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論文

Oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.650 - 660, 2019/07

To evaluate the oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam, laboratory-scale isothermal oxidation tests were conducted using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of up to 85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). These oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s, and the oxidation kinetics was evaluated. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens estimated by assuming the parabolic rate law was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens reported in a previous study. It is considered that the protective effect of the corrosion layer hindered oxidation. Furthermore, no increase in the oxidation kinetics because of the pre-hydriding was observed. The onset times of the breakaway oxidations of these cladding tube specimens were comparable to those of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes reported in previous studies. Therefore, it is considered that the burnup extension up to 85 GWd/t and the use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly increase the oxidation kinetics and do not significantly reduce the onset time of the breakaway oxidation.

論文

Study on B$$_{4}$$C decoupler with burn-up reduction aiming at 1-MW pulsed neutron source

大井 元貴; 勅使河原 誠; 原田 正英; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.573 - 579, 2019/07

パルス中性子源において、減速材から放出される中性子パルスを細くして、エネルギー分解能を向上させるためにデカップラーと呼ばれる中性子吸収材が使用される。カドミウムとB$$_{4}$$Cはデカップラーとして広く使用されている。しかしながら、B$$_{4}$$Cは中性子吸収に伴うホウ素の燃焼とヘリウムガスの生成のために、MW級中性子源においては、その使用は困難であると考えられてきた。この問題を解決するために、B$$_{4}$$Cを別の中性子吸収材で挟むプレデカップラーの概念を導入し、B$$_{4}$$Cの中性子吸収の削減を目的として、簡易的なモデルを使用した計算により、プレデカップラーのB$$_{4}$$Cデカップラーの燃焼に対する影響について計算を行った。結果として、カドミウムプレデカップラーにより中性子強度の減少なしに、B$$_{4}$$Cの中性子吸収を60%削減する効果がみられた。また、プレデカップラーにより、B$$_{4}$$Cのガススウェリングは、三分の一に抑えられる。

論文

Measurements of the $$^{243}$$Am neutron capture and total cross sections with ANNRI at J-PARC

木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司*; 中尾 太郎*; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.479 - 492, 2019/06

Neutron total and capture cross sections of $$^{243}$$Am have been measured in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex with a neutron TOF method. The neutron capture cross section in the energy region from 10 meV to 100 eV was determined using an array of Ge detectors. Three samples with different activities were used for measurements of the capture cross section. The neutron total cross section in the energy region from 4 meV to 100 eV was measured using Li-glass detectors. Derived cross-section value at neutron energy of 0.0253 eV is 87.7$$pm$$5.4 b for the capture cross section and 101$$pm$$11 b for the total cross section.

論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section and resonance integral of neptunium-237

中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06

放射化法により$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)$$^{238}$$Np反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を測定した。$$^{237}$$Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定して$$sigma_{0}$$を測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれと186.9$$pm$$6.2 barn、及び1009$$pm$$90 barnと導出した。

論文

Model updates and performance evaluations on fuel performance code FEMAXI-8 for light water reactor fuel analysis

宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.461 - 470, 2019/06

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた解析コードである。主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたFEMAXI-7に対し、ペレットクラックや核分裂生成物ガス挙動の新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し等の改良を行い、性能向上を図った。本論文では最近のモデル改良を経たFEMAXI-8を対象に、168ケースの照射試験ケースで得られた実測データを用いた総合的な予測性能検証を実施し、燃料中心温度やFPガス放出率について妥当な予測を与えることを示した。また別途実施したベンチマーク解析により、数値計算の安定性や計算速度についても前バージョンからの大幅な改善を確認した。

論文

Melting behavior and thermal conductivity of solid sodium-concrete reaction product

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06

本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942$$^{circ}$$Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840$$^{circ}$$C、融点は840-850$$^{circ}$$Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20$$^{circ}$$C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$やNa$$_{4}$$SiO$$_{4}$$等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は$$lambda$$=1-3W/m-Kとなった。これは、xNa$$_{2}$$O-1-xSiO$$_{2}$$ (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700$$^{circ}$$Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。

論文

Experimental investigation of decontamination factor dependence on aerosol concentration in pool scrubbing

孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介

Science and Technology of Nuclear Installations, 2019, p.1743982_1 - 1743982_15, 2019/06

Because a pool scrubbing is important for reducing radioactive aerosols to the environment for a nuclear reactor in a severe accident situation, many researches have been performed. However, decontamination factor (DF) dependence on aerosol concentration was seldom considered. DF dependence in the pool scrubbing with 2.4 m water submergence was investigated by light scattering aerosol spectrometers. It was observed that DF increased monotonically as decreasing particle number concentration in a constant thermohydraulic condition. Two validation experiments were conducted to confirm the observed DF dependence. In addition, characteristics of the DF dependence in different water submergences were investigated experimentally. It was found the DF dependence became more significant in higher water submergence.

論文

Calculation of low-energy electron antineutrino spectra emitted from nuclear reactors with consideration of fuel burn-up

Riyana, E. S.*; 須田 翔哉*; 石橋 健二*; 松浦 秀明*; 片倉 純一*; Sun, G. M.*; 片野 好章

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.369 - 375, 2019/05

原子炉は主に核分裂片のベータ崩壊チェインから多数の反電子ニュートリノを生成し、それらのニュートリノは主にMeV程度のエネルギーを有することが知られている。一方、エネルギーkeV程度の低エネルギーニュートリノは燃料の燃焼の情報を含むと考えられ、その低エネルギーニュートリノは計測技術の進歩により将来的に測定可能になる可能性がある。そこで、著者らはkeV領域の低エネルギーニュートリノの生成に注目した。本研究では、典型的なPWRとその他の型の原子炉について低エネルギーニュートリノスペクトルを示し、それらは燃料の燃焼に従って低Q値をもつ核種が蓄積されるにつれて生成が増えることを示した。

論文

The effect of hydride morphology on the failure strain of stress-relieved Zircaloy-4 cladding with an outer surface pre-crack under biaxial stress states

Li F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.432 - 439, 2019/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Hydride precipitates are considered to affect cladding integrity adversely during pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) in a reactivity-initiated accident (RIA). This study aims to clarify the role of hydride precipitates in cladding failure under the biaxial stress condition. The amount and distribution of hydride precipitates (hydride morphology) were evaluated quantitatively and hydrogen content was measured to assess its effect on the decrease in outer surface hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The decrease in failure strain of the hydrided samples was found to be more significant under lower strain ratios in the samples with shallower pre-crack. The failure strain of sample tended to be more sensitive to hydrogen content under the strain ratio with a higher axial component in the case of samples with hydrogen contents higher than ~150 wppm.

論文

Phenomenological level density model with hybrid parameterization of deformed and spherical state densities

古立 直也*; 湊 太志; 岩本 修

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.412 - 424, 2019/05

本研究では、球形状態と変形状態において異なる準位密度パラメータで与えられる現象論的準位密度の計算手法と、$$s$$波中性子共鳴幅の実験データを用いた準位密度パラメータの最適化法について議論を行う。球形状態から変形状態への遷移の記述は、微視的核構造計算から導出された計算結果をもとに、パラメータ化を実行し、準位密度を導出した。また、得られた準位密度を用いて、統計モデルによる核子・核反応計算も行った。球形,変形およびそれらの中間の状態を持つ原子核を標的核として計算を実行し、得られた結果が実験データとほぼ良い一致を示すことが分かり、本モデルの妥当性が示された。本研究では、計算された断面積に対する回転集団運動による状態密度の増大の効果についても議論を行う。

論文

Estimating internal dose coefficients of short-lived radionuclides in accordance with ICRP 2007 Recommendations

真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.385 - 393, 2019/05

高エネルギー加速器施設では、高エネルギー粒子と施設構造物、施設内の空気等との核反応によって様々な放射性核種が生成され、施設作業者に対する潜在的な内部被ばく源となる。しかしながら、国際放射線防護委員会(ICRP)が公開しているICRP 2007年勧告に従う線量係数(放射性核種1Bq摂取当たりの預託実効線量)の中には、半減期が10分未満の短半減期核種は含まれていない。そこで、本研究では対応する元素の体内動態モデル等に基づき、このような短半減期核種の吸入摂取及び経口摂取に対するICRP 2007年勧告に従う線量係数を評価した。その結果をICRP 1990年勧告に従う線量係数と比較したところ、吸入摂取では線量係数が減少し、経口摂取では増加する傾向が見られた。こうした線量係数の変化は、線量計算手順の変更や消化管モデルの改訂等が原因であることが明らかになった。この結果は、高エネルギー加速器施設におけるICRP 2007年勧告に対応した放射線防護計画の立案に有用なものとなる。

論文

Features of a control blade degradation observed ${it in situ}$ during severe accidents in boiling water reactors

Pshenichnikov, A.; 山崎 宰春; Bottomley, D.; 永江 勇二; 倉田 正輝

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.440 - 453, 2019/05

In the present paper new results using ${it in situ}$ video, are presented regarding BWR control blade degradation up to 1750 K at the beginning of a nuclear severe accident. Energy-dispersive X-ray spectrometry (EDS) mapping indicated stratification of the absorber blade melt with formation of a chromium and boride-enriched layer. High content-B- and C-containing material with increased melting temperature acted like a shielding and was found to prevent further relocation of control blade claddings. The interacted layers around the B$$_{4}$$C granules prevented direct steam attack of residual B$$_{4}$$C. The results provide new insights for understanding of the absorber blade degradation mechanism under reducing conditions specific to Fukushima Dai-Ichi Unit 2 resulting from prolonged steam starvation.

論文

An Interpretation of Fukushima-Daiichi Unit 3 plant data covering the two-week accident-progression phase based on correction for pressure data

佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05

福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。

論文

Estimation of the release time of radio-tellurium during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident and its relationship to individual plant events

高橋 千太郎*; 川島 茂人*; 日高 昭秀; 田中 草太*; 高橋 知之*

Nuclear Technology, 205(5), p.646 - 654, 2019/05

A simulation model was developed to estimate an areal (surface) deposition pattern of $$^{rm 129m}$$Te after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, and by using this model, timing and intensity of the release of $$^{rm 129m}$$Te were reversely estimated from the environmental monitoring data. The validation using data for $$^{137}$$Cs showed that the model simulated atmospheric dispersion and estimated surface deposition with relatively high accuracy. The estimated surface deposition pattern of $$^{rm 129m}$$Te was consistent with the actually measured one. The estimated time and activity of $$^{rm 129m}$$Te emission seemed to indicate that the $$^{rm 129m}$$Te was emitted mainly from Unit 3.

論文

Effect of re-oxidation rate of additive cations on corrosion rate of stainless steel in boiling nitric acid solution

入澤 恵理子; 山本 正弘; 加藤 千明; 本岡 隆文; 伴 康俊

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.337 - 344, 2019/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The boiling nitric acid solution containing highly oxidizing cations dissolved from the spent nuclear fuels corrodes stainless steels because of the nobler corrosion potential and their fast reduction rate. The cations themselves are re-oxidized to higher oxidizing states in a bulk solution after the corrosion reaction. In this paper, the re-oxidation rate constants of typical cations, such as Cr, V, Pu, and Np, were analyzed, and discussed about the effect on time dependencies of the corrosion rate. It was indicated that the cations with a large re-oxidation rate constant, such as Np, could keep the corrosion rate at high level continuously for the long immersion duration.

論文

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

論文

Visualized measurement of extremely high-speed droplets in Venturi scrubber

堀口 直樹; 吉田 啓之; 阿部 豊*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(3), p.278 - 290, 2019/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ベンチュリスクラバは微小なエアロゾル粒子を除去するものであり、原子力発電所におけるフィルタ付ベントシステムの構成機器として導入されている。核分裂生成物を含むエアロゾル粒子は、ベンチュリスクラバ内に形成される液滴との衝突により除去されると考えられるが、運用時に想定され得る超高流速条件での液滴データが不足している。本研究は、超高流速条件でのベンチュリスクラバ内の液滴径データの取得とそれによる液滴径評価式の適用性確認を目的とした。まず、超高速微小液滴を観察するため、高解像度高撮影速度の光学系を開発した。続いて水-空気系の模擬試験により可視化計測し、液滴径分布とザウター平均径(SMD)を取得した。既存評価式による予測値と実験値を比較し、気相流速82-250m/sの範囲において抜山-棚沢の式がSMDを良い精度で予測できることを明らかにした。

論文

The Effects of plutonium content and self-irradiation on thermal conductivity of mixed oxide fuel

生澤 佳久; 森本 恭一; 加藤 正人; 齋藤 浩介; 宇埜 正美*

Nuclear Technology, 205(3), p.474 - 485, 2019/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

混合酸化物燃料の熱伝導率に及ぼすプルトニウム含有量と自己照射の影響を評価した。熱伝導率の測定試料は、UO$$_{2}$$燃料および数種類のMOX燃料である。MOX燃料は、数種類のプルトニウム含有量及び、20年間保管したものである。これらの試料の熱伝導率は、レーザーフラッシュ法により得られた熱拡散率測定値から決定した。プルトニウム含有量の増加に伴い熱伝導率は低下したが、この効果はわずかであった。保管されたMOX燃料の試料を用いて、自己照射の効果を調べた結果、自己照射による熱伝導率の低下は、プルトニウム含有量、同位体組成および保管期間に依存することが分かった。格子パラメータの変化から、20年間の保管による熱伝導率の低下を予測することが可能であり、また、自己照射による熱伝導率の低下は、熱処理により回復し、1200Kを超える温度でほぼ完全に回復した。これらの評価結果から、フォノン伝導モデルに基づく熱伝導率を定式化した。この式は、プルトニウム含有量と自己照射の影響を考慮し、MOX燃料の熱伝導率を予測することができる。

論文

Chemical reaction kinetics dataset of Cs-I-B-Mo-O-H system for evaluation of fission product chemistry under LWR severe accident conditions

宮原 直哉; 三輪 周平; 堀口 直樹; 佐藤 勇*; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.228 - 240, 2019/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

軽水炉シビアアクシデント時のソースターム評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モデルを高度化するため、FP化学データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算によって整備した。構築した化学反応データセットを用いた解析の一例として化学反応解析を実施した結果、1000Kにおいて有意な化学反応速度の効果が見られた。また、平衡に至った後の化学組成を化学平衡計算の結果と比較したところ、代表的なCs-I-B-Mo-O-H系化学種に対して良く整合する結果が得られた。これらの結果から、構築したデータセットは、速度論の考慮が必要なシビアアクシデント時のCs-I-B-Mo-O-H系FP化学挙動評価のために有用であるとの結論を得た。

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