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郡司 智; 外池 幸太郎; Clavel, J.-B.*; Duhamel, I.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.51 - 61, 2021/01
被引用回数：1 パーセンタイル：11.54(Nuclear Science & Technology)新しい臨界実験装置STACY更新炉は、燃料デブリに関連する臨界計算の検証に貢献することができ、原子力機構(JAEA)と仏IRSNの共同研究として実験炉心設計が進行中である。この論文では、燃料デブリの溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を模擬した模擬燃料デブリの臨界特性を測定するための新しいSTACYの炉心設計を最適化するために適用される方法を示す。炉心設計がコード検証に関連していることを確認するには、関心のある主要な同位体が持つ反応度価値と、断面積に対する実効増倍率k
の感度を評価することが重要である。この研究で説明されている燃料デブリの場合、特にそのコンクリート組成では、ケイ素が断面に対するk
感度が最も高くなる核種である。最適なアルゴリズムを使用して評価に最適な炉心設計を効率的に見つけ、ケイ素の捕獲断面積の高い感度を得るために、格子ピッチや炉心の寸法などのいくつかのパラメーターを調整した。これらの最適化手法の適用結果に基づいて、MCCIの興味深い感度フィードバックを得るための新しいSTACYでの燃料デブリの現実的な一連の実験を定義できた。この方法論は、新しいSTACYの他の実験条件を設計するのに役立てることができる。
広田 憲亮; 柴田 裕司; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 土谷 邦彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(12), p.1276 - 1286, 2020/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ケーブル長に沿った電位分布の安定性を達成することを目的として、高温条件に供された時の電気的特性に対する無機絶縁(MI)ケーブルの材料の影響を伝送テストによって調査した。その結果、MIケーブルの絶縁材料として、酸化アルミニウム(Al
O
),酸化マグネシウム(MgO)が選定され、ケーブルに沿った電圧降下の発生を確認した。有限要素法(FEM)に基づいた解析を実行し、終端部で検出された電位の漏れを評価した。伝送テストと解析による電圧降下の収率は、AlOおよびMgO材料のMIケーブルにおいてよい一致を示し、FEM解析結果と実験結果との相対的な関係を再現した。電圧降下を抑えるため、同様のFEM解析を行い、芯線直径(
)と芯線間距離(
)を変化させた。の変化を考えた場合、MIケーブルの電位分布は、絶縁材料の直径(
)をで割って得られる比率
が0.35で最小電圧降下となった。を変化させた場合、最小電圧降下は0.5のl/であった。
杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09
使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。
沖田 将一朗; 田崎 誠司*; 安部 豊*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.178 - 184, 2020/09
京都大学加速器中性子源(KUANS)は、現在国内で稼働している小型加速器中性子源の一つであり、分光器や検出器の開発に活用されている。さらにKUANSは、比較的低い中性子発生強度のため、減速材設計に関する実験研究に適した施設でもある。KUANSのビーム強度の増加を図るため、リエントラントホールを有する減速材の核設計を実施し、KUANSを利用して設計の妥当性を確認する実験を行った。PHITSを用いた計算によって、リエントラントホールを有するポリエチレン減速材の核設計を実施し、その減速材から得られるビーム強度を実験的に測定したところ、これまで使われていた直方体形状の減速材を用いた場合の1.9倍のビーム強度が得られた。さらに直方体形状の減速材から得られるビームに対する波長毎のビーム強度比は、波長の長い中性子ほど増加し、最大で3倍程度になった。興味深いことに、減速材にリエントラントホールを設けることにより、長い波長の中性子ほどより効率的に減速材の中から取り出されることがわかった。
中島 宏; 中根 佳弘; 増川 史洋; 松田 規宏; 小栗 朋美*; 中野 秀生*; 笹本 宣雄*; 柴田 徳思*; 鈴木 健訓*; 三浦 太一*; et al.
Radiation Protection Dosimetry, 115(1-4), p.564 - 568, 2005/12
被引用回数：8 パーセンタイル：48.93(Environmental Sciences)大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、世界最高出力の高エネルギー加速器施設が建設されている。そこで、施設の合理的な遮蔽設計を行うために、J-PARCの遮蔽設計では、簡易計算手法と詳細計算手法を組合せた設計手法が使われている。ここでは、J-PARCの遮蔽設計にかかわる研究の現状について報告する。
小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫
JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB
「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。
奥村 啓介
日本原子力学会第36回炉物理夏期セミナーテキスト, p.81 - 102, 2004/08
不連続因子を使用する近代ノード法は、近年の商業用軽水炉の炉心特性解析において、広く利用されるようになってきた。これらの基礎理論,数値計算手法,計算結果の例について、初心者向けに解説する。
中田 哲夫*; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.478 - 489, 2003/12
GTHTR300は、熱出力600MWtの安全性の高いブロック型高温ガス炉と約46%の高い熱効率を持つガスタービンシステムを組み合わせた簡素で経済性に優れた発電システムである。本報告では、核熱流動設計の特長と最新の成果を報告する。GTHTR300の炉心は、高性能燃料の適用とサンドイッチシャッフリング燃料交換方式の採用を通じて、わずか1種類の燃料のみで、(1)取り出し平均燃焼度12万MWd/t,(2)燃料炉内滞在時間1460日で稼働率90%以上、など厳しい所期の目標をすべて満足できた。これにより高性能で経済性の高い炉心を構成できることが確認できた。さらに制御棒操作方法を改善して、同一スタンドパイプ内にある制御棒1対の引き抜き価値を0.2%
k以下に抑え、最高出力密度をほぼ13W/cm
以下、燃料最高温度1400
C以下として安全裕度の増加に寄与できることを確認した。
奥村 啓介
JAERI-Data/Code 98-025, 243 Pages, 1998/10
JAERI-Data-Code-98-025.pdf:10.15MB
MOSRA-Lightは、4次の多項式展開ノード法(NEM)に基づく、X-Y-Z体系3次元中性子拡散計算コードである。4次のNEMはメッシュ幅に敏感でないため、20cm程度の粗メッシュを使用しても正確な計算が可能である。未知数の数が劇的に少なくなるため、非常に高速な計算が可能となる。更に、本コードではベクトル計算機に適した「境界分離チェッカーボードスウィープ法」を新たに開発して採用した。この方法は、問題の規模が大きくなるほど高速化率も増大するため、極めて効率的である。PWR炉心計算の例では、スカラー計算との比較で20倍~40倍の高速化率が得られた。ベクトル化と粗メッシュ法の両効果を合わせると、従来の有限差分法に基づくスカラーコードに比べて1000倍以上の高速化率となる。
遮蔽安全性実証解析専門部会
JAERI-Tech 96-001, 135 Pages, 1996/01
本報は、「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編」として、燃料サイクル施設等の遮蔽設計計算の実際を示したものである。ここでは燃料サイクル施設等として、ウラン加工施設、MOX加工施設、再処理施設および輸送容器を対象とした。これら、4施設等に対する遮蔽設計の実際的アプローチを、(1)遮蔽設計に係わる方針、(2)遮蔽計算の方法、(3)遮蔽計算の例題、および(4)遮蔽計算チェックシートの4項目に分けて記載した。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」の「安全確保の考え方ワーキンググループ」(リーダー:小佐古敏荘 東京大学助教授)のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同ワーキンググループで検討を加えた。
遮蔽安全性実証解析専門部会
JAERI-Review 96-002, 30 Pages, 1996/01
JAERI-Review-96-002.pdf:2.11MB
本報は「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 Q&A編」として、遮蔽安全設計やその評価に携わろうとする人々が共通して持つ疑問(Q)に対し、解答(A)を示したものである。Q&Aとしては、約40項目あり、これらは、(1)遮蔽の概要、(2)遮蔽設計の方法、(3)遮蔽材、(4)バルク遮蔽、(5)ストリーミング、(6)スカイシャイン、および(7)遮蔽性能の確認、の7分野に分けて記載されている。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同専門部会で検討を加えた。ここで、本報には、日本原子力研究所が、科学技術庁から受託した「平成5年度遮蔽安全性実証解析」の成果の一部を含んでいる。
A.Saltelli*; T.H.Andres*; 本間 俊充
Computational Statistics & Data Analysis, 20, p.387 - 407, 1995/00
被引用回数：42 パーセンタイル：89.63(Computer Science, Interdisciplinary Applications)本報告では、感度解析における正確さと再現性の観点から反復部分因子法(IFFD)の性能評価を行った。その結果、IFFDは十分大きなサンプル数では高い再現性を示した。また、モデル出力と入力間の2次の効果を検出できる点で線形手法より優れているが、それ以上のオーダーの効果を扱う点では問題がある事が明らかとなった。
山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一; 徳原 一実*; H.Werner*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.470 - 478, 1994/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)反射体制御棒の反応度価値の解析方法を検証するため、AVR動力プラントの高温および低温状態の制御棒価値の解析を行った。解析では、黒鉛突起部に挿入した制御棒の実効群定数を得るため、群定数を中性子束で重みずけする方法を使用した。制御棒価値は、高温工学試験研究炉(HTTR)用の核特性解析コードを用いて計算した。高温および低温状態の制御棒価値の実験値は、それぞれ6.81および6.47%
であった。高温および低温状態の実験値と解析値の差は、それぞれ10及び2%であった。本結果より、ここで用いた解析方法によりAVRの制御棒価値を十分正確に予測でき、更に小型高温ガス炉の反射体制御棒の核設計に使用できることが明かとなった。
July, 1993炉物理研究委員会
JAERI-M 93-254, 36 Pages, 1994/01
本報告は、1992年7月1993年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・雑音解析と制御・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌及びレポートに記載された論文である。
July 1992炉物理研究委員会
JAERI-M 92-209, 43 Pages, 1993/01
本報告は、1991年6月1992年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉の物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌に記載された論文である。
新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 浅井 清; 秋元 正幸
Proc. of the Joint Int. Conf. on Mathematical Methods and Supercomputing in Nuclear Applications,Vol. 1, p.466 - 476, 1993/00
原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、キーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のための検討を行っている。原子炉の設計においても他の分野と同様に試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野に比べて、多くの大型計算コードが使われ、解析作業の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため、計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。本報では、設計タスクの分析結果を基に、計算コード、入力データ、結合情報を記述した情報モジュールをモジュールの単位とし、結合のためのソフトウェアを介して、モジュール間の結合関係を自動的に判断して実効するシステムを、原研で概念設計中の新型炉SPWRの負荷追従解析を例題として試作し、検討した結果について述べる。
新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 秋元 正幸
動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1992, p.225 - 230, 1992/00
原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、このキーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のためにこれまでに行った検討結果について報告する。原子炉の設計においても他の分野の設計と同様、試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野の作業に比べて、より多くの大型計算コードが使われ解析の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。また、設計支援システムは設計者の思考を円滑にするように支援することが要求されることから設計者の思考過程を反映したシステムを構築することが要求される。以上のような観点から本報では設計タスクの分析とモデル化、これを基にしたモジュール統合化方式の試作による検討結果について述べる。
羽田 一彦; 大久保 実; 馬場 治
Nucl. Eng. Des., 132, p.13 - 21, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.88(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉第1種機器の高温配管及び中間熱交換器は、約900Cという高温で使用される。このような高温では、耐熱金属材料の機械的強度は低く、一方、構造部材の熱膨張は大きい。それ故、これらの超高温機器に作用する機械荷重及び熱荷重を低減することが是非とも必要であり、そのためには斬新な設計法が必要となる。HTTRでは、圧力荷重及び熱荷重を低減する方法として、耐圧耐熱機能を分離する二重管(あるいは二重胴)構造及び自由熱膨張を許す支持構造を採用し、更に、1次冷却材と2次ヘリウムの圧力をほぼ等しくしている。原研では、これらの設計法がHTTRに適用できることを実証するため、多くの設計・開発研究を実施してきた。本論文は、上記の設計法並びにそれらの実証性について詳細に述べたものである。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 成田 秀雄*
JAERI-M 85-105, 113 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉の設計のために行われた、ビーム実験孔設備の遮蔽解析についてまとめた。すなわち、一般用及び中性子ラジオグラフイ用実験孔設備、並びにガイドトンネル設備に対する遮蔽解析の方法と解析結果について述べている。実験孔のストリーミング解析には、MORSE-CGコードとDOT-3.5コードを用いている。
土橋 敬一郎; 秋濃 藤義; 永岡 芳春; 石黒 幸雄
JAERI-M 9781, 78 Pages, 1981/11
本報は、東海研究所に53年6月に設置された熱中性子炉体系標準コードシステム検討会の下の原子炉核設計ワーキング・グループの55年度までの活動をまとめたものである。まず、これまでのSRACシステムの開発経過及びその概要について記述される。次に、55年度後半にSRACシステムを使って行われたTCA、JMTRC、DCA及びSHEの熱中性子炉体系に対するベンチマーク・テスト結果、研究炉の低濃縮化に関するIAEAベンチマーク計算及び速中性子領域群定数評価のための高速炉系ベンチマーク計算結果について触れられる。
