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報告書

FBRプラントにおけるき裂進展評価手法の高度化に関する研究(Phase II)平成14年度(共同研究報告書)

飯井 俊行*; 渡士 克己; 土井 基尾; 橋本 貴司

JNC TY4400 2003-002, 63 Pages, 2003/03

JNC-TY4400-2003-002.pdf:3.95MB

今年度は昨年度に引き続きFBRプラントの維持規格立案に向け具体的展開を図るべく、クリープ域にて想定すべきき裂の健全性評価手法の調査・開発および熱応力下疲労き裂進展挙動の評価(特に評価不要欠陥選定の基礎となる低荷重域のき裂進展データ取得)を実施し、き裂進展評価手法の高度化を進めた。具体的な成果は次の通りである。(1)亀甲状欠陥の強度評価手法の開発 本年度はモデル化した亀甲状き裂が軸方向複数き裂、周方向複数き裂各々が独立に存在する場合と同じと考えてよいことを破面調査により確認し、その後現状にて解が存在しない周方向複数き裂の軸対称曲げ荷重条件下内表面環状き裂のK値解の簡易評価法を開発し、その妥当性を有限要素解析結果を用いて評価した数値解と比較することにより確認した。(2)クリープ疲労き裂進展評価手法の高度化 本年度は仏国規格A16(3RD DRAFT, 12/31/1995版)解説書を入手できたので、この全訳(ドラフト)を作成し、この内容をもとにA16とJNC作成欠陥評価指針(案)の比較を行った。(3)熱応力下疲労き裂進展挙動の評価 熱応力対策が十分に施されたFBRプラントを念頭におき、熱応力下疲労き裂進展挙動を精度よく推定するため、昨年度に引き続き低荷重域の疲労き裂進展データを取得した。き裂閉口が生じない結果、疲労き裂進展抵抗の上限値に近いデータが得られることを期待し、ASTM E467に準じKMAX=一定試験法により実験を行った。得られたデータをJSME軽水炉プラント維持規格の評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図を超える場合があることがわかった。JSME評価線図は元来原子力プラントに使用されている材料を対象としているために直ちに問題となることは無いが、この評価線図の安全裕度については今後検討していく必要があると考える。また本年度は時間を要する低荷重域疲労き裂進展データの取得を促進すべく、高温試験にも対応可能な大容量高速

報告書

緊急時における野外モニタリング手法に関する研究

伊藤 慶文*; 久米 恭*; 大谷 暢夫*

JNC TJ4440 2003-002, 284 Pages, 2003/03

JNC-TJ4440-2003-002.pdf:11.68MB

原子力施設に於ける臨界事故時等に発生する高強度放射線に対する放射線用計測器の応答特性を調査し、緊急時における線量評価手法の確立に資することを目的として、タンデム加速器で得られるヘリウムビーム照射によるベリリウムターゲットから放射される高強度中性子をレムカウンター、AU箔・IN箔放射化、およびTLD積分線量計を用いて計測した。又、モンテカルロシミュレーションコード(NRESP)を用いてレムカウンターの感度特性を調査した。これらより、以下のことが明らかにされた。1)ビームエネルギーが15MEV、電流が0.8ミュウAの場合、ターゲットより100CM離れた位置での中性子線量等量は、熱中性子16$$sim$$27ミュウSV/H、中束中性子

報告書

環境放射線の測定手法に関する研究(中性子測定技術の開発)

久米 恭*

JNC TJ4440 2003-001, 224 Pages, 2003/03

JNC-TJ4440-2003-001.pdf:6.9MB

現在、放射線利用は原子力分野をはじめ幅広い産業分野での応用が進んでいる。放射線測定技術の開発はそれらの分野において一定の波及効果が見込める課題である。本研究では、前年度に引続き、検出技術の困難さから開発余地の大きく残る中性子測定技術の開発を行った。本年度は、熱中性子測定に使用した液体シンチレータ検出器を速中性子測定に応用する技術開発を行った。その結果、速中性子測定において感度の高いシステムの開発が可能となった。また、シミュレーション計算により実験値の検証を行い、検出器素材についての考察及び簡便な測定回路の構築を行った。更に、液体シンチレータ使用時に発生する設置場所や容器等の問題をクリアするため、中性子線束測定器としての無機シンチレータの性能評価も実施した。

報告書

平成5年度JRR-3M中性子ラジオグラフィ研究会報文集; 1994年2月3$$sim$$4日、東海村

研究炉部

JAERI-Conf 95-006, 207 Pages, 1995/03

JAERI-Conf-95-006.pdf:9.47MB

本報文集は平成5年度JRR-3M中性子ラジオグラフィ研究会において行われた講演を基に、それぞれの研究者が執筆した論文を収録したものである。本研究会は平成6年2月3、4日に開催された。研究発表16件、参加者46名であった。今回の研究会の特徴は研究発表の増加とともに新分野における応用の提案、および中性子ラジオグラフィ技術への新たな試みがなされたことである。外国における中性子ラジオグラフィの研究が2件紹介された。また、特別講演も1件招待した。

報告書

ハルデン原子炉計画における日本の燃料照射研究; ハルデン共同研究(1991-93年)の成果

ハルデン共同研究合同運営委員会

JAERI-Tech 94-021, 79 Pages, 1994/09

JAERI-Tech-94-021.pdf:2.21MB

原研は、1967年以降ハルデン原子炉計画に加盟し、国内諸機関との間で共同研究を実施している。本報告書は1991-93年(第9期加盟)の3ヶ年間に実施された8件の共同研究の成果をとりまとめたものである。具体的内容は、軽水炉用MOX燃料の照射、ATR燃料の負荷追従、軽水炉燃料挙動解析、新型燃料の照射挙動、MOX燃料の照射特性、KWU&B&W型燃料の照射挙動、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$入り燃料と改良燃料の照射挙動及びガンマサーモメーターの照射特性についてである。当該期間に1件を除き、研究を終了し、MOX燃料に関する知見、ATR燃料に関する知見、新型及び改良燃料に関する知見、解析コード開発と検証、燃料ペレットの熱拡散率のデータ取得、$$gamma$$サーモメータの活用に関する知見等の成果を得た。

報告書

平成4年度JRR-3M中性子ラジオグラフィ研究会報文集; 1993年2月25$$sim$$26日,東海村

研究炉部

JAERI-Conf 94-002, 154 Pages, 1994/07

JAERI-Conf-94-002.pdf:5.73MB

JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置は平成3年度より一般利用を開始した。本装置の性能は高中性子束など世界第一級のものである。特にリアルタイムの鮮明な動画像が取得できることは広い応用分野を持つこととなった。所内における利用だけでなく、諸大学との協力研究が盛んに行われている。これらの成果を持ち寄り討論する場としてJRR-3M中性子ラジオグラフィ研究会を平成3年度に続いて、平成4年度も開催した。本報文集はこの第2回目となる研究会において発表された資料及び研究論文を収録したものである。なお、研究会は平成5年2月に2日間にわたって開かれ、研究発表12件、参加者約30名であった。

報告書

燃焼核特性に対する感度解析コードの整備(II)

花木 洋*; 三田 敏男*; 大橋 正久*

PNC TJ9124 94-007, 723 Pages, 1994/03

PNC-TJ9124-94-007-Vol1.pdf:22.78MB
PNC-TJ9124-94-007-Vol2.pdf:13.26MB

FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、重要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した修正炉定数を開発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。しかし大型炉の炉心設計において、反応率分布、制御棒価値等の静的核特性のみならず、燃焼反応度損失、増殖比といった燃焼特性の精度良い評価も重要である。そこで「常陽」等の豊富な実機燃焼データを有効に活用して、燃焼核特性の設計予測精度を向上させることが考えられる。「常陽」等の実機燃焼データを設計で有効に活用するためには、燃焼核特性に対する核データの感度係数を解析し、これを用いて炉定数調整を実施する方法が最も有力である。また設計対象である大型炉の燃焼核特性の感度係数を評価すれば、その燃焼特性の設計精度を定量的に把握することも可能となる。そこで本研究では平成4年から燃焼核特性に対する核データの感度係数を解析するシステムの整備を実施してきた。平成4年度は「常陽」のデータを用いて予備的な炉定数調整を実施してその効果を確認した。本年度は、FBR大型炉設計に適用する観点から大型炉設計体系で燃焼核特性に対する感度解析システムの妥当性を検討した。2年間のシステム整備の成果は次の通りである。(1) 燃焼核特性の感度係数を、複数サイクル及び燃料交換を考慮して解析可能なシステムを整備したことにより、実機燃焼データを用いた炉定数調整及び設計対象である大型炉の予測精度評価が可能となった。対象とする特性は、燃焼反応度損失、増殖比に加え原子数密度、実効増倍率、反応度価値、反応率比及び反応率分布について燃焼による変化を考慮できる。(2) 直接計算結果との比較により、整備したシステムの妥当性を確認した。

口頭

温泉水中のスカンジウムを回収するグラフト吸着材の作製

瀬古 典明; 笠井 昇; 玉田 正男; 市川 栄一*

no journal, , 

近年、アルミニウム合金の耐熱性の向上や燃料電池の電解質に有用な元素としてスカンジウムが注目されている。現在スカンジウムは、100%海外に依存しており資源の確保が求められている。そのため、低濃度で温泉中に溶存するスカンジウムを回収可能な吸着材を放射線グラフト重合法で合成し、その特性について評価した。pH0.5から3の酸性域で100ppbに調製したスカンジウム溶液中で2時間浸漬撹拌したところ、pH1から3の範囲での高い吸着特性を示し、pH2では98%の回収率であった。さらに、pH2に調製した40ppbのスカンジウム溶液を36$$^{circ}$$C及び92$$^{circ}$$Cに保った恒温水槽中で2時間浸漬撹拌させた際、92$$^{circ}$$Cにおいては、わずか10分の接触で97%のスカンジウムが吸着可能であった。また、草津温泉にてスカンジウムの濃度がそれぞれ18, 40ppbである酸性温泉排水(pH1.8, 36$$^{circ}$$C)及び源泉(pH1.4, 92$$^{circ}$$C)中に浸漬させたところ、2時間の浸漬でそれぞれ吸着材1kgあたり70mg, 620mgのスカンジウムを回収することができた。

口頭

有機系材料におけるトリチウム水蒸気の挙動に関する研究

小林 和容; 林 巧; 西川 祐介*; 大矢 恭久*; 山西 敏彦; 奥野 健二*

no journal, , 

ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出や作業従事者被ばくを低減し安全を確保する観点から、材料表面におけるトリチウムの汚染挙動を把握することは非常に重要である。特に、ホットセルでのメンテナンス時等において各種材料は高濃度のトリチウムに曝される。それら各種材料のトリチウム汚染挙動を把握するために、建屋内に用いられる有機系材料であるアクリル樹脂,ブチルゴム及びエポキシについてトリチウム水蒸気への曝露・除染試験をし、脱離係数を求めるとともに、その後さらにパージガス中の水分濃度をパラメーターに、材料表面に残留するトリチウムの除染効果について検討した。脱離係数は、ステンレス鋼と同程度であり、吸着されたトリチウム水蒸気は非常に取れにくく、また10000ppm程度の水分を添加することにより除去効果があることが明らかになった。

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