Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
本石 章司; 小林 勝利; 佐伯 秀也*
JAERI-Tech 2000-070, 34 Pages, 2000/12
JAERI-Tech-2000-070.pdf:5.19MB
JRR-2の廃止措置にあたり、一次冷却系重水の循環系統であった配管及び機器類に付着及び浸透しているトリチウム量の評価が重要となっている。アイソトープ開発室では、イメージングプレートを使用してAl配管中のトリチウム量と浸透深さを求める実験を行った。Al配管のトリチウム汚染面を除く部分にアクリル塗料を塗布し、1.5%(1.21M)フッ化水素酸溶液で汚染面の酸化被膜を一定時間(3分)溶解しイメージングプレートで測定した。その結果、トリチウムは深度方向に25
mまで浸透していることを確認した。また、その90%は7m以内に分布していることを確認した。
小川 益郎
日本原子力学会誌, 35(3), p.245 - 252, 1993/03
被引用回数：13 パーセンタイル：76.55(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉における一次冷却系配管破断事故に関連した円管内混合気体層流における黒鉛酸化時の物質伝達に関する実験・数値解析について報告する。実験では、入口レイノルズ数を16から320の範囲で、黒鉛温度を600から1050
Cの範囲で、入口酸素質量分率を10から50%の範囲で変化させた。IG-110とPGX黒鉛材を用いた。熱・物質伝達のアナロジーが成り立つ場合の物質伝達率より実験値は小さな値を示した。数値解析結果から、壁からの吹き出し流れの効果によってこの物質伝達特性を説明できた。また、黒鉛の酸化と一酸化炭素の燃焼反応を考慮した一次元解析により、一酸化炭素および二酸化炭素の生成量をほぼ予測できた。
片桐 政樹; 伊藤 博邦; 若山 直昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.831 - 841, 1992/09
放射能汚染配管内部の沈着、液体及びガス放射能をそれぞれ分離して測定する非破壊定量測定法を開発した。本測定手法にもとずき状態分離計算コードを作成した。実験装置を製作し汚染配管を模擬した配管による性能評価試験を行った。あらかじめ求めた模擬配管内部の沈着及び液体放射能濃度との比較の結果、本測定法の測定精度は10~14%であることがわかった。測定誤差及び分離性能を評価することによって、本測定法を原子炉施設内の種々の配管内部の沈着状、液体及びガス放射能濃度の分離測定に十分適用できることが確認された。
