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大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平
Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10
被引用回数：4 パーセンタイル：66.21(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
大釜 和也; 片桐 寛樹; 竹越 淳*; 羽様 平
Nuclear Technology, 207(12), p.1810 - 1820, 2021/12
被引用回数：4 パーセンタイル：44.61(Nuclear Science & Technology)In the prototype fast breeder reactor Monju, fixed absorber worth was measured as a difference of core reactivity measured by control rod worth between cores with and without a single or three fixed absorbers. In the present paper, the measurements were evaluated in detail and its reliability and usefulness as a validation data were investigated through a comparison with calculations using the latest neutronics design methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fixed absorber worth were 1.00
0.05 and 1.020.04, respectively. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.
光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟
JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03
JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB
高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・建設」, 「試運転」, 「原子炉安全」, 「炉心技術」, 「燃料・材料」, 「原子炉設備」, 「ナトリウム技術」, 「構造・材料」, 「運転・保守」, 「事故・トラブル経験」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。
奥村 義和; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Cara, P.*; Chauvin, N.*; Chel, S.*; Gex, D.*; Gobin, R.*; Harrault, F.*; Heidinger, R.*; et al.
Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.203 - 205, 2015/09
日欧協力のもと、国際核融合中性子照射施設(IFMIF)の工学設計工学実証活動(EVEDA)が2007年から開始されている。IFMIFにおける最大の開発課題は、40MeV/250mA/CWの重水素イオンビームを発生できる大電流加速器であり、現在、その原型加速器(9MeV/125mA/CW)の試験を六ヶ所村の国際核融合研究センターにおいて段階的に実施している。試験は日欧の事業チームメンバーと、入射器を担当したフランスサクレー研究所などの欧州ホームチーム,日本ホームチームのメンバーから構成される原型加速器統合チームが担当している。入射器については、2014年から試験を開始し、現在までに100keV/120mA/CWの水素イオンビームを0.3
mm.mrad以下のエミッタンスで生成することに成功している。2015年には、高周波四重極加速器(RFQ)用高周波電源の搬入据付が開始され、入射器の試験の終了とともにRFQ本体の据付も開始される予定である。本稿では、入射器の実証試験の結果とともに、RFQ,超伝導リニアック,高周波電源,ビームダンプ等の現状について報告する。
榎枝 幹男
高温学会誌, 30(5), p.256 - 262, 2004/09
ITERの真空容器内構造物の一つである遮蔽ブランケットの製作技術開発について報告する。遮蔽ブランケットの第一壁はベリリウム(アーマー),銅合金(熱シンク),ステンレス鋼(構造材)の3種類の金属から成っており、これらを接合するために高温等方圧加圧(HIP)法を適用した異種金属大型複雑構造物の接合技術を開発した。スクリーニング試験によるHIP条件選定及び選定条件によるHIP接合材の強度データ取得を行うとともに、第一壁部分モックアップの高熱負荷試験を行い除熱及び耐熱疲労特性が良好であることを確認した。また電磁力低減用として重要な第一壁及び遮蔽ブロックの深スリットに対して、ウォータージェットと放電加工を適用した施工技術を開発した。これらの技術を用い、第一壁パネルのプロトタイプモデル及び遮蔽ブロックの1/2部分モデルを試作して各々の製作手順を確立するとともに、第一壁の遮蔽ブロックへの組込が良好に行えることを確認して実機製作への見通しを得た。
辻本 和文; 河野 信昭; 篠原 伸夫; 桜井 健; 中原 嘉則; 向山 武彦; Raman, S.*
Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.129 - 141, 2003/06
マイナーアクチノイドの断面積データの検証のため、アクチノイドサンプルが英国PFRにおいて全出力換算日で492日間照射された。照射されたサンプルは、原研と米国オークリッジ国立研究所で成分分析された。お互いに独立なこれらの分析により、非常に有用な放射化学分析結果が得られた。主要核種(
U and 
Pu)とドジメータサンプルの予備燃焼解析結果をもとに、サンプル照射位置での中性子束を決定した。この論文(Part.2)では、燃焼解析と実験結果との比較を行った。その結果、
U, 
Pu, Am及びCmに対するFIMAは若干計算値は課題評価する傾向にあるもの、おおむね計算値と実験値はよく一致していた。しかしこれらの核種に対する
Ndの核分裂収率の誤差は非常に大きく、今後再評価していく必要があると考えられる。今回解析に用いたJENDL-3.2のMA核データに関しては、MAの核変換システムの概念検討には十分であるが、詳細設計を行うにはさらに改善されていく必要がある。幾つかの核種、特にPuと
Puの断面積データは新たな測定データによる再評価が必要である。
西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09
被引用回数：17 パーセンタイル：71.94(Nuclear Science & Technology)将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。
峰原 英介; 永井 良治; 沢村 勝; 高雄 勝*; 菊澤 信宏*; 杉本 昌義; 佐々木 茂美; 大久保 牧夫; 佐々部 順*; 鈴木 康夫; et al.
Proc. of the 5th Japan-China Joint Symp. on Accelerators for Nuclear Science and Their Applications, p.104 - 108, 1993/00
原研では、15MeVの超電導電子線型加速器を用いた高平均出力、準連続波加速可能な自由電子レーザーのプロトタイプを開発、建設している。超電導加速器をドライバーとするFELはレーザー本体の困難を大きく軽減する。現状及び将来計画について報告、議論を行う。
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。
田中 茂; 秋場 真人; 大楽 正幸; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 小又 将夫; 松田 慎三郎; 松岡 守; 水橋 清; 小原 祥裕; et al.
Fusion Technology, 7(3), p.391 - 398, 1985/00
JT-60トカマクの周囲に発生する磁場が中性粒子入射装置に与える影響をJT-60NBI原型ユニットに設置された模擬漏洩磁場発生コイルを用いて実験的に調べた。イオン軌道計算から予測されたように、漏洩磁場印加時には、ビームダンプ上の温度分布は?直方向に移動し、分布のピーク値も変化した。しかしながら、磁場打消コイルの動作により、これら移動距離及びピーク値は、許容範囲内に納まった。高速中性粒子の再電離損失のため、漏洩磁場印加時には、ビームターゲットに入射するパワーは、4~5%減少した。本実験の運動条件内では、各除熱機器への熱負荷は設計値以下であり、各機器とも漏洩磁場印加時でも、問題なく機能することが示された。
秋場 真人; 荒木 政則; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 栗山 正明; 北村 繁; 松田 慎三郎; 松岡 守; 向田 秀敏*; et al.
JAERI-M 82-045, 13 Pages, 1982/05
JT-60原型ユニットは1981年11月に完成し、直ちに実証試験運転が開始された。原型ユニットはJT-60NBIの14ユニットの建設に先立ち、その性能を実証するための装置である。本レポートは、これまでに得られた原型ユニットの実験結果をまとめたものである。主な結果は次の通りである。(1)75keV,70Aのイオンビームを10秒間安定に発生させる事ができた。(2)イオン源および各機器の性能も設計値通りであることを確認した。(3)JT-60からの漏洩磁場が存在しても、ビームはほとんど影響を受けず、PLTおよびCulham効果などは発生しないことを確認した。
峰原 英介; 小林 千明; 菊池 士郎
JAERI-M 7303, 12 Pages, 1977/10
タングステン線及び円板から成るアイオナイザーを通して負重イオンを引き出すスパッタ・イオン源を製作し、試験を行った。このアイオナイザーから構成されるアルカリ金属表面電離ガンを詳しく記述する。又、このガンとこのガンを用いたスパッタ負重イオン源の性能を報告する。3つのアルカリ金属、ナトリウム、カリウム、セシウムがこのガンで試みられ、1-2mAのカリウム・ビーム電流がマグネットの入口で得られている。負重イオノを引き出す為に試みられた、スパッタ物質とガスは炭素、銅、アルミニウム、モリブデン、酸素及び空気である。炭素と空気の場合、次の分析電流値が得られている。C
について、2-5-
A(ファラディ・カップ)、4.6-11A(出口スリット)、2Cについて3-5A(ファラディ・カップ)、6.8-11A(出口スリット)、、Oについて11-15A(ファラディ・カップ)、25-34A(出口スリット)。入口において全ビーム竃流値は200-400Aである。
江里 幸一郎; 関 洋治; 鈴木 哲; 横山 堅二; 山田 弘一; 平山 智之
no journal, ,
ITER建設に向け、原子力機構ではITER用ダイバータ外側垂直ターゲット製作に向けた技術開発を進めている。本報では、タングステンダイバータ用プラズマ対向ユニットの実機長プロトタイプ製作結果およびそれを用いた高熱負荷試験の結果に関する最近の成果を報告する。これまで、小型試験体製作などを通した要素技術開発の成果を活かし、実機長プロトタイプを製作し、Wモノブロックと冷却管の接合部を超音波探傷並びに赤外サーモグラフィにより非破壊検査を行い、合格した4体に対して、20MW/m
・1000サイクルの熱負荷試験を行い、接合部並びに冷却管の耐久性を実証した。
中村 秀夫
no journal, ,
実機事故時の現象を事故条件下で計測する計測器について、原子力機構が行ってきたROSA計画LSTF実験などに用いられる温度、水位、等の計測機器、ならびに福島第一原子力発電所事故を契機として我が国で新たに開発されてきたシビアアクシデント条件下での水位や圧力など現象計測用の計測機器を例として解説する。特に、実験室レベルでの局所現象の詳細計測とは異なった、現場に即した計測の特徴を示す。
