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論文

Fission gas release from irradiated mixed-oxide fuel pellet during simulated reactivity-initiated accident conditions; Results of BZ-3 and BZ-4 tests

垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06

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

In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.

論文

Diagnostics system of JT-60U

杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:3.03(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。

論文

Multichannel motional stark effect diagnostic discriminating radial electric field in the JFT-2M tokamak

神谷 健作; 木村 晴行; 星野 克道; 伊世井 宣明; 川島 寿人; 小川 宏明; 小川 俊英; 都筑 和泰; 上原 和也; JFT-2Mグループ

Review of Scientific Instruments, 72(7), p.2931 - 2935, 2001/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:41.2(Instruments & Instrumentation)

JFT-2M装置において、径電場分布の同時測定が可能な運動シュタルク効果を用いるプラズマ電流密度分布(内部ポロイダル磁場分布)計測装置を開発した。JFT-2M装置における2系統の加熱用水素中性粒子ビーム(電流方向、及び逆電流方向入射)を一つの光学系から同時に、かつ接線方向の視線で見込むことにより、高空間分解能で、かつ径電場に対する感度が最も良くなる。L-modeプラズマについて初期データを取得できた。磁場のピッチ角、及び径電場の測定精度はそれぞれ0.1$$^{circ}$$,4kV/m程度であり、この場合の時間分解能は約10msである。

報告書

JFT-2Mにおける多チャンネルMSE測定装置

神谷 健作; 三浦 幸俊

JAERI-Tech 2000-090, 17 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2000-090.pdf:0.97MB

運動シュタルク効果(Motional Stark Effect)を用いたプラズマ電流密度分布(内部ポロイダル磁場分布),及び径電場分布計測についてJFT-2M装置における加熱用水素中性粒子ビーム(電流方向,及び逆電流方向入射)を用いることで検討した。JFT-2MのP10ポートを利用することにより、2系統のビームを同時に、かつ接線方向の視線で見込むことができ、高空間分解能の計測が可能となる。さらにDual-MSEの手法を用いて径電場の寄与を分離し、精度良く磁場のピッチ角($$gamma_{p}$$=Tan$$^{-1}$$(B$$_{p}$$/B$$_{T}$$))と径電場が求められる。偏光角が0.1°の精度で測定できた場合、径電場はおよそ4.0[kV/m]程度の精度で求められることがわかった。

論文

Effects of radio-frequency-induced radial diffusion on triton burnup

山極 満

Physics of Plasmas, 1(1), p.205 - 207, 1994/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:27.93(Physics, Fluids & Plasmas)

イオンサイクロトロン周波数帯基本波加熱をともなうD($$^{3}$$He)プラズマにおいて高周波誘起径方向拡散がトリトン燃焼にもたらす効果について解析を行う。トリトン速度分布関数は径方向拡散項を含むフォッカープランク方程式より決定される。高周波パワーがプラズマ中心に極度に局在化する場合には、トリトンは第2高調波共鳴による高周波誘起拡散のために中心から追いやられ、D-T反応による14MeV中性子放射プロファイルが極端に平坦化される可能性がある。このことは中性子計測のみを通してイオンの高周波誘起径方向拡散が実証されるかもしれないことを意味する。

論文

Assessment of core radial power profile effect model of REFLA code by using CCTF data

井口 正; 村尾 良夫; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(7), p.536 - 546, 1987/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.8(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心内熱水力挙動に及ぼす炉心内半径方向出力分布の影響を評価するための筒便なモデルを作成し、再冠水現象解析コードREFLAに組込んだ。本モデは、水力挙動を完全混合仮定により予測し、熱的挙動を局所出力チャンネルに関して1次元的に取扱い、3次元解析を行わないところに特徴がある。本モデルにより、被覆管温度予測性能を改善した。安全評価解析で広く用いられている流体混合なしの仮定による予測よりも良好な予測結果を得た。本モデルにより予測結果は高出力領域で冷却過小であった。出力分布係数の増大とともに被覆管最高温度予測誤差は増大した。これらは、本モデルが被覆管最高温度を保守的に予測することを意味する。出力分布係数が大きい場合本モデルが保守的である理由は、高出力領域における冷却改善効果が考慮されていないためである。

論文

Core radial power profile effect on system and core cooling behavior during reflood phase of PWR-LOCA with CCTF data

秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.538 - 550, 1985/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:80.9(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の原子炉安全性評価において、炉心内熱水力挙動は平均出力棒で代表される一次元モデルで評価できると仮定されている。一次元的な取扱いの適用性を評価する目的で、炉心内に約2000の発熱棒を有する円筒炉心試験装置(CCTF)を用いて、種々の半径方向出力分布の下で総合試験を実施した。炉心を除いた一次系内の熱水力挙動に対しては、炉心内半径方向出力分布の影響は小さいことがCCTF試験結果により確められた。また、炉心内に急峻な半径方向出力分布がある場合でも、平均出力棒で代表される一次元モデルにより炉心内軸方向差圧分布を予測できることが確められた。炉心内熱伝達では半径方向出力分布に対する依存性が観察されたが、本報で解析した試験では一次元モデルによる最高温度計算値の誤差は15K以下であった。CCTF試験結果は、安全評価解析で用いられている一次元的取扱いを支持する。

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