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論文

Elucidation of solid particle interfacial phenomena in liquid sodium; Magnetic interactions on liquid metal and solid atoms at the solid interface

Tei, C.; 大高 雅彦; 桑原 大介*

Chemical Physics Letters, 829, p.140755_1 - 140755_6, 2023/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Physical)

固体金属粒子の界面に付着した液体ナトリウムの核磁気共鳴(NMR)信号を初めて検出することに成功した。本研究では、液体ナトリウムと液体ナトリウム中に浮遊する金属粒子との相互作用の違いによる緩和時間の違いを確認した。その結果、微小チタン粒子表面と液体金属ナトリウムは化学的ではなく物理的に相互作用していることが明らかとなった。

論文

Surface analyses of CsOH chemisorbed on concrete and aggregate at around 200$$^{circ}$$C

Luu, V. N.; 中島 邦久

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

Information of Cs distribution is important for decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Several experimental studies confirmed the Cs retention on stainless steels by chemical reaction at very high temperatures (commonly above 800$$^{circ}$$C), but the Cs retention on non-metallic materials, such as concrete and thermal insulators, was not fully understood though they are used with large quantity in light water reactors. This study demonstrated that Cs might be deposited and retained on the concrete structure where the temperature was not so high during the 1F accident. It was revealed that the CsOH/concrete interaction at around 200$$^{circ}$$C resulted in the formation of water-insoluble Cs-(Al,Fe)-Si-O deposits and water-soluble phases, i.e., cesium carbonate hydrate and possibly cesium silicate, if Al and Fe are not present. CsOH might be trapped on concrete by chemical reaction with CaCO$$_{3}$$ to form Cs$$_{2}$$CO$$_{3}$$ hydrate, and with aluminosilicate and SiO$$_{2}$$(quartz) to form Cs-Al-Si-O and Cs-Si-O deposits, respectively. This output will be useful for elucidating the trapping mechanism that caused an extremely high radioactivity on concrete shield plugs at 1F, and for developing an effective decommissioning practice for concrete structure.

論文

Study on cesium compound formation by chemical interaction of CsOH and concrete at elevated temperatures

Luu, V. N.; 中島 邦久

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(2), p.153 - 164, 2023/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:76.47(Nuclear Science & Technology)

Recently, extremely high dose rates were detected in the three-layer concrete plugs of Units 2 and 3 at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The high dose rates suggest that there are some trapping effects of radioactive materials on shield plugs when gas species and aerosols (e.g., CsOH, CsI) are released from reactor through the plug layers. To determine the trapping mechanism, concrete and commonly used aggregate and minerals are pulverized and mixed with CsOH, followed by heating at different temperatures to clarify the chemical interaction. The results showed that interactions of CsOH and CaCO$$_{3}$$ in concrete occurred even at room temperature to form Cs$$_{2}$$CO$$_{3}$$(H$$_{2}$$O)$$_{3}$$. The interaction with aggregates occurred above 100$$^{circ}$$C and resulted in the formation of CsAlSiO$$_{4}$$. Additionally, amorphous and crystalline SiO$$_{2}$$ interacted with CsOH, forming a glass-like product above 200$$^{circ}$$C. These results suggest that formation of Cs$$_{2}$$CO$$_{3}$$(H$$_{2}$$O)$$_{3}$$ would be one of the main trapping mechanism at shield plugs because CaCO$$_{3}$$ is commonly formed on concrete surface and reacts with CsOH at room temperature.

論文

Novel $$^{90}$$Sr analysis of environmental samples by ion-laser interaction mass spectrometry

本多 真紀; Martschini, M.*; Marchhart, O.*; Priller, A.*; Steier, P.*; Golser, R.*; 佐藤 哲也; 塚田 和明; 坂口 綾*

Analytical Methods, 14(28), p.2732 - 2738, 2022/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:43.32(Chemistry, Analytical)

環境放射線学の発展に資するために加速器質量分析装置(AMS)による高感度$$^{90}$$Sr分析法を開発した。AMSの利点は、$$^{90}$$Sr/$$^{88}$$Srの原子比が10$$^{-14}$$の様々な環境試料を簡単な化学分離で分析できることである。本研究では$$^{90}$$Sr濃度が既知の3種類のIAEA試料(コケ土、動物の骨、シリアの土壌:各1g)を分析し、化学分離とAMS測定の妥当性を評価した。$$^{90}$$Srの測定は、優れた同重体分離性能を有するウィーン大学のイオンレーザーインターアクション質量分析装置(ILIAMS)と組み合わせたAMSシステムで実施した。$$^{90}$$SrのAMSにおける$$^{90}$$Zrの同重体干渉は、まず化学分離によって除去された。Sr樹脂と陰イオン交換樹脂を用いた2段階のカラムクロマトグラフィーにおけるZrの分離係数は10$$^{6}$$であった。試料中に残存する$$^{90}$$ZrはILIAMSによって効率的に除去された。この簡単な化学分離で一般的な$$beta$$線検出よりも低い検出限界$$<$$0.1mBqを達成した。$$^{90}$$Sr濃度に関して本研究のAMS測定値とIAEAの公称値が一致したことから、AMSによる新規の高感度$$^{90}$$Sr分析は土壌や骨の高マトリクス試料に対しても信頼できることを示した。

論文

Development of dispersed phase tracking method for time-series 3-dimensional interface shape data

堀口 直樹; 吉田 啓之; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03

In severe accidents of nuclear reactors, molten fuel and structural materials leak out of the pressure vessel into the water pool on the pedestal floor. If the water pool is shallow, the molten material enters the shallow pool as a liquid jet, disperses as debris, spreads over the floor, and it cooled by fuel-coolant interaction (FCI). Numerical simulations and experiments with state-of-the-art visualization techniques are developed and used to consider the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet as a debris jet. By performing these simulations and experiments, we obtain detailed 3-dimensional shapes of the liquid jet interfaces. However, to evaluate the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet, we require not only 3-dimensional shapes but also the velocity and size of dispersed liquid. We have developed a dispersed phase tracking method by using time-series data of 3-dimensional shapes of the melt interface obtained by numerical simulations or experiments to obtain these data. Firstly, we verified the applicability of the developed method by applying a simple system. Next, we applied the method to the numerical results of a liquid jet entering a shallow pool by TPFIT. The results show that the liquid jet entering the shallow pool reproduces the dispersion behavior of the fragments. The generated fragments were quantitively confirmed to have curved and rotational trajectories with complex nonlinear motions. In the relationship between the volume equivalent diameter of the fragments and the magnitude of velocity, it was confirmed that the larger the equivalent diameter, the smaller the velocity fluctuation.

論文

OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Influence of pellet geometry and gap size

Soba, A.*; Prudil, A.*; Zhang, J.*; Dethioux, A.*; Han, Z.*; Dostal, M.*; Matocha, V.*; Marelle, V.*; Lasnel-Payan, J.*; Kulacsy, K.*; et al.

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

The NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) proposed a benchmark on fuel performance codes modeling of pellet-cladding mechanical interation (PCMI). The aim of the benchmark was to improve understanding and modeling of PCMI amongst NEA member organizations. This was achieved by comparing PCMI predictions for a number of specified cases. The results of the two hypothetical cases (1 and 2) were presented earlier. The two final cases (3 and 4) are comparison between calculations and measurements, which will be published as NEA reports. This paper focuses on Case 3, which consists of eight beginning of life (BOL) sub-cases (3a to 3h) each with different pellet designs that have undergone ramping in the Halden Reactor. The aforementioned experiments are known as the IFA-118 experiments and were performed from 1969 to 1970. The variations between cases include four different pellets dimensions (7, 14, 20 and 30 mm of height), two different gapsizes between pellet-cladding (40 and 100 microns) and three variations on pellet face geometry (flat, dishing and dishing with chamfer). Such diversity has allowed exploring the codes sensitivity to these individual factors.

論文

Development of HCl-free solid phase extraction combined with ICP-MS/MS for rapid assessment of difficult-to-measure radionuclides, 1; Selective measurement of $$^{93}$$Zr and $$^{93}$$Mo in concrete rubble

Do, V. K.; 古瀬 貴広; 村上 絵理奈; 相田 玲奈; 太田 祐貴; 佐藤 宗一

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 327(1), p.543 - 553, 2021/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.12(Chemistry, Analytical)

HClフリーな抽出クロマトグラフィーによるコンクリートマトリクスからのZrおよびMoの逐次分離手法を新たに開発するとともに、リアクションガスにアンモニアを用いたICP-MS/MSにて$$^{93}$$Zrおよび$$^{93}$$Moを測定した。ICP-MS/MSによる測定条件は、コンクリートマトリクス中Zr, Moの安定同位体のテーリング、並びに$$^{93}$$Nbの干渉を抑制できるように最適化した。これら測定干渉の除去能力については、非放射性コンクリートをマトリクスブランクとして測定することで評価した。コンクリートマトリクスにおける本手法の$$^{93}$$Zrおよび$$^{93}$$Moの方法検出下限値は、それぞれ1.7mBq g$$^{-1}$$と0.2Bq g$$^{-1}$$となった。また、Nbの除去係数(除染係数と同様な評価)およびアバンダンス感度はそれぞれ10$$^{5}$$オーダーと10$$^{-8}$$オーダーになり、本手法が極微量の$$^{93}$$Zrおよび$$^{93}$$Moを評価する分析法として十分な能力を有していることを確認した。以上の結果より、放射能インベントリ評価のためのコンクリートガレキ中$$^{93}$$Zr, $$^{93}$$Mo迅速分析手法としての本手法の有効性を確認することができた。

論文

使用済燃料直接処分における放射性核種の瞬時放出率設定手法の構築

北村 暁; 赤堀 邦晃; 長田 正信*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(2), p.83 - 93, 2020/12

使用済燃料を再処理せず深地層中に処分(直接処分)した場合、放射性核種の放出挙動はガラス固化体の地層処分とは異なると考えられる。本論文では、直接処分における核種の放出挙動評価のひとつである瞬時放出率(IRF)の設定手法を構築した。IRFの設定にあたっては、諸外国の安全評価報告書等など最新の文献情報を参考に、瞬時放出挙動を、核分裂生成ガス放出率(FGR)に比例するものと一定値をとるものとに分類した。FGRについては、わが国の使用済燃料に対して取得されたデータを収集した上で、燃料挙動計算コードFEMAXIを使用して推奨値と最大値を算出した。また、算出したFGRや既往のIRF実測値を用いて、わが国の加圧水型原子炉(PWR)使用済燃料におけるIRFの推奨値と最大値を推定した。推定した推奨値を既往の文献値と比較したところ、概ね諸外国の設定値と同程度であることが確認された。

論文

Investigation of high-temperature chemical interaction of calcium silicate insulation and cesium hydroxide

Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(9), p.1062 - 1073, 2020/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:70.65(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所2号機においてペデスタル内よりもペデスタル外で線量が高くなっている現象が見つかっている。この線量の上昇については、原子炉格納容器内の配管に使用されている保温材(ケイ酸カルシウム)がガス状あるいは粒子状となって沈着したセシウム(Cs)と化学反応を起こして固着するとともに破損してペデスタル外に堆積することで線量が上昇した可能性があると考えている。そこで、本研究では、化学反応の有無を調べるため、反応温度等を調べることのできる熱重量示差熱分析装置(TG-DTA)を用いて、水素-水蒸気含有雰囲気下、最高1100$$^{circ}$$Cまで温度を上昇させて、主なセシウム化合物の一つである水酸化セシウムと保温材との混合物に対して分析を行った。その結果、575-730$$^{circ}$$Cの範囲で反応が起こり、試験後試料のX線回折パターンや元素分析機能付き走査型電子顕微鏡(SEM/EDS)による試料表面の元素分布の結果から、保温材の構成物質であるケイ素(Si)に加え、不純物として含まれるアルミニウム(Al)と安定な化合物(CsAlSiO$$_{4}$$)を形成することが分かった。したがって、ペデスタル外で見つかった高線量の原因として、保温材が関係する可能性があることが分かった。

論文

Leaching behavior of prototypical Corium samples; A Step to understand the interactions between the fuel debris and water at the Fukushima Daiichi reactors

仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; 鷲谷 忠博

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110522_1 - 110522_18, 2020/04

 被引用回数:15 パーセンタイル:87.35(Nuclear Science & Technology)

Simulated in-vessel and ex-vessel fuel debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O$$_{2}$$ matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10$$^{-6}$$ to 10$$^{-7}$$ per day), but the release processes are different.

報告書

レーザー共鳴イオン化を用いた同位体存在度の低いストロンチウム90の迅速分析技術開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-027, 70 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-027.pdf:5.18MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「レーザー共鳴イオン化を用いた同位体存在度の低いストロンチウム90の迅速分析技術開発」について取りまとめたものである。本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の事故で環境中に放出された主要な難測定核種の一つであるストロンチウム90を、半導体レーザーを用いた共鳴イオン化により元素かつ同位体選択的にイオン化する手法に着目し、特に海洋試料等のストロンチウム安定同位体濃度が高い実試料を対象としたストロンチウム90の迅速分析技術を開発する。

論文

Three-dimensional numerical study on pool stratification behavior in molten corium-concrete interaction (MCCI) with MPS method

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*; Duan, G.*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

溶融コリウム・コンクリート相互作用(MCCI)は軽水炉の仮想的シビアアクシデント時の後期フェーズにおいて炉容器外で生じる可能性のある重要事象である。本研究では、MPS法を用いてKITによって実施された模擬物質による成層化溶融プールの実験COMET-L3に対する3次元解析を行った。コリウム/クラスト/コンクリート間の伝熱は粒子間の熱伝導モデルで模擬した。さらに、ケイ酸系コンクリートではケイ酸系析出物の効果によって軸方向と径方向の浸食が異なる可能性が既往研究から示唆されていることから、2つの異なる解析ケースを実施した。解析の結果、MCCIにおいて金属コリウムは酸化物コリウムと全く異なるコンクリート浸食パターンを示しており、アクシデントマネジメントにおける格納系境界の溶融貫通時間の評価に考慮する必要があることが分かった。

論文

A Reliable hybrid adsorbent for efficient radioactive cesium accumulation from contaminated wastewater

Awual, M. R.; 矢板 毅; 宮崎 有史; 松村 大樹; 塩飽 秀啓; 田口 富嗣

Scientific Reports (Internet), 6, p.19937_1 - 19937_10, 2016/01

AA2015-0789.pdf:1.31MB

 被引用回数:183 パーセンタイル:97.51(Multidisciplinary Sciences)

A novel macrocyclic ligand of $$o$$-benzo-$$p$$-xylyl-22-crown-6-ether (OBPX22C6) was developed and successfully immobilized onto mesoporous silica for the preparation of hybrid adsorbent. The benzene ring $$pi$$ electron is the part of crown ether of OBPX22C6 for easy orientation of the macrocyclic compound for making the $$pi$$ electron donation with Cs complexation. The results clarified that the Cs removal process was rapid and reached saturation within a short time. Considering the effect of competitive ions, sodium did not markedly affect the Cs adsorption whereas potassium was slightly affected due to the similar ionic radii. Due to its high selectivity and reusability, significant volume reduction is expected as this promising hybrid adsorbent is used for Cs removal in Fukushima wastewater.

報告書

Characteristics of a low energy and high flux compact plasma source and preliminary results in studying surface modification of tungsten irradiated by the source

Luo, G.; 洲 亘; 中村 博文; 大平 茂; 林 巧; 西 正孝

JAERI-Tech 2004-031, 27 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-031.pdf:2.88MB

トカマクのプラズマ-表面相互作用を模擬する小型プラズマ源装置を製作した。この装置は、小型(全長1m)であるにもかかわらず、ITERダイバータの周辺プラズマに相当する低エネルギー(100eV以下)・高フラックス(約10$$^{22}$$/m$$^{2}$$/s)のプラズマビームを生成できる特徴を持つ装置である。本報告では、本装置の構成と特性、具体的にはフィラメント,アーク放電,磁場,バイアスなどによるプラズマビームへの影響について説明する。また、タングステンを試料として行った予備的な照射試験の結果についても報告する。焼結後熱圧延したタングステン試料片(0.1mm厚)に重水素イオンフラックス2$$times$$10$$^{21}$$$$sim$$1$$times$$10$$^{22}$$/m$$^{2}$$/s,フルエンス4$$times$$10$$^{22}$$$$sim$$1$$times$$10$$^{26}$$/m$$^{2}$$,エネルギー100eV前後のプラズマビームを照射させ、1$$times$$10$$^{23}$$/m$$^{2}$$以上のフルエンスで試料表面にブリスタの発生を観測した。

報告書

$$^{139}$$La(p,n)$$^{139}$$Ce反応による$$^{139}$$Ceの製造

石岡 典子; 出雲 三四六; 橋本 和幸; 小林 勝利; 松岡 弘充; 関根 俊明

JAERI-Tech 2001-095, 23 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-095.pdf:1.1MB

$$^{139}$$Ceは半減期T$$_{1/2}$$=137.2dayでEC崩壊して165.9keVの$$gamma$$線を放出し、Ge検出器の計数効率校正用に利用される。本研究では、$$^{139}$$La(p,n)$$^{139}$$Ce反応によって$$^{139}$$Ceを製造するために必要なターゲットの調整法ならびに$$^{139}$$Ceとランタンとの化学分離法を検討した。その結果、金属ランタン及び酸化ランタン粉末は、$$^{139}$$Ceを製造するためのターゲットとして用いられることを確認した。ランタンターゲットと生成した$$^{139}$$Ceの分離については溶媒抽出法とイオン交換法を比較した。

論文

偏極不安定核ビームの生成

大坪 隆*; 大矢 進*; 後藤 淳*; 出淵 善智*; 武藤 豪*; 長 明彦; 小泉 光生; 関根 俊明

JAERI-Review 99-025, TIARA Annual Report 1998, p.206 - 207, 1999/10

偏極した不安定核はそれ自身の電磁気モーメントの決定のみならず、物質中の不純物効果の研究等に有用である。本研究では、微小角度で入射した不安定核のイオンが表面との相互作用により偏極させ、核磁気共鳴法により偏極度を求める方法を試みている。TIARAオンライン同位体分離器で$$^{36}$$Ar+Mo反応で生成する$$^{124}$$Cs(半減期31秒)の偏極をこれまで行ってきたが、より大きな偏極度を得るべく今回は$$^{12}$$C+$$^{12}$$C反応で生成する$$^{21}$$Na(22秒)について試みた。得られた偏極度は(0.32$$pm$$0.23)%に止まり、$$^{124}$$Csの偏極度(0.23$$pm$$0.13)%より大きな値は得られなかった。原因は検討中である。

論文

Polarized beam of unstable nuclei via ion beam surface interaction at grazing incidence

大坪 隆*; 大矢 進*; 堀 一隆*; 木村 浩之*; 谷内田 聡*; 後藤 淳*; 出淵 崇志*; 武藤 豪*; 長 明彦; 小泉 光生; et al.

Hyperfine Interactions, 120-121(1-4), p.695 - 699, 1999/00

偏極した不安定核ビームは電磁気モーメントの観測による原子核構造研究のみならず、物質中の稀薄な不純物の効果などの研究に有用である。この目的の不安定核ビームの生成法として微小角度入射したイオンビームの表面相互作用法を研究した。TIARAのオンライン同位体分離器を用いて$$^{36}$$ArビームとMoターゲットとの反応で生成した$$^{124}$$Cs(半減期:31秒)の一価イオンを60keVに加速し、Si結晶表面と相互作用させてから、KBr結晶に注入した。$$beta$$線を検出する核磁気共鳴法により、0.22$$pm$$0.13%という偏極度を得た。安定な軽い核で得られている偏極度に比べて小さい原因として、イオンの速度が影響していると考えられる。

論文

Radiation aging and degradation mechanism of polymer insulation for electric cables

杉山 政彦*; 仁田 眞*; 谷 恒夫*; 瀬口 忠男; 八木 敏明

Proc. of 46th Int. Wire and Cable Symp., p.1 - 5, 1997/00

ケーブル用高分子絶縁材料の放射線劣化とそのメカニズムについて、放射線により誘起される酸化と電気特性、さらにゲル分率、引張特性、EPMAによる酸化層の分析、微少高度測定、超音波顕微鏡による観察を行った。この実験結果により、放射線酸化により電気特性が変化すること、ゲル分率の変化が酸化層の割合によく対応していること、及び試料表面の酸化層がノッチ効果と呼ばれる引張試験時の破壊を誘起していることが確認された。

論文

Nuclear medium effects in the intranuclear cascade calculation

高田 弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.275 - 282, 1996/04

 被引用回数:19 パーセンタイル:81.64(Nuclear Science & Technology)

媒質効果を考慮した核子・核子断面積及び反射・屈折を取り扱った核内カスケードモデルの入射エネルギー20~80MeVの核反応に対する予測精度を調べた。ここでは、反射・屈折を取り扱うISOBARコードにCugnonにより評価された媒質効果を考慮した核子・核子断面積を組み込んだ。さらに、これをNUCLEUS及びNMTC/JAERIコードに導入し、微分実験と積分実験の両方について解析を行った。媒質効果を考慮した計算は、80MeV陽子入射による$$^{90}$$Zr(p,xp')及び$$^{90}$$Zr(p,xn)反応からの放出核子の断面積角度分布について、後方への中性子放出をいくらか過大評価するが、従来の計算結果を改善し実験と良く一致した。また、67MeV陽子を飛程厚さのAuターゲットに入射した場合の2次中性子スペクトルについて、計算は15°方向の20MeV以上で実験値を30%程度過小評価するが、30°以上の方向では全エネルギー範囲について実験と良く一致した。

論文

Three-dimensional void fraction measurement of two-phase flow in a rod bundle by neutron radiography

竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377, p.115 - 118, 1996/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:76.16(Instruments & Instrumentation)

軽水炉の安全性にとってロッドバンドル中の二相流の振る舞いは、重要である。その中でも特に、ロッドバンドル中のスペーサ近傍の二相流の振る舞いが重要である。これまでは、X線や$$gamma$$線を用いてBWR又はPWRと同サイズのロッドバンドル中の同じ圧力、同じ温度条件下での二相流のボイド率測定が行われてきた。さらに、断面におけるボイド率分布を得るためにCT法も用いられてきた。本研究では、スペーサの材料である金属板を透過し、二相流を可視化できる中性子ラジオグラフィを用いて軽水炉燃料を模擬した4$$times$$4ロッドバンドル中のスペーサ近傍の空気-水二相流の可視化を行い、一次元の平均ボイド率分布及びCT法による3次元ボイド率分布を得た。

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