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論文

Minor actinide neutron capture cross-section measurements with a 4$$pi$$ Ge spectrometer

小泉 光生; 長 明彦; 藤 暢輔; 木村 敦; 水本 元治; 大島 真澄; 井頭 政之*; 大崎 敏郎*; 原田 秀郎*; 古高 和禎*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.767 - 770, 2006/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.27(Instruments & Instrumentation)

原子核科学研究グループにおいては、文部科学省公募型特会事業において、マイナーアクチニドの中性子捕獲断面積を測ることを目的として、4$$pi$$Geスペクトロメータを使った実験装置の準備を行っている。実験は、京大炉の電子LINAC施設で行う予定で、TOF中性子ビームラインの整備はほぼ完了している。4$$pi$$Geスペクトロメータの建設は進行中である。並行して、デジタル処理テクニックに基づく新しいデータ収集システムの開発を行った。以上この事業の現状について紹介する。

論文

Non-destructive analysis of impurities in beryllium, affecting evaluation of the tritium breeding ratio

Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; Klix, A.; 佐藤 聡; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1337 - 1341, 2004/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.82(Materials Science, Multidisciplinary)

これまで濃縮チタン酸リチウム,ベリリウム及び低放射化フェライト鋼F82Hから構成された多層ブランケット模擬体系に対して14MeV中性子源FNSを用いた核特性系積分実験を実施してきたが、実測されたトリチウムの生成率はモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと核データJENDL-3.2による計算値よりトリチウム増殖層平均で20%小さかった。その主要な原因として、ベリリウム中の微量不純物(B, Li, Gd等)が寄与していると考察し、FNSを用いて中性子透過実験を行い、実験的評価を行った。大きさの異なるベリリウム単体の体系にパルス状DT中性子を入射し、BF3中性子検出器により、熱中性子束の減衰時間を測定した。全ての試験体で、測定した熱中性子の減衰時間は計算値より早かった。これはベリリウム中の微量不純物により熱中性子束が吸収されるためと考えられる。熱中性子の減衰時間から実行的な吸収断面積を評価した結果、核データから評価した断面積より30%大きな値が得られた。不純物の主要成分を検討し、トリチウム増殖率への影響を評価している。

報告書

Analysis of impurities in beryllium, affecting evaluation of the tritium breeding ratio

Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; 山内 通則*; 西谷 健夫

JAERI-Research 2004-005, 30 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-005.pdf:1.93MB

ほとんどの核融合炉の概念設計において、ブランケットにおける中性子増倍材としてベリリウムの利用が提案されている。その核融合炉のトリチウム増殖比やベリリウムの放射化と核変換の評価においてはベリリウムの詳細な化学組成が必要である。本報告ではトリチウム増殖比の評価に関連する詳細な不純物分析に特に注目した。ここでは2つの異なった方法で不純物を調べた。1つはICP質量分析法による一部の試料の分析であり、もう1つはパルス化中性子を用いたベリリウム体系の積分的分析である。特に後者は$$^{6}$$Liによるトリチウム生成に対するベリリウム中の不純物の積分的効果の最も有効な分析法として提案した。D-T中性子のパルスをベリリウム体系に入射し、その後の熱中性子密度の時間変化を観測することにより積分的効果を評価した。本研究では構造材級ベリリウムを使用した。この不純物の影響は寄生的な中性子の吸収により実験で得られた$$^{6}$$Liによるトリチウム生成の反応率を減少させる。核データセットJENDL-3.2を用いたMCNPモンテカルロ計算と実験値を比較した結果、測定された吸収断面積は製作会社の特性値から評価した値より約30%大きくなった。ベリリウム中のLi, B, Cd等の不純物はたとえ10ppm以下でも吸収断面積に影響する。

論文

Behavior of uranium-zirconium hydride fuel under reactivity initiated accident conditions

笹島 栄夫; 杉山 智之; 中村 武彦; 更田 豊志; 上塚 寛

Proceedings of 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (ENS RRFM2003), p.109 - 113, 2003/03

TRIGA炉燃料として世界的に使用されているウラン水素化物ジルコニウム燃料(U-ZrHx)について、事故条件下での燃料挙動データを得ることを目的とし、NSRR実験を行った。これまでに5回のパルス実験をピーク燃料エンタルピ187$$sim$$483J/gの範囲で実施した。483J/gの実験で被覆管表面最高温度は約840Kに達した。被覆管表面温度は、パルス出力とともに急激に高くなり、187J/g以上の実験でDNBが生じた。DNBは、UO$$_{2}$$燃料棒を用いたNSRR実験と比べ、より低い燃料エンタルピで生じていた。燃料棒内圧は最高1MPaまで上昇した。これは、燃料から解離した水素の放出を示唆している。予備解析によると、480J/gの燃料エンタルピで、平均温度は約1300Kであり、過渡加熱条件での水素の解離圧は平衡圧に比べ十分小さい結果となった。U-ZrHx燃料ではペレットと被覆管のギャップが小さいため、比較的低いエンタルピからペレット/被覆管機械的相互作用による被覆管変形が生じ、過渡変形が最高約3%に達した。試験燃料棒は、これまでの実験範囲では破損は生じず、また337J/g以下の実験では、燃料溶融及びマイクロクラックの発生等の燃料ペレットミクロ組織の変化は観察されていない。

報告書

位置検出型核分裂計数管計測システムの性能検証試験

山岸 秀志; 池田 裕二郎; 伊藤 浩; 角田 恒巳; 中川 正幸; 岩村 公道; 田畑 広明*; 浦上 正雄*

JAERI-Tech 2000-037, p.12 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-037.pdf:1.12MB

$$gamma$$線下で作動し、広計測レンジ及び高位置分解能を有した位置検出型核分裂計数管(PSFC)の開発を日本原子力発電株式会社との共同研究の下で進めている。PSFCの作動原理と性能を検証するため、ソレノイド電極構造のPSFC模擬体と計測用電子回路を試作した。これらを用いて、核分裂計数管電極に誘起されるような微小の疑似電流パルス信号により、PSFC計測システムのシミュレーションを行った。この結果、PSFCを用いた中性子束分布計測システムは、有効電極長が1000mmの長尺であるにもかかわらず7.5mm以下の極めて高い位置検出分解能を有すること、及び6桁以上の広い計測レンジが得られることを確認した。今後、PSFCを試作して中性子束分布計測性能を試験する予定である。

論文

Neutronic design of pulse operation simulating device for in-pile functional test of fusion blanket by MCNP

長尾 美春; 中道 勝; 河村 弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.423 - 426, 2000/03

核融合実験炉の運転形態の一つにパルス運転モードがある。この運転形態におけるトリチウム増殖ブランケットの工学的データ(熱特性、トリチウム放出特性等)は、ブランケットの設計に必要不可欠なことから、核分裂炉においてパルス運転を模擬した照射試験を行うための試験体の設計を行った。この試験体では、窓付のハフニウム製の中性子吸収体を回転させることにより、パルス運転を模擬する。核設計に際しては、モンテカルロコードMCNPを使用し、試験体が実際に炉内に装荷された場合を想定した解析を行った。パルス運転モードにおける工学的データを得るためには、運転状態相当での熱中性子束が停止状態模擬時の少なくとも10倍以上あることが望ましいとされている。本核設計の結果から、パルス運転模擬時における試料部の熱中性子束の変化を約12:1にできることが明らかとなり、JMTRを用いた照射試験の見通しが得られた。

報告書

種々の反応度印加に対する動特性解析のための簡易プログラム:REARA

島川 聡司; 田畑 俊夫; 小向 文作

JAERI-Data/Code 99-045, p.31 - 0, 1999/11

JAERI-Data-Code-99-045.pdf:1.22MB

従来、動特性解析に用いられてきたアナログ計算機に替わるものとして、複雑な反応度印加条件に対して簡易かつ迅速に解析可能なデジタル計算機用プログラム「REARA (REActivity Response Analyses program)」を開発した。このプログラムでは、自動制御棒効果や温度フィードバック効果などを考慮した解析、パルス中性子打込みに対する応答解析が可能となっている。本プログラムの解析結果の妥当性は、アナログ解析結果と比較することにより確認した。このプログラムを使用することにより、計算準備作業にかかる時間を飛躍的に節約することができる。また、原子炉運転員の訓練時に、動特性シミュレーションプログラムとしても利用できる。

報告書

Comparison between a steady-state fusion reactor and an inductively driven pulse reactor; Study as a power plant

堀池 寛*; 黒田 敏公*; 村上 好樹*; 杉原 正芳; 松田 慎三郎

JAERI-M 93-208, 31 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-208.pdf:0.91MB

核融合開発の方向に関する議論の一に運転形態が定常かパルスかと言う議論がある。これはトカマクの電流励起についての原理的なものであるが今迄定量的に比較研究された事が無かった。本報はSSTRを定常炉のリファレンスとしてこれと同等技術ベースに則りこれに近いパルス炉の概念を決める事により相互の定量比較を試みた。内容は2部から成り、1つは疲労の効果の評価で、パルス炉は短時間で起動停止を繰返すため疲労が大でこれが炉寸法に与える効果を評価した。2はパルス的な熱出力の取り扱いで、電力網に送電する場合1日に何回も出力が零になる発電所は受け入れられないとすると、それを改良するのに蓄熱器が必要となるがその規模は炉の停止時間の函数となる。この点を他の要因-電源の規模に与える停止時間の影響と合わせて評価することによりパルス出力を補償するに必要な装置規模を評価した。以上の結果、炉の小型化の重要性が判った。

報告書

Experimental data report for test JM-2; Series of reactivity initiated accident test in the NSRR with fuel rod pre-irradiated in the JMTR

丹沢 貞光; 更田 豊志; 本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫

JAERI-M 91-157, 84 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-157.pdf:4.65MB

本報告書は、1990年1月にNSRRにおいて実施された、JMTR前照射燃料を用いた第2回目の実験であるJM-2実験により得られた実験データを取りまとめたものである。実験に使用した燃料は、PWR(14$$times$$14)型の短尺燃料であり、材料試験炉において約26,800MWd/tの燃焼度まで前照射を受けたものである。燃料のパルス照射は、新しく開発した二重容器型の実験カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行った。パルス照射による燃料の発熱量は、FPの化学分析により、116cal/g・UO$$_{2}$$(ピークエンタルピでいえば87cal/g・UO$$_{2}$$)以下と評価された。本実験では、燃料の破損は生じなかった。本報告書には、実験条件と実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及びパルス照射後行われた試験検査の結果が含まれている。

報告書

Experimental data report for test JM-1; Series of reactivity initiated accident test in NSRR with fuel rod pre-irradiated in JMTR

石島 清見; 丹沢 貞光; 更田 豊志; 本間 功三*; 藤城 俊夫

JAERI-M 91-127, 77 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-127.pdf:4.15MB

本報告書は、1989年7月にNSRRにおいて実施された第1回目の照射済燃料実験であるJM-1実験により得られた実験データを取りまとめたものである。実験に使用した燃料は、PWR(14$$times$$14)型の短尺燃料であり、材料試験炉JMTRにおいて約20,000MWd/tの燃焼度まで予備照射を受けたものである。燃料のパルス照射は、新しく開発した二重容器型の実験カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行った。パルス照射による燃料の発熱量は、FPの化学分析により126cal/g・UO$$_{2}$$(ピーク燃料エンタルピでいえば95cal/g・UO$$_{2}$$)以下と評価された。本実験では燃料は破損しなかった。本報告書には、実験条件と実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及びパルス照射後行われた試験検査の結果が含まれている。

論文

Pulsed field loss characteristics of the Japanese test coil for the large coil task

辻 博史; 奥野 清; 高橋 良和; 安藤 俊就; 島本 進; 小笠原 武*

IEEE Transactions on Magnetics, 17(1), p.42 - 45, 1981/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:69.18(Engineering, Electrical & Electronic)

IEA国際協力で行われているLarge Coil Task用の日本の超電導テストコイルにおけるパルス磁界損失諸特性について検討の結果について報告する。

報告書

反応度事故条件下における燃料破損挙動に及ぼす発熱分布の影響; NSRRによる濃縮度パラメータ実験

大西 信秋; 丹沢 貞光; 北野 照明*

JAERI-M 7990, 54 Pages, 1978/11

JAERI-M-7990.pdf:2.98MB

本稿は、NSRRにおけるパラメータ実験の一つである濃縮度パラメータ実験の実験結果について述べたものである。本実験は、濃縮度5wt%、10wt%および20wt%の試験燃料を用いて濃縮度の違いによるUO$$_{2}$$ペレット内の発熱分布の相違が燃料破損挙動に及ぼす影響を調べた。

論文

NSRRの実験報告,1; 軽水炉燃料の常温・常圧下での破損実験

石川 迪夫; 星 蔦雄; 大西 信秋; 吉村 富雄*

日本原子力学会誌, 19(7), p.473 - 480, 1977/07

 被引用回数:0

NSRRは、50年10月我国最初の燃料破損実験を開始し、反応度事故時の燃料破損挙動の究明を目的とした試験研究を実施している。 51年12月末までに行なった燃料破損実験は103回で、実験の内容は?)燃料の発熱量を段階的に変化させ燃料の破損挙動の概要を把握することを目的としたスコーピング試験、??)燃料内に水が浸入した場合の破損しきい値、破壊エネルギ等を調べる浸水燃料実験、???)ペレット-クラッド間のギャップ熱伝達率の燃料挙動に及ぼす影響を調べたギャップ燃料試験、および??)その他の実験に大別される。 本報告では、これらの実験で得られた成果の概要について報告する。

報告書

NSRR大気圧カプセル及び実験計装の現状

山崎 利; 菊池 隆; 豊川 俊次; 宇野 久男; 谷内 茂康; 菊地 孝行

JAERI-M 7105, 77 Pages, 1977/06

JAERI-M-7105.pdf:1.89MB

本報告書は、昭和52年2月現在までのNSRR実験おいて使用している大気圧カプセル及び実験計装の現状と使用要領について述べたものである。これらのカプセル及び実験計装を用いて現在まで100回以上の燃料破損実験を実施し、有益な実験データの収録に成功している。実験計装については、温度、圧力、水塊速度などについては、ほぼ満足のゆく結果を得ている。今後さらに、水撃力計、ポイド計、燃料ミート温度、等の改良、開発に努める予定である。

報告書

NSRR臨界および特性試験報告

NSRR管理室; 反応度安全研究室

JAERI-M 6791, 268 Pages, 1976/12

JAERI-M-6791.pdf:8.58MB

NSRRの定常運転に先だって、臨界及び特性試験を実施した。試験は、臨界近接から標準炉心を構成し炉心の核的特性測定を主とした零出力試験、300KW定格出力までの出力上昇試験とパルス運転試験に大別できる。試験の結果、NSRRの炉特性は設計値と極めて良く一致し、定格運転ならびにパルス運転を安全かつ安定に行なえる事が確認出来た。本報告は、臨界特性試験の結果を纏めたものである。

報告書

Measurement of Multiple Control Rods Reactivity Worths in Semi-Homogeneous Critical Assembly

金子 義彦; 秋濃 藤義; 安田 秀志; 黒川 良右; 北舘 憲二; 竹内 素允

JAERI-M 6549, 59 Pages, 1976/05

JAERI-M-6549.pdf:1.48MB

多数本の制御棒価値をはじめ、大きな頁の反応度測定技術の研究開発について、半均質臨界実験装置において行なわれた活動をまとめたものである。まず、第一に増倍系における離散的固有値の存在に関する理論的・実験的考察を行なうと共に、その測定においては、遅発中性子モードの減衰を考察したumbolding法の適用が必要であることを指摘した。つぎに、SHE-8及びSHE-T1炉心における多数本制御棒の反応度価値の測定に対する改良形King-Simmons流のパルス中性子法の適用についてのべた。さらに、同じ実験配置について、空間高涸波や動的歪曲を色含するために空間積分方による多点観測の有効さを、面積形のパルス中性子法、中性子源増倍法、およびロッドドロップ法について実証して約35中までの反応度測定が可能であることを示した。最後に極性相関実験法の改良についてのべ~12中まで測定可能な反応度領域を広げることに成功したことを付け加えた。

報告書

高温ガス冷却炉の実験用制御棒の反応度効果

金子 義彦; 秋濃 藤義; 黒川 良右; 北舘 憲二

JAERI-M 4971, 67 Pages, 1972/09

JAERI-M-4971.pdf:2.74MB

高温ガス冷却実験炉の本設計にさきだちその制御棒を核的に模擬した実験用制御棒の反応度効果をパルス中性子法によりSHEにおいて測定した。この実験用制御棒は、外径50mm、内径30mm、グロス密度2.02g/cm$$^{3}$$、高さ50mmの10wt%B$$_{4}$$C入り加圧成型黒鉛ペレット多数を薄肉厚アルミニウム円筒に収納したものである。SHEにおける制御棒の配置は実験炉における配置に類似した一重円環を主とした30パターンである。実験結果を二群拡散理論により解析し次の結論を得た。1)制御棒間には相互干渉効果が存在しているが、ほぼ√6M$$^{2}$$以上に制御棒間距離を選べばその効果はほとんどなくなる。2)制御棒の反応度効果はB$$_{4}$$C濃度10wt%程度ではまだ濃度に対して飽和していない。3)多数体制御棒の反応度効果は、束中性子群に対する制御棒表面の直線外挿距離を半実験的に決定すればニ群拡散という簡単な計算方法でも約8%の精度で予測しうる。

報告書

JRR-4の中性子計装の改装; 起動系・校正信号発生器・高圧電源

金原 節朗; 木村 和磨; 熊原 忠士; 猪俣 新次; 薄羽 皓雄*; 田和 文雄

JAERI-M 4823, 133 Pages, 1972/06

JAERI-M-4823.pdf:5.2MB

43年度から中性子計装の標準化を行なって来ており、既にJRR-2、3、4、のリニアN系、ログNペリオド系の改装を行なって来たが、今回はJRR-4の起動系、校正信号発生器、高圧電源等の改装を行なったのでその報告をまとめたものである。改装の特徴は、NIMモジュール(5インチ型)を用いた点と回路の主要素子としてIC化を行なった点であり、特に今回の起動系はパルス系であるためディジタル回路やパルス技術が用いられた点新しい点である。これらの内容を各ユニット毎と、ビン単位に組立てられたセット毎に回路構成、特性等について述べている。

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