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館盛 勝一
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(3), p.218 - 227, 1991/03
硝酸溶液系におけるアクチニド元素のふるまいをシミュレートするため、放射線作用によるHNO
の生成と分解、酸化還元反応、不均化反応等30個の化学反応の速度式を組込んだ計算コードREACTを開発した。最初にREACTコードの主要な構造を述べ、次に、亜硝酸の蓄積、プルトニウム溶液の安定化過程について計算結果と実測値との比較を示した。その結果、Pu(IV)の酸化過程に関しては、放射線分解生成物の寄与を考慮しなければならない事がわかった。他の計算例として、PuやNpのウラナスあるいはHANによる還元過程、Np(V)のNp(IV)への酸化現象について示した。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二; 田中 吉左右
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(7), p.525 - 539, 1981/00
被引用回数：11 パーセンタイル：78.09(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法は、核融合炉燃料給排気系の水素同位体分離プロセス用として最も有望視されている方法の1つである。そこで、深冷蒸留法に関する研究開発の第1段階として、深冷蒸留塔の定常時の分離特性を解析するためのコンピューターコードを開発した。4本の蒸留塔と2基の同位体平衡器から構成される典型的なシステムを対象とし、システム最適化のための詳細なパラメーターサーベイを行い、全理論段数、還流比、フィード供給段位置が塔の分離特性に及ぼす影響を明らかにした。また、トリチウムの崩壊熱の影響について調べ、フィード中にトリチウムが高濃度で含まれている場合にはかなりの分離性能低下が起こるため、還流比を増すか、塔の回収部を冷凍しなければ性能は確保できないという重要な結果を得た。さらに、現在までに報告されている工学データをもとに、各塔の概略の規模(充填高さ、塔内径、コンデンサーの負荷など)を評価した。
木下 正弘; 成瀬 雄二
JAERI-M 9103, 27 Pages, 1980/09
核融合炉燃料給排気系における燃料ガス精製システムの1ユニットとして有望視されている流下液膜式凝縮器(水素同位体中に不純物として含まれるヘリウムを除去する機能を持つ)に対し、モデリング及びモデル式系の導出を行うと共に、定常解析用のコンピューターコードを開発した。全理論段数(塔高に対応)、塔壁からの除去熱量(冷却用ヘリウムガスの供給温度あるいは流量に対応)、塔底からの液体水素抜き出し量を主要パラメメーターに選定し、開発したコードによってパラメーターサーベイを行った。その結果、このユニットのいくつかの興味ある特性(定常時における)を明らかにすることができた。
