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小川 益郎; 西原 哲夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.5 - 10, 2004/10
被引用回数：27 パーセンタイル：83.6(Nuclear Science & Technology)日本の1次エネルギー供給量は年々増加しており、大量のエネルギーが輸入されている。そのため、エネルギー自給率は原子力エネルギーを考慮しても20%しかない。大量のエネルギー消費の結果、大量の温暖化ガスが環境に放出されている。日本においては、原子力エネルギーがエネルギー供給に重要な役割を占めている。日本原子力研究所で進めているHTTRプロジェクトでは、高温ガス炉水素製造の確立を目指しており、高温ガス炉技術,熱化学法による水素製造技術及びシステムインテグレーション技術の開発を進めている。
沢 和弘; 飛田 勉*; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 角田 淳弥; 関田 健司; 青木 和則*; 大内 弘
JAERI-Research 2001-002, 33 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2001-002.pdf:1.42MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では、「初期破損率は0.2%以下」、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転中に破損率を定量的に評価する必要があり、1次冷却材中の放射能を測定する、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装、燃料破損検出装置(FFD)、1次ヘリウムサンプリング設備を設けている。HTTRの出力上昇試験のうち15MWまでに取得したデータを用いて、燃料及び1次元冷却材中の核分裂生成物挙動の評価を行った。まず、1次冷却材中の核分裂生成物ガス濃度はすべて10
Bq/cm
以下であった。また、1次冷却材中の
Kr濃度とFFD計数率はほぼ比例関係にあること、事前解析とサンプリングによるKr濃度の出力に対する傾向が合っていることがわかった。
岩田 忠夫; 岩瀬 彰宏
Radiat. Eff. Defect Solids, 144(1-4), p.27 - 61, 1998/00
固体に各種イオン、中性子のような異種の高エネルギー粒子を照射した時の効果を比較し、新粒子の照射効果を予測することを可能にするために、FCC金属について相互比較の物理的枠組の構築を行った。我々の行った極低温イオン照射実験と、欧米で行われた原子炉中性子、電子線照射実験から、低温回復ステージ、欠陥生成、及び、照射アニーリング断面積を抽出して比較検討した。照射効果を特徴づけるパラメータとして、PKAメディアンエネルギーを定義し、上記物理量は、DKAメディアンエネルギーの関数として、統一的に説明できることを示した。
吉島 哲夫; 田中 純利
JAERI-Tech 97-029, 47 Pages, 1997/07
JRR-3は、1990年に熱出力10MWの天然ウラン重水減速冷却型から熱出力20MWの重水反射体軽水減速冷却プール型のJRR-3Mとして改造された。改造後のJRR-3Mは、1990年11月から定格出力での共同利用運転が開始された。本報告書は、JRR-3Mの運転が比較的安定に維持され、各冷却系統に含まれる放射性核種濃度がほぼ安定状態に達したのを機会に行った各冷却系統の放射化学分析結果と放射性核種生成量の評価についてまとめたものである。
沢 和弘; 村田 勲; 七種 明雄; 新藤 隆一; 塩沢 周策; 馬場 治
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.654 - 661, 1994/07
被引用回数：3 パーセンタイル：35.77(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)では、通常運転時に微量の核分裂生成物が主に被覆層が破損した燃料から放出され、1次系を移行する。一方、高温ガス炉は1次冷却材としてヘリウムガスを用いるのでそれ自身の放射化が無く、放射化生成物の発生量も非常に少ない。そのため、核分裂生成物からのガンマ線が高温ガス炉の遮へい設計上主要な線源となり、核分裂生成物の燃料からの放出量のみならず1次系内の沈着分布も適切に評価する必要がある。そこで、高温ガス炉の1次系における沈着分布の予測を高温工学試験研究炉の1次系における沈着分布の計算結果に基づき行った。計算に先立って、計算モデルの妥当性を実験で得られた沈着分布と比較することによって検証し、モデルのHTGR1次系の沈着分布予測への適用性を確認した。本報は、解析モデルの検証結果とともに、HTGRの1次系の沈着分布の予測を示したものである。
沢 和弘; 村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策
JAERI-M 91-198, 58 Pages, 1991/11
高温工学試験研究炉(HTTR)では、主に被覆層が破損した燃料粒子から核分裂生成物(FP)が放出され、1次冷却材とともに1次冷却系を移行する。一方、1次冷却材としてヘリウムガスを用いており、冷却材自身の放射化、腐食生成物の発生がほとんど無い。そのため、FPからのガンマ線が遮蔽設計上考慮すべき主要な線源となる。HTTRの遮蔽設計においては、FP線源を2種類に分類している。一つは永久構造物である遮蔽体の設計に用いるため、十分な保守性を有するように評価を行ったもので、もう一つは保修計画立案のためにより現実的な考え方で評価を行ったものである。HTTRの1次冷却系内のガンマ線源を評価するために、FP放出割合、1次冷却材中濃度、系統内沈着分布の計算を行った。本報告書は、HTTRの遮蔽設計におけるFP線源評価方法及び結果を述べたものである。
諏訪 武; 安中 秀雄
防食技術, 32(12), p.721 - 729, 1983/00
原子炉除染技術の最近の開発状況について、1次冷却系を対象とした化学除染法を中心に解説した。化学除染剤はBWRとPWRとに分けて考える必要がある。BWR用の除染法はすでに燃料棒を含めた全系統除染がCan-Decon法、およびLOMI法で行われている。これらの除染はすべて放射性腐食生成物(クラッド)の還元溶解である。一方、PWRの除染はクラッド中にCrの成分が多いため、酸化前処理を行ったのち、BWR同様還元溶解を行っている。しかし、まだ開発中のものが多く実機に適用されていない。最近の除染法の特徴は?材料に対する低腐食性、?高DF、?除染廃液発生量が少ないこと、の3点を中心に開発が行われているが、特に?の比重が高まってきている。そのため希薄溶液法の開発が盛んである。化学除染法以外の除染法については、最近の興味ある除染法についてのみ簡単に紹介している。
Br) bromocyclopropane formed by reaction of recoil bromine atoms with cyclopropane or with bromocyclopropane佐伯 正克; 立川 圓造
J.Chem.Soc.,Faraday Trans.,I, 71(11), p.2121 - 2131, 1975/11
Br(n、
)Br反応で生ずる反跳Brとシクロプロパンおよび臭化シクロプロパンの反応を調べた。シクロプロパン中でのBr-for-H反応および臭化シクロプロパン中でのBr-for-Br反応の一次生成物c-C
H
Brは非常に励起されておりCH
CHCHBrへ一分子分解する。前者の系での分解生成物はさらにCHBrラジカルへ分解する。一方後者の系の分解生成物は大部分がそのまま安定化するが、一部はBrの放出を行う。これらの分解過程のポテンシャルエネルギー図から、一次生成物の励起エネルギーを求め、Br-for-H反応について4eV以上、Br-for-Br反応について2~4eVという値を得た。
