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口頭

EAGLE ID1炉内試験における溶融プール/ダクト壁熱伝達に関する3次元粒子法シミュレーョン

坂口 和也*; 船越 寛司*; 加藤 正嗣*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司

no journal, , 

高速炉の炉心損傷事故における再臨界回避方策として内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)が提案されている。本研究では、FAIDUSの早期燃料排出機能を実証するために実施されEAGLE ID1炉内試験を対象に3次元粒子法シミュレーションを行い、燃料ピン束の崩壊による溶融燃料/スティールの混合プール形成後の溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を明らかにするための解析的検討を行った。

口頭

人形峠ウラン鉱山における坑水自然浄化機構の解明

横尾 浩輝*; 川本 圭佑*; 沖 拓海*; 上原 基希*; 大貫 敏彦*; 小原 義之; 福山 賢仁; Hochella, M. F. Jr.*

no journal, , 

人形峠ウラン鉱山で確認されているAs等の自然浄化機構を解明するため、現地で採取した坑水・土壌サンプルを分析した。その結果、ferrihydrite-非晶質シリカ凝集体はAsを吸着すること、Mn酸化物にBa(Raの代替元素)の選択的収着能があることが分かり、自然浄化機構の重要な因子になっていることが示唆された。

口頭

黒鉛減速体系におけるモンテカルロコードを用いた炉内詳細中性子束分布評価

中川 直樹*; 藤本 望*; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

臨界集合体であるVHTRCを対象として、中性子輸送計算モンテカルロコードMVPを用いて中性子束分布の解析精度の検証を行った。その結果、特に燃料領域では実測値と解析値の差異は軸方向について平均で約0.5%、径方向については平均で約0.6%と精度良く予測可能であることを明らかとした。

口頭

MVPコードによるHTTR臨界試験の再解析

山本 雄大*; 藤本 望*; Ho, H. Q.; 石塚 悦男

no journal, , 

1998年に行われたHTTR(1)臨界試験に関して、最新の核データライブラリ及び解析モデルを用いたMVPコード(2)によって再解析を行った。解析は臨界近接をはじめとする4項目について実施し、その結果初臨界カラム数は19で実験結果を再現でき、その他の結果についても概ね実験結果を再現することができた。

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