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坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05
日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。
花木 洋*; 三田 敏男*; 大橋 正久*
JAEA-Review 2008-047, 266 Pages, 2008/10
「常陽」等の実機燃焼データを設計で有効に活用するためには、燃焼核特性に対する核データ感度係数を解析し、これを用いて炉定数調整を実施する方法が最も有力である。そこで本研究では平成4年から燃焼核特性に対する核データの感度係数を解析するシステムの整備を実施してきた。2年間のシステム整備の成果は次の通りである。(1)燃焼核特性の感度係数を、複数サイクル及び燃料交換を考慮して解析可能なシステムを整備したことにより、実機燃焼データを用いた炉定数調整及び設計対象である大型炉の予測精度評価が可能となった。(2)直接計算との比較により、整備したシステムの妥当性を確認した。(注: 本報告書は1994年3月に発行された報告書(PNC TJ 9124 94-007 Vol.2)の翻訳である。)
坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.
Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06
コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。
落合 洋治; 福島 龍朗; 沖田 正俊; 茂田 直孝; 花木 達美; 高橋 修; 中野 勝志
PNC TN7440 97-003, 255 Pages, 1997/04
本報告書は、東濃地科学センター・技術開発課が平成8年度に実施した研究開発の業務成果を取りまとめたものである。当年度は鉱床解析評価班が資源解析評価班として名称を改め技術開発課に加わり、資源情報調査・ポテンシャル解析・鉱床評価等の業務についても実施することになった。その他業務は前年度に引き続き実施した。これらのほか、平成7年12月8日のもんじゅ事故を契機として、施設の安全管理が最重要視され、東濃鉱山においては、経年変化対応として調査立坑巻揚機更新工事、総合管理棟の新築工事、沈殿池回り整備工事等を行い鉱山施設の整備を図った。
花木 洋*; 三田 俊男*; 大政 良昭*
PNC TJ9124 97-003, 381 Pages, 1997/03
FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、重要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した修正炉定数を開発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。さらに「常陽」等の豊富な実機燃焼データ及び温度データをも有効に活用して、大型高速炉実機の燃焼核特性及び温度核特性の設計予測精度をもさらに向上させるために、燃焼特性及び温度核特性の感度係数計算・炉定数調整及び設計精度評価を行えるシステムの整備を行ってきた。本作業の結果、基礎理論式の開発・改良や大型炉への適用による性能確認など、システムの基本的な機能については一応整備できたが、これらのコードシステムをリサイクル炉やFBR実証炉などの実機の設計作業において使用するためには、解析モデル、解析効率の観点から改良を加える必要がある。そこで本研究では、これまで蓄積してきた成果を発展させ、実機高速炉の設計作業において、汎用的ツールとして使用できる総合的な設計精度評価システムの整備を行った。
花木 洋*; 三田 敏男*
PNC TJ9124 97-002, 178 Pages, 1997/03
FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、重要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、 JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した修正炉定数を開発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。しかし、この1991年度版修正炉定数は、積分データとしてJUPITER実験のみを用いていること、燃焼核特性や温度核特性を扱っていないこと、基本ライブラリが1980年代前半に作成されたJENDL-2ベースであったこと、非弾性散乱マトリックスの調整を行っていないことなど、実証炉の基本設計のようなより高度な精度が要求される設計段階においては、最新の研究成果を反映して改良を施す必要があることが認識されている。そこで本研究では、1994年に公開された我が国の最新ライブラリであるJENDL-3.2を対象とし、動燃殿が所有されている「もんじゅ」炉物理試験データや「常陽」性能試験・運転特性データ、およびJUPITER以外にこれまでの炉物理研究で蓄積されてきたMOZARTやZPPR-2,3の臨界実験データまで積分データを拡張し、さらに燃焼核特性・温度核特性までその評価対象を広げて、予測精度及び信頼性を向上させることにより、実証炉の基本設計から許認可まで一貫して使用できる統合炉定数を作成することを目的としている。本年度の研究の成果は以下の通り。(1)ZPPR-2/-3の実験解析を行い、臨界性、反応率比、制御棒価値、ドップラー反応度のC/E値、実験誤差、解析誤差、相関係数等のデータを整理した。(2)SEFORの実験解析を行い、等温温度係数のC/E値、実験誤差、解析誤差、相関係数等のデータを整理した。温度係数は数少ない貴重なデータであり、これにより予測精度向上が期待される。(3)現在得られている実験情報を用いて、予備的な炉定数調整を行いその効果を確認するとともに、設定誤差の妥当性を検討して、次年度への改善点を抽出した。
石堂 昭夫*; 長谷川 健*; 花木 達美*; 落合 洋治*; 茂田 直孝*; 永崎 靖志*
JNC TN7400 2005-022, 224 Pages, 1996/04
本報告書は、技術開発課が平成7年度に実施した研究開発業務の内容を取りまとめたものであり、探鉱と採鉱に関連する技術開発と、地層科学研究に関する技術開発、および両分野に共通的な業務、の三つに分類して報告した。
花木 洋*; 瑞慶覧 篤*; 三田 敏男*
PNC TJ9124 96-007, 278 Pages, 1996/03
FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、重要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した修正炉定数を開発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。さらに「常陽」等の豊富な実機燃焼データを有効に活用して、大型炉の燃焼核特性の設計予測精度を更に向上させるために、燃焼特性の感度係数を解析するシステムを整備し、大型炉設計体系においてその性能を確認した。燃焼核特性に加え、臨界実験と対比した場合のFBR実機の大きな特徴の一つ度核特性がある。その主要な因子であるドップラー反応度は、炉心の自己制御保証する核特性として非常に重要であり、ドップラー反応度の解析予測精度をすることが強く求められている。しかし、ドップラー反応度は他の核特性と異て、その予測精度が核断面積の自己遮蔽因子の評価に大きく依存するため、こで整備してきた設計精度評価システムでは扱うことができない。そこで本研究では、平成6年度に引き続き従来の設計精度評価システムを拡張ドップラー反応度をも扱えるように検討を行い、整備を終了した。
花木 洋*; 三田 敏男*; 瑞慶覧 篤*
PNC TJ9124 95-005, 467 Pages, 1995/03
FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、量要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した條正炉定数を関発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。さらに「常陽」等の豊富な実機燃焼データを有効に活用して、大型炉の燃焼核特性の設計予測精度を更に向上させるために、燃焼特性の感度係数を解析するシステムを整備し、大型炉設計体系においてその性能を確認した。燃焼核特性に加え、臨界実験と対比した場合のFBR実機の大きな特徴の一つに温度核特性がある。その主要な因子であるトップラー反応度は、炉心の自己制御性を保証する核特性として非常に重要であリ、トツプラー反応度の解析予測精度を向上することが強く求められている。しかし、トップラー反応度は他の核特性と異なって、その予測精度が核断面積の自己遮蔽因子の評面に大きく依存するため、これまで整備してきた設計精度評価システムでは扱うことができない。そこで本研究では、従来の設計精度評価システムを拡張してドップラー反応度をも扱えるように検討を行った。本年度の研究の成果は以下の通り。(1)トップラー反応度に対する感度係数計算法を検討し、昨年度までに整備した感度係数解析コードシステムを拡張する形で整備を行った。(2)ドップラー反応度に最も重要なU238捕獲反応の自己遮蔽困子の温度勾配に対する不確かさ幅を予備的に評価し、炉定数調整に必要な共分散データの形式で整理した。(3)ZPPR-9炉心のトップラー反応度実験の実験誤差及び解析誤差を遮理した。(4)予備的な炉定数調整を行い、他の核特性に影響を与えることなく、トツプラー反応度のC/E値を改善できる見通しを得た。
花木 洋*; 三田 敏男*; 大橋 正久*
PNC TJ9124 94-007, 723 Pages, 1994/03
FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、重要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した修正炉定数を開発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。しかし大型炉の炉心設計において、反応率分布、制御棒価値等の静的核特性のみならず、燃焼反応度損失、増殖比といった燃焼特性の精度良い評価も重要である。そこで「常陽」等の豊富な実機燃焼データを有効に活用して、燃焼核特性の設計予測精度を向上させることが考えられる。「常陽」等の実機燃焼データを設計で有効に活用するためには、燃焼核特性に対する核データの感度係数を解析し、これを用いて炉定数調整を実施する方法が最も有力である。また設計対象である大型炉の燃焼核特性の感度係数を評価すれば、その燃焼特性の設計精度を定量的に把握することも可能となる。そこで本研究では平成4年から燃焼核特性に対する核データの感度係数を解析するシステムの整備を実施してきた。平成4年度は「常陽」のデータを用いて予備的な炉定数調整を実施してその効果を確認した。本年度は、FBR大型炉設計に適用する観点から大型炉設計体系で燃焼核特性に対する感度解析システムの妥当性を検討した。2年間のシステム整備の成果は次の通りである。(1) 燃焼核特性の感度係数を、複数サイクル及び燃料交換を考慮して解析可能なシステムを整備したことにより、実機燃焼データを用いた炉定数調整及び設計対象である大型炉の予測精度評価が可能となった。対象とする特性は、燃焼反応度損失、増殖比に加え原子数密度、実効増倍率、反応度価値、反応率比及び反応率分布について燃焼による変化を考慮できる。(2) 直接計算結果との比較により、整備したシステムの妥当性を確認した。
坪田 浩二*; 落合 洋治*; 花木 達美*; 長谷川 健*; 沖田 正俊*; 小出 馨*; 永崎 靖志*
JNC TN7400 2005-019, 114 Pages, 1993/04
本報告書は、中部事業所・技術開発課が平成4年度に実施した研究開発の業務成果を取りまとめたものである。成果については、地層科学研究に係る技術開発と、探鉱や採鉱に関する技術開発の二つに分類して掲載した。
花木 洋*; 沢田 周作*; 三田 敏男*
PNC TJ9124 93-009, 334 Pages, 1993/03
FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、重要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、ベイズの条件付確率推定法を基礎とする炉定数調整を実施することにより、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した修正炉定数を開発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。しかし大型炉の炉心設計において、反応率分布、制御棒価値等の核特性のみならず、燃焼反応度損失、増殖比といった燃焼特性の精度良い評価も重要である。そこで本研究では、「常陽」等の豊富な実機燃焼データを有効に活用して、燃焼核特性の設計予測精度を向上させることを目的として、燃焼特性の感度係数を解析するシステムを整備し、「常陽」燃焼データを用いた炉定数調整を実施して、燃焼核特性設計精度向上に対する効果を評価した。その成果は次の通りである。 1)FBR実機の燃焼特性の感度係数を、複数サイクル及び燃料交換を考慮して解析可能なシステムを整備し、直接計算との比較によりシステムの妥当性を確認した。 2)燃焼特性を炉定数調整に適用しても、従来の核特性の設計精度にそれほど影響を与えることなく、燃焼核特性の設計精度を向上させることができることが明らかになった。
花木 祥太朗; 眞下 隆太朗; 南里 朋洋; 林 宏一
no journal, ,
汚染の分布に関する評価は、放射線業務従事者及び周辺公衆被ばく低減、解体撤去工法・手順の策定、解体撤去工事に伴って発生する放射性廃棄物の発生量を評価することを目的に、施設内に残存する放射性物質の種類、放射能及び分布を評価するものである。「もんじゅ」の廃止措置は、化学的に活性なナトリウムを保有する炉心等に燃料体が存在している状態から開始したことから、汚染の分布に関する評価は、軽水炉の廃止措置における準備期間に相当する第1段階及び第2段階に実施し、管理区域内の本格的な解体作業を行う第3段階を開始するまでに評価を完了する計画としている。「もんじゅ」では、炉心周辺の一部構造材及び1次冷却材が放射化しており、1次系の機器・配管等の内面は、放射性物質の総量としては小さいものの、放射性物質が二次的な汚染として残留している状況である。本発表では、評価の全体概要と第1段階に実施した評価結果について報告する。