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山中 伸介*; 阿部 和幸
JNC TY9400 2000-004, 78 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-004.pdf:2.39MB
高燃焼度時における高速炉用MOX燃料の挙動を把握するための基礎的研究を実施し、以下の結論を得た。プルトニウムをセリウムで代用した高速炉用模擬MOX燃料(U0.8,Ce0.2)O2にFPとして希土類元素及びジルコニウムを固溶させた模擬燃焼MOX燃料、(U0.8-yCe0.2My)O2
x[M:NdorZr](0
y0.13)の熱伝導度を評価し、添加元素濃度依存性、温度依存性を明らかにした。(U0.8-yCe0.2My)O2x[M:NdorZr](0y0.13)の熱伝導度を(U0.8,Ce0.2)O2の熱伝導度と添加元素濃度を用いた近似式で表現することができた。模擬燃焼MOX燃料、(U0.8-yCe0.2My)O2x[M:NdorZr](0y0.13)の機械的特性を試料中の音速とビッカース硬度から評価し、試料の弾性定数、ビッカース硬度及び降伏応力が添加元素濃度が増加するにつれて減少することを明らかにした。分子動力学法を用いて燃料の物性予測を、多相平衡計算プログラム"ChemSage"を用いて高燃焼度時における燃料中のFPの存在化学形態の予測を行なった。いずれの方法でも系のみを取り扱っただけであるが妥当な結果が得られた。
若林 信義*; R.M.Nicklow*; 片野 進; 石井 慶信; H.R.Child*; H.G.Smith*; Fernandez-Baca, J. A.*
Physica B; Condensed Matter, 241-243, p.320 - 322, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Condensed Matter)中性子回折実験における単結晶の熱散漫散乱強度を計算するプログラムを開発した。格子振動の振動数は、弾性定数を用いて近似した。計算結果は、オークリッジ国立研究所に設置されている広角中性子回折装置(WAND)で得られたSi、ダイヤモンド、NiAl合金等の単結晶の実験結果と比較し、非常に良い一致を示した。
not registered
PNC TJ1600 97-002, 97 Pages, 1997/03
原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、
線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴検出器に比べ低いことから、特に線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究では現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い、更に適応範囲の広い有用な検出器開発のための知見を得ることを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.中性子検出感度の計算2.線検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の測定1.過熱液滴型検出器の温度・圧力依存性2.単一液滴の中性子誘起気化の観測
榎枝 幹男; 河村 繕範; 奥野 健二; 西川 正史*; 田中 健一*
Fusion Technology, 26(3), p.664 - 667, 1994/11
増殖ブランケットからトリチウム回収を行うためには、ブランケットパージガス中に含まれる1000ppmH
と10ppmHTをHeより分離しなければならない。このヘリウム分離プロセスとして液体窒素温度の低温吸着方式が有望とされている。本報告では、実際にトリチウムを用いた実ガス条件で、低温吸着塔の操作特性について実験データを得た。得られた実験結果より、HT/Hの分離係数は約2であり、吸着速度としては物質移動係数1.5cm/sに相当することが明らかとなった。また実験データの解析を行う過程で開発した計算プログラムの妥当性が確認された。本報告の成果により、増殖ブランケットトリチウム回収系での低温モレキュラーシーブ塔の設計及び運転性能予測が可能となった。
渡邉 憲夫; 星野 学*; 田村 一雄*; 樋口 澄則*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.159 - 164, 1993/01
原子力発電所の確率論的安全評価手法(PSA)においては、炉心損傷事故の発生頻度を評価するためにイベントツリー解析手法及びフォールトツリー解析手法が用いられている。しかしながら、イベントツリーやフォールトツリーの作成にあたっては、解析者による試行錯誤的な作業が要求され、かなりの労力を要する。この種の労力を軽減するために、パーソナルコンピュータ上で稼働するレベル1PSAプログラムパッケージPC-REFTの開発を進めている。PC-REFTは、対話形式によるイベントツリーやフォールトツリーの作成、ミニマルカットセットの導出、頂上事象の発生確率/事故シーケンスの発生頻度の点推定計算や不確実さ解析を行うためのプログラム群から構成される。本報では、PC-REFTの構成及び機能と、その使用例を紹介する。
渡邉 憲夫; 樋口 澄則*
JAERI-M 90-193, 55 Pages, 1990/11
確率論的安全評価においては、炉心損傷あるいは格納容器破損に至る事故のシナリオを定義しその発生頻度を評価するために、イベントツリー解析が用いられている。イベントツリーの作成にあたっては、試行錯誤的な作業が必要となり多大な労力を要する。著者らは、この種の労力を軽減し効率良くイベントツリー解析を行うためのソウトウエアETAP(Event Tree Analysis Supporting Program)を開発した。ETAPは対話形式でイベントツリーの作成・修正及び定量化を行うための計算プログラムであり、パーソナルコンピュータ上で稼動する。本報は、ETAPの使用手引として、プログラム構成、使用方法等をまとめたものである。
阿部 清治
JAERI-M 9710, 41 Pages, 1981/10
ECCSの作動不良による冷却材ボイルオフ事故時の燃料温度上昇について、簡単な計算モデルを用いて解析を行なった。まず標準的計算を設定し、その結果の検討から、ボイルオフ時の燃料温度挙動がどのようになるかを明らかにした。次いで、種々のパラメータについての感度解析計算を行ない、どのようなパラメータが燃料温度挙動に重要な役割を果たすかを調べた。解析の結果、ボイルオフ時の燃料温度には、炉心部の冷却材水位が支配的影響を与えることが判明した。また、被覆管は100%酸化する以前にスランピングもしくは溶融する可能性が強いことが示され、今後、炉心損傷事故の解析のためには、被覆管及び燃料のスランピング及び溶融が実験結果等によってモデル化されることが不可欠であることが判明した。
吉田 広; 久保 克巳*
JAERI-M 8694, 78 Pages, 1980/03
本報告は、CANBERRA 8100型マルチチャンネル波高分析器(以下MCA)と、DEC PDP-11/05ミニコンピュータとから成るCANBERRA-QUANTAシステム用ソフトウェアの特徴である、対話型プログラミング言語"CLASS"(=Canberra Laboratory Automation Software System)の使用法、およびこれを使用して、半導体検出器より得られたガンマ線スペクトルのデータを処理・解析するために開発されたプログラムについて述べたものである。開発されたプログラムには(1)MCAで得られたガンマ線光電ピークのチャンネル番号と、そのエネルギーの値との関係式の係数を求めるもの、(2)MCAで得られた光電ピーク部の全力ウント数より、バックグランド成分の差引きを行うもの、(3)放射線源の調製時より使用時までの経過時間を日又は年単位で算出するもの等がある。
山田 文昭; 有川 晃弘*
no journal, ,
高速炉の設計基準事故を超える2箇所目の1次冷却材漏えいによる原子炉容器(RV)液位低下に対し、RVへの冷却材補給等の液位確保策の有効性を検討するために、漏えい位置や破損開口量、1次主循環ポンプやカバーガス圧の運転状態、液位確保策の実施により変化するRV液位挙動の計算プログラムを開発した。
永井 晴康
no journal, ,
原子力機構で開発した放射性物質の大気拡散予測システムWSPEEDIについて、外部利用指定された計算プログラムを導入して利用するまでの手続きや技術サポートについて説明する。また、対象地域での拡散計算例も紹介する。
