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柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 早野 明; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.
JAEA-Research 2013-037, 455 Pages, 2013/12
原子力機構(JAEA)及び原子力発電環境整備機構(NUMO)は、平成24年度に引き続き、JAEAがこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に直接適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくことを目的として、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて検討した。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討については、平成24年度に引き続き、結晶質岩を対象とした地下水移行時間の評価ツリーを拡充するとともに、新たに堆積岩を対象とした評価ツリーを作成した。(2)シナリオの構築に関する検討については、平成24年度の状態設定手順を実務的な観点から見直し、緩衝材を対象として試行した。また、安全機能への不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討については、母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の条件変換手法を含む設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。さらに、溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。
中村 隆司*; 小林 信之*; 近藤 洋介*; 佐藤 義輝*; 青井 考*; 馬場 秀忠*; 出口 茂樹*; 福田 直樹*; Gibelin, J.*; 稲辺 尚人*; et al.
Physical Review Letters, 103(26), p.262501_1 - 262501_4, 2009/12
被引用回数:198 パーセンタイル:97.52(Physics, Multidisciplinary)理化学研究所のRIBFにて中性子過剰核Neの1中性子分離反応の断面積を測定した。鉛ターゲットと炭素ターゲットの断面積を比較することにより、Neのクーロン分解反応断面積が540(70)mbと導出された。その断面積は通常の原子核の断面積と比べ非常に大きく、中性子が非常に弱く束縛されているハロー構造を示唆している。この原子核のクーロン分解断面積を直接ブレークアップ模型と殻模型で求めた波動関数の重なり(分光学的因子)を組合せることにより定量的に計算した結果、Ne核の最後の1個の中性子は、普通の軌道の順序であるではなく軌道を主に占め、軌道の小さな軌道角運動量により一粒子ハローを形成していることが明らかとなった。
出口 明*; 大島 宏之
JNC TN9400 2003-088, 79 Pages, 2003/03
実験では計測困難な変形した高燃焼度燃料内の熱流力挙動を数値実験で解明することを目的として、サブチャンネル解析コードと相互補完的に用いる局所詳細熱流動解析コードSPIRALの開発を進めている。本研究は、このSPIRALコードについて、実用炉等大規模解析への適用性を確保するため、コードの並列処理化を行なったものである。これにより、大規模体系解析においては16プロセスで約12倍の処理速度という効率が得られた。
大島 宏之; 出口 明*
JNC TN9400 2003-087, 105 Pages, 2003/03
高速炉の定格運転や自然循環崩壊熱除去運転など様々な運転モードに対して、インターラッパーフローを含む炉心部全体の熱流力挙動を詳細に評価することを目的として、全炉心熱流動多次元解析コードACTの開発を進めている。本報告書は、ACTコードの開発の一環として、新たに導入した炉容器内上部プレナム3次元解析モジュールとその機能検証解析について記述したものである。
三好 慶典; 中島 健; 赤井 昌紀; 小林 岩夫; 青木 繁明*; 原田 正之*; 本藤 千博*; 出口 一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(4), p.335 - 348, 1994/04
被引用回数:1 パーセンタイル:17.86(Nuclear Science & Technology)使用済燃料の高密度貯蔵に関する研究の一環として、板状中性子吸収体であるボロン入りステンレス板(B-SUS)板の反応度効果をTCAを用いて測定した。実験では、使用済燃料貯蔵プールの燃料集合体の配列を模擬した体系を構成し、炉心配列(単一、二領域炉心の形状及び面間距離)、水対燃料体積比、及びB-SUS板の条件を変化させて、臨界水位法によりB-SUS板の系統的な反応度特性を調べた。B-SUS板の主要なパラメータは、ボロン含有率厚さ及び炉心燃料領域との相対位置である。中性子吸収体を含む臨界実験に対するベンチマーク計算を本実験で得られたデータを対象に行い、我国の臨界安全解析コードの精度評価を行った。本報は、上記の実験・解析の主要な結果を発表するものであり、三菱重工業(株)からの受託研究として実施した。
三好 慶典; 中島 健; 小林 岩夫; 青木 繁明*; 出口 一郎*
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.287 - 288, 1992/11
ボロン入りステンレス板は、軽水炉使用済燃料の高密度貯蔵を実現する上で有力な中性子吸収体の一つである。本報告は、TCAにおいて測定したボロン入りステンレス(B-SUS)板の反応度効果及び臨界解析結果について発表するものである。実験では、2.6w/oUO燃料棒配列により単一炉心及び2領域炉心を構成し、単位セルの水対燃料体積比及びB-SUS板条件(厚さ、ボロン含有率炉心との距離)を主要なパラメータとして臨界量及び中性子束・出力分布を測定した。解析では、原研のJACSシステム(KENO-IV及びMGCL-137群ライブラリー)を用いて臨界体系に対するベンチマーク計算を行い、強吸収体のある体系における計算精度(バイアス値)を評価した。
久芳 明慈; 鹿志村 元明; 山口 俊弘; 鈴木 徹; 大谷 哲雄; 出口 守一
第18回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, ,
プルトニウムとウランを金属比で約1:1にして混合転換したMOX粉末(Pu含有率は約4042wt%)を量産規模で取り扱うMOX燃料製造施設の原料調製工程においては、Puの崩壊熱により、MOX粉末中のウラン酸化物のO/Uが上昇し、工程処理中および中間保管庫で保管中にMOX粉末のO/Mが上昇する。O/Mの上昇はPu含有率、取扱量および工程内保管時間等により変動する。その例として、プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)の燃料ペレット製造工程の原料調製工程におけるO/M変化とそれに伴うPu含有率の変化を把握する試験を実施したので報告する。
二ノ方 壽*; 出口 明*
Numerical-Benchmark Exercise of The Second Inter-national Workshop on Two-Phase Fundamantals, ,
CFDUのProfessor D.Brian Spalding の提案によるNumerical Benchmark問題の計算結果である。いくつかある問題の中から特に重要と思われる次の3つについて計算しまとめた。Problem 1.3 管内を流れる流体の1次元沸騰解析。roblem 3.2管内を流れる流体の2次元沸騰 Problem 2.1Faucet Flow の過渡解析