JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　6 件中 1件目～6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

論文

Optimization of dissolved hydrogen concentration for mitigating corrosive conditions of pressurised water reactor primary coolant under irradiation, 2; Evaluation of electrochemical corrosion potential

端 邦樹; 塙 悟史; 知見 康弘; 内田 俊介; Lister, D. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.867 - 880, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2127955
 被引用回数：2 パーセンタイル：25.52(Nuclear Science & Technology)

PWR一次冷却水中の腐食環境評価の1つの主要な目的は、主な構造材への悪影響を抑えつつ、PWRにおける一次冷却材応力腐食割れ(PWSCC)を抑制するための最適水素濃度を決定することにある。この目的に資するため、本研究ではラジオリシス解析と腐食電位(ECP)解析を併用したECP評価手法を提案した。前報では、ラジオリシス解析結果について報告した。この結果を踏まえて本報ではECP解析結果を報告する。ECP解析は混成電位モデルと酸化物層成長モデルを組み合わせたものであり、元々BWR用に開発したものである。本研究ではこれにLi$$^{+}$$とH$$^{+}$$のアノード分極曲線への影響を取り入れ、PWR用に拡張した。解析結果を過去のINCAインパイルループでの実験結果やその他の実験結果と比較し、本解析により$$pm$$100mVの誤差でECPを再現可能であることを示した。

報告書

炉内水ループを利用した人工欠陥燃料試料照射によるFP放出実験; セシウム137の測定データ

石渡 名澄; 永井 斉; 武田 常夫

JAERI-M 8184, 39 Pages, 1979/03

JAERI-M-8184.pdf:0.88MB

JMTR・OWL-1において、人工欠陥燃料試料を照射する方法に依り、FP放出実験を行なった。この報告書は、1975年から1978年までの間のOWL-1一次冷却水中のセシウム137の測定データを示したものである。

論文

高温ガス炉における水素ゲッターとしてのチタン

戸根 弘人

チタニウム・ジルコニウム, 25(4), p.167 - 178, 1977/04

H.T.G.R.は一次冷却材としてHeを、減速材および燃料被覆材としてグラファイトを使用する。H.T.G.R.の炉心出口の冷却材温度は700$$^{circ}$$C以上の高温となるが、Heとグラファイト間の両立性に関しては問題ない。しかし、冷却材に含まれる不純物によってグラファイトおよび他の構造材が酸化される。このため、He純化技術が耐熱材料の開発と共にH.T.G.R.建設のキーポイントとなっている。高温ガス炉用He純化装置の開発が原子力先進国によって行われているが、ヘリウム冷却材に含まれる水素の除去にチタンスポンジが最近使用されるようになった。このチタンスポンジは水素の吸収量が大きく、しかもその温度制御が容易などの利点を有している。この報文ではH.T.G.R.におけるチタンスポンジの使用と、JMTRのOGL-1に使用されたチタンスポンジトラップについて説明した。

報告書

OGL-1ヘリウム精製系トラップの容量計算

戸根 弘人

JAERI-M 6505, 18 Pages, 1976/04

JAERI-M-6505.pdf:0.52MB

JMTRに設置されているOGL-1ガススループヘリウムガス圧力30kg/cm$$^{2}$$で試料部出口の最高ガス温度1000$$^{circ}$$Cを目標としている。このガスループのヘリウム冷却材の不純物濃度を10ppm以下に維持するため、4つのトラップから構成されるヘリウム精製系がOGL-1に設置される。この精製系の設計において、これらのトラップの容量を決めるために用いた吸着等温線、計算方法、計算式などの詳細を示し、更にトラップ容積、寸法を決定するまでの経過についても記載した。

論文

Design and operational features of the low temperature fissiochemical loop

佐藤 章一; 森山 昇; 池添 康正; 石井 敏雄; 平田 実穂; 山崎 彌三郎; 団野 晧文; 大島 恵一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(6), p.379 - 384, 1973/06

https://doi.org/10.3327/jnst.10.379

化学反応物質を原子炉内放射線、特に核分裂片により照射するための低温照射ループの設計、建設、運転を行った。ループの主な特徴として、カプセル、ヘリウム循環冷却系および安全性について述べた。20気圧までの気体は、カプセルに入れられ、炉内で+20°から-190$$^{circ}$$Cの間で照射される。エチレンその他の気体が核分裂片照射線量率約20Mrad/hで照射された。この線量率は、バックグランドとなる原子炉からの直接の放射線線量率の数倍にあたり、装置の核分裂片化学反応研究に対する有用さを示す。

報告書

低温化学照射装置(LTFL)の運転報告 I ; 昭和44年度運転(特性試験)

佐藤 章一; 森山 昇; 助川 友英; 団野 晧文; 大島 恵一*; 山崎 彌三郎; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 池添 康正; 徳永 興公

JAERI-M 4630, 17 Pages, 1971/11

JAERI-M-4630.pdf:0.61MB

昭和44年度に行なわれた低温化学照射装置の運転について述べた。計7回の運転で、装置の特性、特にヘリウム流路の圧力、温度特性を軋定し、設計計算値と比較できる結果を得るとともに、試料取扱いなどの運転操作の習熟も企った。本装置で、充分安全に化学反応系の核分裂片照射実験を行なうことができ、所期の目的を達せられるとみられる。

6 件中 1件目～6件目を表示
  • 1