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規格・テクニカルリポート類

NSRR高速炉燃料実験用ナトリウム取り扱い設備の開発,1; 純化・充填及び試験部循環設備

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NSRR高速炉燃料実験用ナトリウム取り扱い設備の開発,1; 純化・充填及び試験部循環設備

資料種別
規格・テクニカルリポート類
著者
中村 武彦ほか
出版者
-
出版年
2000-03
資料形態
デジタル
ページ数・大きさ等
-
NDC
-
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資料に関する注記

一般注記:

出版タイプ: NA軽水炉の運転により生成されるプルトニウムの利用及びアメリシウム等の長半減期放射性物質の消滅処理の担い手として期待される高速炉の実用化にあたっては、軽水炉とは大きく異なる事故時燃料挙動等の解明及びこれに基づく安全評価指針類の整備が不可欠である。原研の原子炉安全性研究炉(NSRR)では...

資料詳細

要約等:

軽水炉の運転により生成されるプルトニウムの利用及びアメリシウム等の長半減期放射性物質の消滅処理の担い手として期待される高速炉の実用化にあたっては、軽水炉とは大きく異なる事故時燃料挙動等の解明及びこれに基づく安全評価指針類の整備が不可欠である。原研の原子炉安全性研究炉(NSRR)では、高速炉燃料をナト...

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書誌情報

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デジタル

資料種別
規格・テクニカルリポート類
著者・編者
中村 武彦
池田 良和
谷内 茂康
大河原 正美
吉永 真希夫
田苅子 功
豊川 俊次
片西 昌司
傍島 眞
出版年月日等
2000-03
出版年(W3CDTF)
2000
並列タイトル等
Development of sodium facilities for NSRR fast reactor fuel tests, 1; Purification, charging and test loops
タイトル(掲載誌)
JAERI-Tech 2000-019
対象利用者
一般
一般注記
出版タイプ: NA
軽水炉の運転により生成されるプルトニウムの利用及びアメリシウム等の長半減期放射性物質の消滅処理の担い手として期待される高速炉の実用化にあたっては、軽水炉とは大きく異なる事故時燃料挙動等の解明及びこれに基づく安全評価指針類の整備が不可欠である。原研の原子炉安全性研究炉(NSRR)では、高速炉燃料をナトリウム冷却条件でパルス照射して、過渡出力事故時の燃料挙動を解明するためのナトリウム取り扱い設備として、(1)純化・充填及び試験部循環設備、(2)試作ナトリウム・カプセルの開発と製作・設置を行った。本報告書は、この内、ナトリウムの純化運転等を行う(1)純化・充填及び試験部循環設備の開発及び製作・設置について、その目的、概要、仕様、性能、運転結果等をまとためものである。純化・充填設備はNSRR原子炉施設の一部であり、同設備により照射用カプセルへのナトリウムの注入が可能となった。また、試験部循環設備では、実験燃料を模擬としたヒーターピンを用いて伝熱特性試験や実験用計装の各種開発試験を行う。さらに、照射実験を実現するためには、パルス照射後の燃料やナトリウムで汚染されたカプセル等を取り扱う解体設備等を整備する必要がある。
一次資料へのリンクURL
/JAERI-Tech-2000-019.pdf (fulltext)