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高瀬 和之; 功刀 資彰*
Fusion Technology, 34(3), p.645 - 650, 1998/11
核融合炉の真空境界破断事象時における真空容器内ダスト飛散挙動を把握するため、既設の真空破断予備実験装置を改造してダスト飛散挙動定量化実験を行った。トーラス状にした真空容器の底面部に任意の量の模擬ダスト(平均径6ミクロンのステンレス球)を設置した後に真空破断を起こし、破断口から容器内部に流入する外部流によって巻き上げられるダスト量を調べた。また、容器内部の任意の空間位置にダスト捕集用フィルタを設置し、この測定結果をもとに飛散ダストの空間分布を求めた。また、捕集したダストの光学顕微鏡写真をもとに画像処理を行い、飛散ダストの粒度分布を算出した。真空容器の破断口位置をパラメータとした実験の結果、破断口から流入する外部流がダストを直撃するような条件では初期装荷ダスト量の約10%が壁面から離脱することがわかった。一方、外部流が間接的にダストに衝突するような条件では1%未満のダスト離脱量であった。これらの成果はダスト飛散量推定のための簡易解析コードに集約する考えである。
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。
寺田 博海
JAERI-M 85-095, 185 Pages, 1985/07
原子力発電の安全性および経済性の要求は益々高くなる一方であり、また今後の原子力開発の目標は核燃料サイクル、廃棄物処理処分の問題に向けられようとしている。このような要求に関連して計測技術や、センサ自身に対して困難な定量方法、厳しい耐環境性が求められている。以上の背景を踏え、可搬型Ge検出器を用いたin-situ定量測定技術の開発研究を行なった。可搬型Ge検出器の試作、スペクトル解析計算プログラムの作成、実際の野外における環境ガンマ線スペクトルのin-situ測定および土壌中放射能濃度測定と線量率の定量、そして1次系配管に沈着したFP量の非破壊定量測定などに関して本論分では述べている。
吉田 浩; 奥野 健二; 清水 徳; 成瀬 雄二
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(7), p.578 - 586, 1982/00
被引用回数:3 パーセンタイル:40.88(Nuclear Science & Technology)核融合炉を対象としたトリチウムプロセス技術(捕集、精製、同位体分離、等)の開発を円滑に進める上で、水素同位体混合ガスの同位体比、同位体組成を正確に測定できる分析装置が不可欠である。本研究において、分析限界、精度、分析時間等の面で従来のTCD方式よりも優れた触媒燃焼式ガスクロマトグラフの開発に成功した。標記論文は、この装置の設計条件及びH-HD-D、H-HD系に対する分析性能について述べたものである。実験結果は次の通りである。 最小検出限界:0.4~0.9std-l/0.01mV 感度の直線性:10std-l~20std-ml 分析所要時間: H;11分,HD;12分,D;16分 キャリアガス:ヘリウム