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Li, N.*; Sun, Y.*; 中島 邦久; 黒崎 健*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.343 - 353, 2024/03
被引用回数：1 パーセンタイル：23.64(Nuclear Science & Technology)福島原子力発電所(1F)事故では、表面積の大きなステンレス鋼(SS304)製の気水分離器や蒸気乾燥器にセシウムが大量に残っている可能性がある。そして、1F廃止措置においてこのようなCsは、放射性粉塵を生成する可能性があるため、安全上問題になることが予想される。しかし、水酸化セシウム(CsOH)の化学吸着により生成した酸化被膜の付着強度については、まだ、明らかになっていない。本研究では、CsOHによる化学吸着がどの程度酸化被膜の付着強度に影響するかスクラッチ試験機を用いて調査した。その結果、CsOHの化学吸着により酸化被膜の付着強度は低下したが、剥離させることはできなかった。
前川 藤夫; 池田 裕二郎; E.T.Cheng*
Fusion Engineering and Design, 42, p.229 - 233, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.35(Nuclear Science & Technology)ITER/EDAのR&Dタスクの一環として、D-T中性子照射した核融合炉材料からの崩壊熱測定実験を行った。崩壊熱の源となる照射試料から放出される
線と
線の全エネルギーを測定するため、1対の大型BGOシミュレータからなる全エネルギー吸収スペクトロメータを開発した。アルミ、銅、304型ステンレス鋼の試料を原研FNSのD-T中性子源で照射し、このスペクトロメータにより冷却時間1分~3日の範囲における各試料の崩壊熱を10~25%の実験誤差で測定した。測定値を誘導放射能計算コードREAC3による計算値と比較した結果、計算に使用した崩壊データライブラリには
崩壊に伴う消滅線が含まれていないことが判明した。消滅線まで考慮した結果、計算値は実験誤差内で測定値と一致した。
池田 裕二郎; A.Kumar*; 小迫 和明*; 今野 力; 大山 幸夫; 前川 藤夫; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; 前川 洋
Fusion Engineering and Design, 28, p.769 - 775, 1995/00
核発熱は核融合炉設計における基本的な核的パラメータである。カロリメーターを用いて開発した直接測定法により、14MeV中性子が支配的な場での主要構造材を対象とした測定データが、関連する核データの妥当性検証に有効であることを日米共同実験で示した。本件研究では、14MeV中性子のみならず、低エネルギー中性子及び2次線が支配的な遮蔽構造材SS304鋼中の核発熱率分布測定とその解析を示す。測定プローブとして、50
5050mmのSS304ブロックを用い、中性子照射に伴う温度上昇からSS304体系中の表面から深さ200mmまでの核発熱率を求めた。実験体系中の急な中性子束勾配に伴う熱流速の時間依存性を考慮し、ADINAT核熱結合計算コードを用いた計算値と測定値を比較した結果、
20%以内で良く一致し、JENDL-3に基づくKERMA係数の妥当性が実験的に示された。
