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瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/B
O
セラミックシンチレータによる
He代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱
線(大強度単色線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念されるHeに代わるZnS/BOセラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。
大木 直久*; 原山 泰雄; 武田 常夫; 泉 文男
JAERI-M 7417, 30 Pages, 1977/12
燃料棒の安全性評価作業の一環として、燃料棒内の温度分布が計算される。燃料ペレット内の温度分布を決定する重要な要素の1つは、ギャップにおける熱伝達率である。ギャップ熱伝達率を決定する要因の1つとして燃料棒内の混合ガスの熱伝導率がある。燃料棒内のガスの組成は初期封入のHeとF.PであるXe,Krと考えられる。Xe、Krは燃焼度に従って変化する。プログラムGAPCONシリーズは、FREG-3は混合ガスの熱伝導率を求めるため、これらガスの生成量を時間、出力、中性子束の関数として求めている。この報告書は、これらプログラムに使用されているF.P、ガス量の評価の方法、その損失について検討した結果をまとめている。
原山 泰雄; 泉 文男; 藤田 操; 石橋 明弘*; 大坪 直昭*
JAERI-M 6742, 127 Pages, 1976/10
この報告書は、プログラムFREG-3のプログラム概要と使用手引である。FREG-3を使用する場合に必要な入力の書式および出力形式について説明している。FREG-3は、燃料棒内の温度分布およびそれに基づく蓄積熱量の計算を行う。この計算は、通常運転状態下の温度分布の安全性評価を行うものであるが、燃料棒の照射履歴に従って温度分布を求めることができる。プログラムに必要な物性値およびモデルは組込みあるいは入力形式のオプションになっており、これらオプションはkey wordによって切換が可能になっている。
原山 泰雄; 泉 文男; 藤田 操; 山田 礼司; 森島 淳好; 栗山 實; 石橋 明弘*
JAERI-M 5958, 51 Pages, 1975/01
USAECは、1972年、UOペレットの焼しまりが燃料棒ギャップコンダクタンスに及ぼす効果を評価するのにGAPCONプログラムを使うことを決定した。我国においても、燃料棒の安全評価に関して、このプログラムを整備しておくことが必要であると考えられた。そこで、GAPCONのミスプログラムの修正、新しいオプションの追加等を行い、FREG-1を作成した。この報告書はFREG-1の解説を行ったものである。
海老澤 直美
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、従前よりその研究開発成果の普及に努めてきた。本講演では、これまで原子力機構がどのように効果的な研究開発成果の普及を行ってきたか、その歴史と現状を概観するとともに、それを支える研究開発成果情報の管理から発信に至る業務フローやシステム、投稿料等の費用の助成制度について報告する。加えて、これまで蓄積してきた研究開発成果情報を用いた研究者・技術者のつながりの可視化や現在計画中の研究者総覧の構築など、新たな試みについて紹介する。
