検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 4 件中 1件目~4件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

発表言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

Evaluation of neutronic characteristics of STACY 80-cm-diameter cylindrical core fueled with 6% enriched uranyl nitrate solution

柳澤 宏司; 曽野 浩樹

JAERI-Tech 2003-057, 39 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-057.pdf:2.76MB

定常臨界実験装置(STACY)の次期実験炉心構成の核的安全設計を検討するために、6%濃縮硝酸ウラニル溶液を燃料とした80cm直径円筒炉心の核特性を計算解析によって評価した。本解析では、中性子断面積データとして最新の核データライブラリJENDL-3.3を使用した。SRACコードシステムの拡散コードCITATIONと連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて中性子拡散及び輸送計算を行った。ウラン濃度(最大500gU/l),遊離硝酸濃度(0~8mol/l),ガドリニウム及びホウ素の可溶性中性子毒物の濃度をパラメータとして炉心の臨界液位を得た。評価の結果、すべての臨界炉心はSTACYの運転に要求される過剰反応度,反応度添加率,安全棒による停止余裕に関する安全基準に適合することが確認された。

論文

Review of the STACY & TRACY experiment programs since their first criticality

外池 幸太郎; 中島 健; 三好 慶典; 井沢 直樹; 大野 秋男; 岡崎 修二; 竹下 功

Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.54 - 61, 1998/00

日本原子力研究所の燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYが1995年2月23日に初臨界を達成した後、約3年半が経過した。この間に、過渡臨界実験装置TRACYでも実験が開始され、現在、両装置ともに順調に運転されている。STACYでは低濃縮硝酸ウラニル溶液の臨界データが取得されており、TRACYは過渡臨界事象を解明する研究活動に供されている。本報告では、STACYとTRACYの実験計画について概要を述べる。また、現在までに実施された実験について、STACYにおける600$$phi$$円筒炉心及び280T平板炉心の実験結果とTRACYにおける過渡実験の結果を示しつつ、実験の結果がどのように利用されるか説明する。さらに、将来計画と併せて、STACYとTRACYの運転に関連する技術的課題についても紹介する。

論文

Simplified method to estimate the criticality of uranyl nitrate solutions

曽野 浩樹; 三好 慶典; 菊池 司; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.179 - 180, 1998/00

硝酸ウラニル溶液の臨界性に関する簡易推定法を提案する。この簡易推定法によって、単純形状タンクにおける硝酸ウラニル溶液の臨界液位を簡便かつ正確に推定することが可能となる。この簡易推定法が、低濃縮(9.97wt%)硝酸ウラニル溶液の臨界量を測定する一連の臨界実験に適用され、その臨界液位を予測するために用いられた。この臨界実験は、日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYを用いて行われた。なお、今回の実験で使用したSTACYの炉心タンクは、新たに交換された280T平板型タンクである。簡易推定法による予測値は、この実験で測定された臨界液位と比較され、両者はよい一致を見せた。

口頭

Effects of heating conditions on the particle characteristics of uranium oxide powders synthesized from uranyl nitrate solutions via microwave heating

瀬川 智臣; 川口 浩一; 石井 克典; 深澤 智典*; 福井 国博*

no journal, , 

使用済み燃料から回収した硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液をマイクロ波加熱により混合酸化物に転換している。マイクロ波加熱脱硝においては、加熱効率および粉末特性の向上が重要であるため、本研究では、マイクロ波加熱脱硝の高度化を目的とし、マイクロ波加熱により硝酸ウラニル溶液から調製した三酸化ウラン(UO$$_{3}$$)粉末の粒子特性に及ぼす断熱材および加熱速度の影響を評価した。断熱剤を使用した場合、断熱材を使用しない場合と比較して、同じマイクロ波出力において加熱速度が顕著に増加することを確認した。また、断熱剤を使用した場合と使用しない場合のいずれの場合においても、加熱速度が増加するにつれてUO$$_{3}$$粉末の質量中央径は減少した。さらに、すべてのマイクロ波出力において、断熱剤を用いた場合、断熱剤を用いない場合に比べてUO$$_{3}$$粉末の質量中央径が減少することが明らかになった。本試験の結果、加熱条件を調整することにより、UO$$_{3}$$粉末の粒子特性を制御可能であることがわかった。

4 件中 1件目~4件目を表示
  • 1