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論文

Influence of heating method on size and morphology of metallic oxide powder synthesized from metallic nitrate solution

瀬川 智臣; 深澤 智典*; 山田 美一; 鈴木 政浩; 吉田 英人*; 福井 国博*

Proceedings of Asian Pacific Confederation of Chemical Engineering 2015 (APCChE 2015), 8 Pages, 2015/09

核燃料再処理において、マイクロ波加熱脱硝法により硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液を酸化物粉末に転換している。模擬試料として硝酸銅水溶液を用い、マイクロ波加熱法および赤外線加熱法による酸化銅の合成を行い、昇温速度が粒子形態や粒径に及ぼす影響を評価した。各加熱法により得られた粒子の粒子形態は類似しており、昇温速度の増加に従い粒径が減少する傾向を示した。また、マイクロ波加熱法により得られた粒子は赤外線加熱法に比べて粒径が小さく、粒度分布がブロードになる等の特徴を有することを確認した。マイクロ波照射時に試料に発生する温度分布と粒度分布との関係性について、数値シミュレーションによる検討を行った。

論文

MCNPによるJMTR炉心$$gamma$$加熱率の計算

長尾 美春

日本原子力学会モンテカルロ法による粒子シミュレーションの現状と課題, p.219 - 223, 2002/01

近年の軽水炉や核融合炉の材料についての照射試験においては、$$gamma$$線による照射効果が着目されており、照射試料の温度予測の点からより正確な$$gamma$$加熱率データが必要とされるなど、照射場特性として$$gamma$$線が重要視されるようになってきた。そこで、JMTR炉内の$$gamma$$線分布に関し、モンテカルロ手法を用い、より高精度な評価の検討を開始した。モンテカルロコードMCNPにより計算した$$gamma$$加熱率を入力として、温度計算コードGENGTCで計算した試料温度は、測定データに対して-20~+10%の範囲であった。以上から、モンテカルロ手法を用いて3次元詳細モデルにより解析した$$gamma$$加熱率データを用いて温度計算を行うことにより、照射試料の温度を実用的な精度で評価できる見通しが得られた。

論文

Experimental investigation on streaming due to a gap between blanket modules in ITER

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.540 - 544, 2000/03

ITERのブランケットモジュール間のギャップによる中性子のストリーミングがブランケットモジュールとバックプレートの溶接部や超伝導コイルに対する遮蔽性能に及ぼす影響を調べるために、ITERのブランケットモジュール間のギャップを模擬した大型の鉄の実験体系(縦1.6m,横1.4m,奥行き50cmと80cm)を用いたギャップストリーミング実験を原研FNSで行った。中性子のギャップストリーミングにより、14MeV中性子束は最大約20倍増加したが、1MeV以下の中性子束及び$$gamma$$線は数10%以下の増加にとどまった。このことから、ギャップストリーミングの影響は$$gamma$$線による核発熱よりも高速中性子によるヘリウム生成、放射線損傷に対し大きいことがわかった。

論文

Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:24.51(Nuclear Science & Technology)

超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B$$_{4}$$C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。

論文

Overview of gap streaming experiments for ITER at JAERI/FNS

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎

Fusion Technology 1998, 2, p.1473 - 1476, 1998/00

ITERのブランケットモジュール間のギャップによる中性子のストリーミングがブランケットモジュールとバックプレートの溶接部や超伝導コイルに対する遮蔽性能に及ぼす影響を調べるために、ITERのブランケットモジュール間のギャップを模擬した大型の鉄の実験体系(縦1.6m,横1.4m,奥行き50cm~80cm)を用いたギャップストリーミング実験を原研FNSで行った。中性子のギャップストリーミングにより、14MeV中性子束は最大約20倍増加したが、1MeV以下の中性子束及び$$gamma$$線は数10%以下の増加にとどまった。このことから、ギャップストリーミングの影響は$$gamma$$線による核発熱よりも高速中性子によるヘリウム生成、放射線損傷に対し大きいことがわかった。

論文

Measurement of gamma-ray spectra and heating rates in iron and stainless steel shields bombarded by deuterium-tritium neutrons and validation of secondary-gamma-ray data in evaluated nuclear data libraries

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Nuclear Science and Engineering, 126(2), p.187 - 200, 1997/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:30.38(Nuclear Science & Technology)

D-T中性子を入射した鉄及びステンレス鋼遮蔽体中において、$$gamma$$線スペクトルと$$gamma$$線核発熱率を測定した。しきい反応による2次$$gamma$$線に加え、核融合炉遮蔽にとって重要な低エネルギー中性子の捕獲反応に伴う2次$$gamma$$線の測定も行った。本測定と以前に同体系で行われた中性子測定の結果を合わせ、4種の評価済み核データファイル(JENDL-3.1,-3.2,-Fusion File,FENDL/E-1.0)の2次$$gamma$$線データの妥当性評価を行った。その結果、JENDL-3.1と-3.2の14MeV中性子に対する鉄の$$gamma$$線生成断面積が過大であり、JENDL-3.1では捕獲反応に伴う$$gamma$$線の全エネルギー量が不適切であることが分かった。JENDL Fusion FileとFENDL/E-1.0では2次$$gamma$$線データとして重要であるエネルギーバランスが保たれているため、鉄及びステンレス鋼のしきい反応、捕獲反応の両者に伴う2次$$gamma$$線に対して高精度なデータが与えられていることが分かった。

報告書

Bulk shielding experiment on a large SS316/water assembly bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; Verzilov, Y.*; 和田 政行*; 前川 洋

JAERI-Research 95-017, 71 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-017.pdf:3.09MB

94ITER/EDAのタスクとして、SS316/水複合系に対するバルク遮蔽実験を行った。この実験の目的は、D-T中性子に対するSS316/水遮蔽体の遮蔽性能に関する実験データを取得し、最終的に遮蔽設計裕度を導出することである。実験体系のテスト領域は、SS316と水の層状構造で、直径1200mm、厚さ1372mmの円筒形状をしている。i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)$$gamma$$線スペクトル、v)$$gamma$$線発熱率のデータを体系表面から体系内914mmの深さまで測定した。追加遮蔽体を付加することにより、914mmの深さでも実験室の壁反射バックグラウンドの影響の小さい実験データを取得することができた。以前に行ったSS316バルク遮蔽実験結果との比較から、SS316中の水の遮蔽性能に及ぼす効果を調べた。実験解析は、別に第2部で述べられている。

論文

Measurement techniques for fusion blanket neutronics experiments

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 28, p.716 - 723, 1995/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:49.59(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケット中性子工学についての日米共同実験を通じて開発または応用された測定手法について述べ、評価を行なう。これらはトリチウム生成率、中性子スペクトル、反応率、ガンマ発熱である。最も重要な、トリチウム生成率には6つの方法、即ち、2つのオンライン法と3つの液体シンチレーション法そして一つのTLD法が開発・適用された。スペクトルではNE213とガス比例計数管、反応率では放射化反応の組合せが選ばれ、ガンマ発熱では、TLD内挿法とNE213による荷重関数法が適用された。これらの測定誤差はトリチウム生成率で3-5%、スペクトルで5-10%、反応率で3-6%、そしてガンマ発熱で10-20%と見積られた。核融合炉装置での実験適用性では、放射化箔法を除いて、高温高磁場環境に直ちに適用できるものはなく、新しい測定技術の開発が必要である。

論文

Benchmark experiment on copper with D-T neutrons for verification of secondary gamma-ray data in JENDL-3.1

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.753 - 761, 1995/00

核融合炉の超伝導磁石での核発熱は、ITER等の次期核融合装置の主要遮蔽設計パラメータであり、これには銅の2次$$gamma$$線データが深く係わる。そこで銅体系についてD-T中性子場での積分実験を行い、$$gamma$$線スペクトル、核発熱を測定した。また、輸送計算コードMCNP,DOTとJENDL-3.1を使った解析を行い、JENDL-3.1の銅の2次$$gamma$$線データの検証を行った。その結果、D-T中性子によるしきい反応からの2次$$gamma$$線データは妥当であるが、低エネルギー中性子の捕獲反応により放出される$$gamma$$線については、そのスペクトルの形とエネルギーバランスに問題があることがわかった。

報告書

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB

SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)$$gamma$$線スペクトル、v)$$gamma$$線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。

論文

Spectrum weighting function method for in-situ fast neutron and gamma-ray response measurements in fusion integral experiments with an NE213 scintillation detector

大山 幸夫; 関山 和徳*; 前川 洋

Fusion Technology, 26, p.1098 - 1102, 1994/11

小型のNE213液体シンチレーション検出器を用いたスペクトル荷重関数法を実験体系内での積分中性子束、$$^{7}$$Liのトリチウム生成率及びガンマ線発熱率の測定に応用した。NE213は中性子とガンマ線の弁別が可能であるため、各々に対応した核特性パラメータを求めることができる。この方法は検出器の応答関数から求めたい核特性パラメータへの応答関数へ変換を行うスペクトル荷重関数を積分方程式を解くことで求め、測定された波高分布データの荷重和をとることで簡単かつ迅速にデータ処理を行うことができる。また、結果の統計的安定性もよく、核特性パラメータの応答関数(例えば$$^{7}$$Li(n,n'$$alpha$$)$$^{3}$$T断面積)の精度が充分良ければ、検出器の精度によって実験誤差は支配される。この方法は、直接測定できる検出器のない場合や、ガンマ線の例のように小型検出器で通常のスペクトルアンフォールディング法が適用できない場合などに特に有効である。

報告書

Benchmark experiment on a copper slab assembly bombarded by D-T neutrons

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-M 94-038, 77 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-038.pdf:2.68MB

銅は核融合炉において、超電導磁石あるいは第一壁に使われるなど、非常に重要な材料である。銅の核データの検証を目的として、日本原子力研究所FNSのD-T中性子源を使用してベンチマーク実験を行った。直径629mm、厚さ608mmの純銅製円柱状実験体系をD-T中性子源から200mmに設置した。その体系内において、i)MeV,keVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子反応率、iii)即発、崩壊$$gamma$$線スペクトル、iv)$$gamma$$線核発熱率、を測定した。本レポートは得られた実験データをまとめたものである。

報告書

Two-dimensional over-all neutronics analysis of the ITER device

S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*; 真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 多田 栄介

JAERI-M 93-141, 75 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-141.pdf:2.22MB

ITER/CDAで設定された炉構造に対してニュートロニクス解析を実施した。2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉運転中の中性子及びガンマ線束分布、トリチウム増殖比、核発熱を求めた。またCINACコードにより誘導放射能計算を行い、放射能濃度、崩壊熱および炉停止後の生体線量率を求めた。本計算により、炉内および炉周辺の運転中と炉停止後の放射線環境が明らかになり、炉機器の設計条件として有用な情報を提供することができた。

論文

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies

今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋

Fusion Technology, 21(3), p.2169 - 2173, 1992/05

ITERのような次期核融合装置の遮蔽設計の精度向上を目指し、原研FNSにおいて、一連の核融合遮蔽実験を開始した。その第1段階として、SS316を用いたバルク遮蔽実験が行なわれた。実験には2つの体系が使われた。一つは、SS316の円筒体系(直径1.2m、厚さ1.12m)で、D-T中性子源から0.3mの距離に設置された。もう一つは、D-T中性子源を囲む厚さ0.2mのSS316のソースキャンを追加したものである。体系内中性子スペクトルが、小型反跳陽子ガス比例計数管と14$$phi$$NE213を用いて測定された。ガンマ数スペクトルは40$$phi$$NE213を用いて、$$gamma$$線核発熱率はTLDを用いて測定された。また、中性子スペクトルの指標として、$$^{235}$$U・$$^{238}$$Uの核分裂率及び放射化反応率分布も測定された。得られた実験データをもとに、次期核融合装置の遮蔽設計で用いられる核データと計算コードの妥当性がチェックされ、遮蔽設計の精度が向上すると期待できる。

論文

Benchmark experiment and analysis of a beryllium cylindrical assembly

前川 洋; 山口 誠哉; 今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 関山 和徳*; 小迫 和明*

Fusion Technology, 19, p.1949 - 1954, 1991/05

ベリリウムは核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。Be平板による中性子角度束スペクトルの測定値と、JENDL-3PR1等とによる計算値に不一致がみられることから、相補的なデータを得る目的で本実験を計画した。実験体系はBeブロックで構成された630mm$$phi$$$$times$$456mmの円筒状で、実験手法は従来のベンチマーク実験と同様である。測定量は各種反応率分布や反跳陽子比例計数管とNE213スペクトロメータによる中性子スペクトルの測定、並びに、$$gamma$$線核発熱である。実験解析はモンテカルロコードMCNPを用い、核データとして、JENDL-3、JENDL-3PR1、ENDF/B-TV、LANLを使用した。JENDL-3による計算結果は実験値を良く再現しており、JENDL-3PR1に比べて、JENDL-3が大巾に改善されていることが判った。

報告書

Investigation of a Nb-Ti Cable-in-Conduit Conductor; Experimental Results

P.E.Phelan*

JAERI-M 87-013, 35 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-013.pdf:1.11MB

Nb-Tiでできた超伝導素線を束にして、ステンレス製コンジットに封入したタイプの導体の安定性について、誘導加熱法による測定を行なった。その結果、コンジット内にヘリウムを強制的に流すことにより、導体の安定性が顕著に増大することが示された。これまで一般には、ヘリウム強制流が導体の安定性には大きく寄与しないと言う考えが支配的であった事を考慮すると、新たな知見が示されたと判断できる。

報告書

APPLE-2:An Improved Version of APPLE Code for Plotting Neutron and Gamma Ray Spectra and Reaction Rates

川崎 弘光*; 関 泰

JAERI-M 82-091, 67 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-091.pdf:1.56MB

多群の中性子束とガンマ線束のエネルキースペクトルと反応率の空間分布をプロットする計算する計算コードAPPLE-2を開発した。本コードは以前に開発したAPPLEコードの改良版であり以下の特徴を有している。(1)ANISN、DOTおよびMORSEで計算した中性子束およびガンマ線束のエネルギースペクトルをプロットする。(2)中性子束とガンマ線による各種の反応率、例えば核発熱率、運転中の線量率、はじき出し損傷率などの空間分布を計算しプロットする。(3)標準的なレスポンスライブラリーの使用と放射線輸送計算コードとの連動により入力法を大巾に簡単にした。(4)プロット結果をそのままレポー卜等に利用できる。

報告書

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験,1; No.7805試験結果

橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 川崎 了; 上塚 寛

JAERI-M 9233, 53 Pages, 1980/12

JAERI-M-9233.pdf:5.31MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験を行なった。この試験は流路閉塞量に影響を与えるいくつかのパラメーターを変代させて行ない、事故時に想定される流路閉塞量を定量的に明らかにすることを目的として、1977年から数回にわたり実施されている。本報告書は、今後行なわれる最終の解析に利用するため、1体毎のデータを中心としてまとめられたシリーズの一つで、No.7805集合体に関するものである。収められたデータは、燃料棒の温度、圧力そして膨れ破裂に関するものや、集合体の流路閉塞量などである。

論文

Zircaloy-clad fuel rod burst behavior under simulated loss-of-coolant condition in pressurized water reactors

古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(10), p.736 - 744, 1978/10

 被引用回数:16

軽水炉における冷却材喪失事故時の燃料挙動を調べるため、5種類の燃料棒を水蒸気中又は真空中で加熱をおこなった。昇温速度、加熱方法、雰囲気や定常運転中の生成酸化膜などの変形に及ぼす影響について検討した。燃料棒の最大円周伸びは破裂温度に依存し、前記要因の差異も明らかになる。変形に伴う破覆管平均肉厚の変化は加熱方法と雰囲気の影響を受ける。波覆管内面に生ずる酸化皮膜は、内面への水蒸気供給が少ないとき外面皮膜よりも厚くなるのが観察された。粗で厚い内面の皮膜は単斜晶系および正方晶系のジルコニアで形成され、かつそのような場合高い吸収水素量が認められた。

報告書

冷却材喪失事故時における燃料棒の変形と肉厚変化におよぼす諸因子の検討

古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆

JAERI-M 6542, 30 Pages, 1976/05

JAERI-M-6542.pdf:2.72MB

冷却材喪失事故中における燃料棒の変形は複雑な要因に影響されるため、事故解析をおこなううえで評価が難しい。そこで、加熱方法、昇音速度・雰囲気や通常運転時の破覆の存在などの要因について検討するとともに従来までに発表されている結果をも含めて燃料棒の変形について整理をおこなった。その結果、破裂温度による整理をおこなえば燃料棒の最大円周変形量の変化がよく表わされ、しかも各要因にもとずく影響も明らかになることが認められた。変形に伴われた破覆管内厚変化は加熱方法や雰囲気の影響を受け、平均内厚評価をおこなううえで注意しなければならないことが示された。

口頭

Denitration characteristics of aqueous metal nitrate solution by microwave heating with carbon nanotube-containing alumina composite ceramic jacket

瀬川 智臣; 川口 浩一; 石井 克典; 長川 玄汰*; 田丸 彩夏*; 深澤 智典*; 石神 徹*; 福井 国博*

no journal, , 

マイクロ波加熱と外部加熱源を併用することにより、脱硝容器を通じた伝熱損失を補償し、粉末特性を改善できることが確認されている。しかしながら、マイクロ波照射場での外部加熱の使用は、加熱機器の劣化が懸念される。そのため、マイクロ波を吸収して発熱するカーボンナノチューブ(CNT)をアルミナに添加して作製した複合セラミックジャケットを外部加熱源として使用するハイブリッド加熱法を開発している。CNT含有アルミナ複合セラミックジャケット(CNTジャケット)の効果を評価するため、マイクロ波加熱脱硝試験を実施した。CNTジャケットを使用した場合、硝酸銅水溶液及び硝酸ニッケル水溶液のいずれにおいても、CNT無含有のアルミナ製ジャケットを使用した場合に比べて、最高温度到達までの時間が早くなることを確認した。さらに、硝酸ニッケル水溶液においては、CNTジャケットを使用した場合、最高温度到達後に温度を維持した一方、アルミナ製ジャケットを使用した場合は、約280$$^{circ}$$Cに到達後、温度が低下する傾向を示した。CNTジャケットを用いたハイブリッド加熱法により、金属硝酸塩水溶液から最終生成物の金属酸化物を得ることが可能となることを確認できた。

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