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論文

Irradiation growth behavior of improved Zr-based alloys for fuel cladding

天谷 政樹; 垣内 一雄; 三原 武

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1048 - 1056, 2019/09

New fuel cladding alloys of which composition was changed from conventional ones have been developed by nuclear fuel vendors and utilities. Since the irradiation growth of fuel cladding is one of the most important parameters which determine the dimensional stability of fuel rod and/or fuel assembly during normal operation, the irradiation growth behavior of the improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding was investigated. The coupon specimens were prepared from fuel cladding tubes with various kinds of improved Zr-based alloys. The specimens were loaded into test rigs and had been irradiated in the Halden reactor in Norway under several coolant temperature conditions up to a fast-neutron fluence of $$sim$$7.8$$times$$10$$^{21}$$ (n/cm$$^{2}$$, E $$>$$ 1 MeV). Irradiation conditions such as specimen temperatures had been continuously monitored during the irradiation. During and after the irradiation, the amount of irradiation growth of each specimen was evaluated as a part of the interim and final inspections. The effect of the difference in alloy composition on the amount of irradiation growth seemed insignificant if the other conditions e.g. the final heat treatment condition at fabrication and the irradiation temperature were the same.

論文

Cross-section-induced uncertainty evaluation of MA sample irradiation test calculations with consideration of dosimeter data

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*

Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。

報告書

Irradiation test with silicon ingot for NTD-Si irradiation technology

竹本 紀之; Romanova, N.*; 木村 伸明; Gizatulin, S.*; 斎藤 隆; Martyushov, A.*; Nakipov, D.*; 土谷 邦彦; Chakrov, P.*

JAEA-Technology 2015-021, 32 Pages, 2015/08

JAEA-Technology-2015-021.pdf:3.15MB

日本原子力研究開発機構・照射試験炉センターでは、産業利用拡大の観点からJMTRを活用した中性子核変換ドーピング(Neutron Transmutation Doping: NTD)法によるシリコン半導体製造を検討している。この検討の一環として、カザフスタン共和国核物理研究所(INP)との原子力科学分野における研究開発協力のための実施取決め(試験研究炉に関する原子力技術)のもとで、INPが有するWWR-K炉を用いたシリコンインゴット試料の照射試験を行うこととした。まず、シリコン回転装置を製作してWWR-K炉に設置するとともに、シリコンインゴット試料の照射位置における中性子照射場の評価を行うため、フルエンスモニタを用いた予備照射試験を行った。次に、予備照射試験結果に基づき、2本のシリコンインゴット試料の照射試験を行うとともに、照射後の試料の抵抗率等を測定し、試験研究炉を用いた高品位シリコン半導体製造の商用生産への適用性について評価を行った。

論文

Nuclear analyses of some key aspects of the ITER design with Monte Carlo codes

飯田 浩正; Petrizzi, L.*; Khripunov, V.*; Federici, G.*; Polunovskiy, E.*

Fusion Engineering and Design, 75(1-4), p.133 - 139, 2005/11

ITER装置の設計は2001年に報告され、最善のコードと核データを用いた核解析が行われた。建設段階が近づくに伴い、装置の主要な機器設計の最適化/固定化とともに、設計の部分的変更が行われた。この設計変更により、確認のための核解析が必要である。設計変更のうちの幾つかは、核特性上クリテイカルな部分を緩和するために提案されているものである。本論文はブランケットや真空容器の設計変更に伴いTFコイルの装置中心側直線部の核特性がいかに緩和されるかに重点を置き、最近の核特性解析の結果について述べるものである。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)初装荷燃料の先行高燃焼度照射試験 (共同研究)

沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*

JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06

JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB

本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.5$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$,(E$$>$$0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.1$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$まで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。

論文

ジルコニア固体電解質を用いた酸素センサの起電力に及ぼす中性子照射効果

日浦 寛雄*; 山浦 高幸; 本橋 嘉信*; 小檜山 守*

日本原子力学会和文論文誌, 1(2), p.202 - 208, 2002/06

原子炉燃料中の酸素ポテンシャルの炉内測定を可能とする酸素センサの開発を行った。本センサは、CaOで安定化したジルコニア電解質の両側に標準極と測定極を接触させて酸素濃淡電池を構成し、発生する起電力から測定極となる燃料中の酸素ポテンシャルを推定する。本開発試験では、センサ標準極にNi/NiO, 測定極には燃料の代わりにFe/FeOを用いることとし、さらに長寿命化対策を考慮してセンサを設計・試作して、その起電力特性を炉外試験及びJMTRでの照射下その場試験において調べた。炉外試験では、700$$^{circ}C$$ $$sim$$ 1000$$^{circ}C$$間の温度変化に対する起電力の温度依存性は理論値とほぼ一致し、起電力経時変化は800$$^{circ}C$$一定の下で980hにわたり4%以内であった。照射下その場試験では、高速中性子(E$$>$$1 MeV)照射量8.0$$times$$10$$^{23}$$ m$$^{-2}$$(照射時間1650h)までの700$$^{circ}C$$ $$sim$$ 900$$^{circ}C$$間の温度変化に対する起電力の温度依存性は炉外試験時に得られた結果とよく一致し、800$$^{circ}C$$一定下での起電力経時変化は理論値の6%以内であった。以上のことから、中性子照射下における燃料中の酸素ポテンシャルの測定が本センサにより可能であることがわかった。

論文

Conceptual tokamak design at high neutron fluence

荒木 政則; 佐藤 真一*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 荘司 昭朗

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.887 - 892, 2001/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

現在、国際協力で進めているITER工学設計において、より魅力的な工学試験が見込めるトカマク機器の構造概念を提案する。本提案は、ITERの実験を二期に分けて考えた時、後半の10年間でおもに工学機器の試験が予定されている。小型化したITERにおいても、主要な機器を変更することなく、工学試験で要求される中性子束やフルーエンスを現状の2倍程度(従来の大型ITERとほぼ同等)にでき、プラズマ運転と整合する炉概念を提示する。

報告書

試験・研究炉の性能向上に関する研究

桜井 文雄

JAERI-Research 99-016, 84 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-016.pdf:2.97MB

最近の試験・研究炉の利用ニーズは、原子力科学の発展に伴いますます高度化及び多様化してきている。また、原子炉として求められる安全性は、動力炉と同様年々厳しくなってきている。このような状況下において、試験・研究炉を先端的研究用ツールとしてより有効に活用していくためには、完全性の向上も含む性能向上を常に図る必要がある。本研究においては、中性子源としての原子炉性能向上の観点からJMTR用高性能燃料要素について、実験利用施設としての利用性能の向上の観点からJMTRにおける高速中性子照射量の評価法について及び原子炉施設の安全性の向上の観点から水冷却型試験・研究炉の冠水維持装置サイフォンブレーク弁の性能評価法について検討した。

報告書

高エネルギー放射線の線量当量換算係数の評価,I; 評価コードシステムと基礎データの整備

佐藤 理*; 上原 丘*; 義沢 宣明*; 岩井 敏*; 田中 俊一

JAERI-M 92-126, 88 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-126.pdf:1.91MB

10GeVまでの光子および中性子の線量当量換算係数(フルエンス-実効線量)を評価するために必要な計算コードシステムと基礎データを検討、評価した。その結果、HERMES(High Energy Radiation Monte Carlo Elaporate System)コードシステムに荷電粒子の実効的な線量質係数を組み込むことにより、線量当量を評価可能であることを明らかにし、ICRP60のQ-L関係のデータに基づく荷電粒子の実効的線質係数を出した。

論文

JMTRにおける高速中性子照射量の評価法

桜井 文雄; 新保 利定

日本原子力学会誌, 25(5), p.56 - 66, 1983/00

JMTRでは材料試料の高速中性子照射量として、1.0MeV以上または0.1MeV以上の中性子照射量を提供してきた。一方、材料の受ける中性子照射損傷の程度は、単に1.0MeV以上又は0.1MeV以上の中性子照射損傷の程度は、単に1.0MeV以上又は0.1MeV以上の中性子照射量に依存するばかりでなく、照射中性子のエネルギースペクトルにも強く依存している。従って、原子炉材料の中性子照射損傷の研究においては、中性子エネルギースペクトルの情報を含む照射量の単位を用いて評価した中性子照射量が使用されるべきである。本報においては、照射量の単位として、材料の中性子照射損傷に関連した損傷中性子照射量(damage fluence)や、はじき出し損傷(dpa)等について検討し、さらにこれらと1.0MeV以上の中性子照射量との関係を求めた。この結果、Feモニタによる1.0MeV以上の中性子照射量の実測値から、材料試料の受けた中性子照射量を中性子エネルギースペクトルの情報を含む照射量の単位を用いて表わせるようになった。

報告書

OWL-2炉内管のサーベランステスト

清水 正亜; 伊藤 昇

JAERI-M 6667, 33 Pages, 1976/08

JAERI-M-6667.pdf:0.83MB

本報告書ではOWL-2炉内管のJMTRにおけるサーベランステスト結果とこれに基づいたOWL-2炉内管の使用寿命の検討結果について述べた。本サーベランステストでの最大速中性子照射量(1MeV)以上は3.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$まで得られ、照射量の増加と共に炉内管材(SUS-316)の引張強度は増大し、伸びは減少した。しかし伸びの減少は照射量1$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$~3.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$の範囲ではわずかであり、しかも最大照射量3.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$においても、OWL-2の最高使用温度285$$^{circ}$$Cにおいて33%も残存していることが判明した。この伸び量は金属学的所見、OWL-2の使用条件等からみて余裕のある値であり、OWL-2炉内管は十分な安全性を確保して速中性子照射量3.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$まで使用可能であるとの結論を得た。

報告書

原子炉内放射線による抵抗線ひずみゲージの照射挙動

熊谷 勝昭; 横尾 宏; 北原 種道; 海江田 圭右

JAERI-M 6200, 22 Pages, 1975/08

JAERI-M-6200.pdf:0.79MB

原子炉内の放射線環境下における抵抗線ひずみゲージの挙動を調べるために一連の照射実験を行った。ベークライト基材、アドバンス(ニッケル-銅合金)素線のゲージをステンレス鋼又はアルミニウム合金の板に接着し、JRR-2に設置されたインパイル・ヘリウムループTLG-1中でゲージ温度を一定(約80$$^{circ}$$C)に保ちながら約300時間照射した。このときのみかけひずみ及び素線-被測体間の基材に流れるリーク電流などを測定した。結果は次のように要約できる。(1)照射によるゲージ感度の変化及びゲージの絶縁劣化は殆んどなかった。(2)みかけひずみは放射線強度に依存して発生するものと、照射積算量に依存して発生するものの2つに分類できる。両者ともゲージ抵抗が減少する方向の変化であった。(3)前者のみかけひずみは主に$$gamma$$線によって基材中に流れるリーク電流に基ずくものであると考えられる。一方後者の原因は明確にすることができなかったがゲージ素線の放射線損傷による抵抗減少と推定される。(4)ハーフブリッジ又はフルブリッジ法により、みかけひずみを補償して、動的ひずみは勿論、短期間の静的ひずみも充分測定できる。

報告書

核爆走事故時における被曝線量の測定; IAEA主催第3回国際相互比較実験への参加

備後 一義; 藤田 稔

JAERI-M 5578, 33 Pages, 1974/03

JAERI-M-5578.pdf:1.09MB

IAEA主催の第3回核事故時被曝線量測定器に関する相互比戟実験が、1973年5月ユーゴスラビアVincaのBoris Kidric研究所で行なわれた。13ヶ国から参加した18研究機関の測定器を、核事故を模擬した中性子・$$gamma$$線の混合場で同一条件で照射し、線量および中性子流量の測定結果を比較し合った。入射中性子のエネルギースペクトルの速中性子成分は、$$sqrt{rm E}$$ exp(-0.75E)、中速中性子成分は1/E$$^{1.1}$$で表わすことができると我々は測定器の結果から推論した。中性子による軟組織Karma線量は、低高出力2回の照射実験でそれぞれ13.5、80hecto erg/gであった。

報告書

Nuclear accident dosimetry system in JAERI, with experiments of simulated criticality accident

備後 一義; 沼宮内 弼雄; 藤田 稔

JAERI 1229, 31 Pages, 1973/07

JAERI-1229.pdf:1.18MB

エネルギースペクトルが解らないときと中性子の線量を求めることは困難である。ここで中性子のスペクトルを三つの成分に分け、速中性子のスペクトルを√a$$^{3}$$Ee~$$^{a}$$$$^{e}$$で表わし、中速中性子はE$$^{n}$$分布、熱中性子はMaxwell分布するものとする。ここで、aおよびnはエネルギースペクトルのパラメータであって、スペクトルの形を決定する。パラメータa、nを、天然ウラン、低濃縮ウランまたはT をドープしたガラス製核分裂飛跡検出器6個と硫黄ディスク1個で構成された原研型検出器系を用いて求める方法について述べた。また、入射中性子流量、線量を評価する方法も述べた。この検出器系を用い、JRR-4ウランコンバータから発生する核分裂中性子のスペクトルを求め、線量を評価する実験を行なった。速中性子成分のパラメータは0、9であり、速中性子成分のみの平均エネルギーは1、7MeV弱であった。中速中性子成分のパラメータnについては求めることができなかった。その原因について考案した。

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