検討

丹羽 元; 川太 徳夫; 家田 芳明; 佐藤 一憲; 大野 修司; 宇都 成昭; 宮原 信哉; 近藤 悟; 上出 英樹; 山口 彰; et al.

PNC TN9410 94-154, 317 Pages, 1995/03

PNC-TN9410-94-154.pdf:13.66MB

FBR安全性炉内試験計画(SERAPH計画)の検討は昭和62年後半から開始され、既に、その必要性、及び施設概念の検討結果に関して、原子力安全委員会、FBR安全研究専門委員会などへの報告を通して、内外の専門家から多くの意見や提案を得ている。これらの意見を踏まえて、これまでに、以下のような観点で試験の必要性及び施設概念の検討を行った。(1) SERAPH計画とその他の安全研究を全体的に統合することによって、SERAPH計画がFBRの実用化に対して果たし得る貢献の明確化を図る。(2)炉心損傷防止や影響緩和に関するサクセスシナリオを実証することによって実用化を促進するような安全研究の課題のうち、SERAPH計画に取り込むべきテーマを幅広く検討する。(3)個々の試験の内容や試験施設の仕様の妥当性、十分性を検討する。(4) SERAPH施設の成立性に係わる主要な要素技術について、それぞれが整合性を持つような概念を検討する。(5)各要素技術について、それぞれの性能向上を図ることにより、試験の要求条件を技術的に成立させる上での裕度を確保する一方、それらの性能を保証するための基礎的な研究の計画を具体化する。これまでの検討から、以下の結論が得られた。FBRの実用化段階において高水準の安全性を達成するために求められる安全確保の考え方と目標の設定を行った。その達成に必要な安全研究課題を摘出し、その研究手段のひとつとしてSERAPH計画を位置づけた。受動的安全特性を活用した炉心損傷への拡大防止,炉心損傷の早期終息、再臨界の排除等に重点を置いて幅広く試験の必要性の検討を行い、従来の検討成果を含め、全体的試験計画の形にまとめた。これらの試験研究、及び関連して進められるR&Dなどから取得される知見を総合すれば、上で述べた実用炉における安全性の目標が達成できるものと期待できるが、その達成のためには、特に、本計画で提案した炉内試験計画の推進が不可欠である。施設検討においては、概念設計研究を通じて駆動炉心構成を改良することにより、各要素技術の整合性を考慮したリファレンス炉心の概念が得られた。提案された各試験テーマについて、それぞれの要求条件に対する充足度の評価を行い、施設概念の基本的成立性の見通しを得た。性能保証のための基盤技術開発の端緒として、燃料ペレットの試作を行い、その製造可能性について目途が得られた。

口頭

高アルカリ性間隙水の浸入に伴う母岩の変質に関する研究; 花崗岩のアルカリ変質に関する室内実験

山口 耕平; 小田 治恵; 中澤 俊之*; 山田 憲和*; 高瀬 敏郎*

no journal, , 

本研究では、花崗岩と模擬高アルカリ間隙水のバッチ浸漬実験及びカラム通水実験を行い、主要な地球化学反応について検討を行った。バッチ浸漬実験結果に基づき、化学平衡計算により飽和指数の経時変化を計算した。計算結果に基づき液相中から沈殿している可能性がある二次鉱物を抽出し、その組合せを検討した。さらに、カラム通水実験結果にこの二次鉱物の組合せを適用し二次鉱物の空間的な分布及びカラム通水後の液相組成について実験結果と地球化学計算(PHREEQC)結果を比較した。その結果、今後は二次鉱物の沈殿速度に着目しつつ主要な地球化学反応を理解していく必要があることがわかった。

口頭

高アルカリ性間隙水の浸入に伴う母岩の変質に関する研究; 花崗岩のアルカリ変質に関する室内実験とモデル化

山口 耕平; 小田 治恵; 中澤 俊之*; 山田 憲和*; 高瀬 敏郎*

no journal, , 

TRU廃棄物地層処分に使用される多量のセメント系材料から高アルカリ性の間隙水が母岩へ浸出し、母岩の鉱物組成あるいは間隙構造を変化させる可能性がある。その結果、母岩の収着分配係数,マトリクス拡散係数,透水係数など核種の移行特性が変化する可能性がある。したがって、母岩の変質である鉱物組成や間隙構造の時間的・空間的変化を把握する必要がある。ここでは、高アルカリ性溶液をカラムに通水する実験を行い、実験結果と比較することによって、物質輸送を伴う環境における化学モデルの適用性を、液相組成及び沈殿物組成の観点で評価した。その結果、カラム通過後の液相組成に関しては濃度の経時変化はおおよそ再現できた。ただし、実験のAl濃度が解析結果よりも小さい場合があった。また、カラム内の二次沈殿物の組成に関しては、Ca及びAlがカラム内に広く沈殿する傾向は再現できたが、Alの沈殿について再現ができなかった。今後の課題として、Alを含む二次鉱物の熱力学データや沈殿速度の整備及び実験結果等への適用性検討が有益である。

口頭

高アルカリ性地下水による花崗岩の鉱物変遷シナリオの構築

下田 紗音子*; 齋藤 宏則*; 高瀬 敏郎*; 山口 耕平; 小田 治恵; 本田 明

no journal, , 

放射性廃棄物地層処分施設からセメント系材料由来の高アルカリ性地下水が周辺の岩盤へ浸入した場合、熱力学的に不安定な初生鉱物の溶解・熱力学的により安定な二次的な鉱物の沈殿が起こる。そのため、溶解沈殿に伴い岩盤中の間隙構造が変化し、岩盤の物質輸送特性が変化する。性能評価のため、上記変化を化学反応/物質輸送連成解析で評価する必要がある。その解析のために化学反応スキームを決定することが必要である。しかし化学組成の点では二次鉱物の組合せは無数に存在する。そのため、既往の知見(室内実験や自然の類似現象)に基づき化学反応スキームを、鉱物変遷シナリオにまとめ、解析ケース設定に反映することで、花崗岩を例として、高アルカリ性地下水との反応に関する鉱物変遷シナリオを提示した。変遷経路の異なる複数のシナリオを準備することにより、鉱物変遷に関する不確実性に対処した。

口頭

日本原子力研究開発機構福島環境安全センター笹木野分析所概要

三枝 純; 柳澤 華代; 山口 敏夫; 眞鍋 早知; 依田 朋之; 前田 智史; 内海 あずさ; 柴道 勝; 江尻 明; 栗田 義幸; et al.

no journal, , 

原子力機構は2011年6月に福島市内に活動拠点を設け、環境放射線(能)モニタリングや環境回復活動を実施してきた。2012年9月には福島市笹木野地区に分析所(笹木野分析所)を開設し、環境試料の放射能分析を行うための体制を整えてきた。このうち、$$gamma$$線スペクトロメトリに基づく放射能定量について、2015年10月にISO/IEC17025国際標準規格に基づく試験所としての認定を得た。本発表では当分析所の目的、保有機器、業務の概要、分析の信頼性向上に向けた各種取り組みについて紹介する。

口頭

軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発,3; EPMAを用いた広範囲にわたる酸素マッピング分析手法の検討

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 田中 宏*; 山口 英信*

no journal, , 

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。当該試験では、BWRの基本構成要素(燃料ロッド、チャネルボックス、制御棒ブレード、下部支持構造)を模擬した試験体を製作し、加熱試験を行う計画である。しかし、模擬燃料ペレットでUO$$_{2}$$-Zr系と疑似的状態図が類似しているジルコニア(ZrO$$_{2}$$)を用いるため、移行挙動を評価するには被覆管(Zr)に含まれる酸素量または内包される不純物量を比較する必要がある。そこで、我々はコンクリートの劣化診断などで広く使われている広範囲EPMA(WDX)に着目し、模擬燃料ペレットと被覆管のみを模擬した小規模試験体(Phase I)を対象に、酸素濃度分布及び内包される不純物(Mg, Hf)分布を測定し、その妥当性をXRF及び不活性ガス溶解法を用いた酸素の定量分析によるO/M比で評価した。

口頭

模擬燃料集合体加熱試験を用いた材料分析の検討,1; 模擬燃料試験体加熱試験の評価概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*

no journal, , 

原子力機構では、加熱技術及び試験後の分析技術の適用性を確認するため、BWR炉心の基本構成要素からなる模擬燃料集合体を製作し、プラズマ加熱試験(Phase II)を実施した。本報では、Phase II試験体のX線CT及び元素分析(EPMA及びLA-ICP-MS)の結果について報告する。

口頭

プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の確立,1; プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*; 丸山 信一郎*

no journal, , 

原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体を用いて開発した加工技術とWDXによるB及びOの濃度分布について報告する。

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