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川合 將義*; 古坂 道弘*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; Li, J.*; 杉本 克久*; 山村 力*; 平岡 裕*; 阿部 勝憲*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 318, p.35 - 55, 2003/05
将来の核破砕施設で使用可能な、MW級の中性子源固体タングステンターゲットの開発を行った。Wを腐食から守るため、3つのコーテング技術を研究した。HIP,ろう付け,メッキである。HIP法は前報で最適化した条件が接合力の観点からも言えるかどうかを微小押し込み試験法で調べた。その結果、接合部からの亀裂発生荷重が最も高いことが証明され、確かに最適化条件であることを再確認した。たの2つの方法は、基礎的な技術としてターゲット製作に応用可能であることを示した。コーテングが無い場合のWのエロジョンを流水下で調べた。高速度ではエロージョンが発生しやすい。固体ターゲットの設計では、スラブ型と棒型を設計した。1MWターゲットの中性子特性に関する限り、固体ターゲットのほうが、水銀より優る。
竹内 末広
AIP Conference Proceedings 680, p.229 - 236, 2003/00
原研とKEK(高エネルギー加速器機構)の素粒子原子核研究所と合同で原研東海研究所タンデム加速器施設に放射性イオンビーム(RIB)を加速し実験する装置を設置する開発計画を進めている。この計画では、タンデム加速器をRIBを発生するための駆動器とし陽子などのビームをウランなどの標的に衝突させ核分裂生成物などから放射性核種を発生し、イオン化し質量分析し加速するもので、RIBの加速器としてはKEKで既に開発したRIB用加速器をタンデムの旧ターゲット室に設置して利用する。得られるビームのエネルギーは1核子あたり1.1MeVである。これでは核反応を起こすには不十分なエネルギーであるので、2期計画としてさらに中段の加速器を入れてタンデムの超伝導ブースターで5-9MeV/核子まで加速する計画を考えている。CAARIの会議ではRIB加速のセッションがあり、この計画の概要と個々の加速装置の概要と開発の現状を紹介する。
倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12
被引用回数：6 パーセンタイル：42.55(Materials Science, Multidisciplinary)ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550
で照射した後、550でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。
内海 隆行*; 功刀 資彰
Comput. Model. Simul. Eng., 1(4), p.452 - 476, 1996/11
微分代数的CIP(Differential Algebraic Cubic-Interpolated Propagation)法をMaxwell方程式等の2次波動方程式に適用し、高精度かつ安定な数値解が得られることを示す。2次波動方程式の解析条件としてDirichlet型、Neumann型、Absorbing型境界条件に対しても定式化を行い、1次元、2次元空間における解を解析解と比較した。また、Burgers'方程式、KdV方程式のような典型的な1次波動方程式に対する適用の結果を示し、DA-CIP法が一般的な双曲型偏微分方程式の数値解法であることを示す。
大貫 晃; 秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
JAERI-Research 94-012, 59 Pages, 1994/08
JAERI-Research-94-012.pdf:1.75MB
PWR-LOCA時再冠水過程における炉心内熱水力挙動をこれまで15
15型模擬燃料集合体を用いて調べてきた。これまでの知見の実炉解析への適用性を評価するためには、燃料集合体形状(1515型と1717型との違い)及び燃料棒構造(被覆管材質・ギャップの有無)の影響を明らかにする必要がある。本研究では、小型再冠水試験装置による試験結果の比較及び1515型に適用可能であるREFLA/TRACコードの解析結果を仲介として、上述の各パラメータが炉心内熱水力挙動に与える影響を検討した。その結果、いずれの効果についても基本的な熱水力挙動は1515型で得られたものと変わらず、1515型模擬燃料集合体で得られた知見は実炉の燃料熱特性の体系にも適用できることがわかった。
神永 雅紀
JAERI-M 94-052, 40 Pages, 1994/03
本報告書は、研究炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-N2について述べたものである。本コードは、板状燃料を使用する研究炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-Nの改良版であり、棒状燃料を使用した研究炉の解析が行えるように棒状燃料の温度計算サブルーチンを新たにCOOLOD-Nに組み込んだものである。COOLOD-N2は、強制循環冷却及び自然循環冷却のいずれの場合にも適用可能である。本コードにおいてもCOOLOD-Nと同様に板状燃料を用いた研究炉用に開発された熱伝達相関式、DNB熱流束相関式等からなる「熱伝達パッケージ」が組み込まれているが、棒状燃料のDNB熱流束計算では、熱伝達パッケージの他にTRIGA炉の解析で用いられているLundの相関式による値も合せて計算する。本コードは、JRR-4改造プロジェクトの中でJRR-4 TRIGA炉心の定常熱水力解析を実施するために開発したものである。
新谷 文将; 岩村 公道; 大久保 努; 秋本 肇; 村尾 良夫
日本原子力学会誌, 34(8), p.776 - 786, 1992/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本報では反応度の異常事象について解析し、扁平二重炉心型高転換軽水炉の概念の成立性の評価を行った結果を述べる。反応度の異常事象として、最も過酷な事故と考えられる制御棒クラスタ飛び出し事故を選定し、REFLA-TRACコードによる解析を行った。解析条件の設定及び評価基準は、従来型PWRに対するものを適用して解析及び結果の評価を行った。解析の結果、従来型PWRより更に余裕のあるものであり、当該事象に対する本炉の成立性を確認できた。また、従来炉より更に安全余裕のある結果が得られた理由は、本炉の余剰反応度が従来型PWRより小さいため反応度投入量が小さいという高転換炉の特徴、ならびに炉心が扁平で径が大きいことから制御棒クラスタ数が多くなるため1本当りの反応度価値が小さい、最高線出力密度が低いため燃料温度の上昇が低く抑えられる、及び圧力容器内の冷却材保有量が大きいため圧力上昇が低く抑えられると言う設計の特徴にある事を明らかにした。
新藤 隆一; 山下 清信; 村田 勲
JAERI-M 90-048, 225 Pages, 1990/03
高温ガス炉には、ブロック型燃料あるいは球状燃料を使用した炉心がある。そこで、これらの燃料の格子燃焼特性解析が可能でありかつ、炉心特性解析に必要な群定数を作成可能な高温ガス冷却炉・格子燃焼計算コードDELIGHT-7を開発した。本コードの計算は、共鳴吸収計算、中性子スペクトル計算、燃料格子計算、可燃性毒物格子計算、エネルギ群縮約計算、燃焼計算等からなる。なお、本コードでは、被覆燃料粒子を用いることによって生じる高温ガス炉燃料特有の二重非均質性の効果を考慮している。本報は、DELIGHT-7コードで用いている計算理論及びコードの使用方法について説明するものである。
山下 清信; 新藤 隆一
JAERI-M 85-163, 78 Pages, 1985/10
DELIGHT-6は、被覆燃料粒子を用いることにより生じる二重非均質性をもった高温ガス炉用燃料の格子中性子スペクトルの計算を行い、炉心特性解析に必要な群定数を作成する格子燃焼計算コードである。本DELIGHT-6(Revised)コードは従来のDELIGHT-6コードに次の3点について変更または追加を行なったものである。(1)ペブルベッド型高温ガス炉に使用される球状燃料の格子燃焼計算を可能にした。(2)核分裂生成物の生成率及び崩壊定数などの燃焼計算に関する核データの一部を改訂した。(3)補助計算機能の追加(燃料領域の原子数密度計算の自動化、局所中性子束歪の算出、詳細メッシュ炉心計算用群定数の作成)
中川 正幸; 森 貴正; 石黒 幸雄
JAERI-M 85-009, 55 Pages, 1985/02
核融合炉ブランケットのニュートロニクスを精度良く計算するために、これまで二重微分型断面積を作成するコードと、それを用いるモンテカルロコードMORSE-DDを開発した。これらのコードの妥当性を検証するために行った種々のベンチマークテストの結果をまとめたのが本報告書である。対象としては、ローレンス・リバモア研究所で行われた各種の中性子スペクトル実験、FNSでの酸化リチウムからの角度中性子スペクトル実験及び仮想的な体系での計算法の比較が主なものである。核データは主としてENDEF/B4を用い部分的にJENDL-3PR1を使用した。このテストの結果、本手法は従来のルジャンドル展開法に比べ高精度であること、より厳密な連続エネルギーモンテカルロ法とほぼ同じ精度であることが明らかとなると共に核データに関しても種々の評価が行えた。
幾島 毅; 田村 栄悦*
日本原子力学会誌, 19(11), p.774 - 781, 1977/11
被引用回数：0高温ガス炉の炉心は黒鉛を主要な材料として構成されるので、炉心の構造設計では、黒鉛構造物の炉内挙動を把握し、解析する必要がある。この黒鉛の応力解析には、物体力、圧力、温度勾配、異方性、材料の照射量と温度依存性、照射寸法変化、接触問題を含めた粘弾性応力解析が要求される。本報告は、この解析のため有限要素法を導入し、解析手法を示すとともに、燃料応力解析に適用し、妥当性を明らかにしたものである。
