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酒井 健二; 大井 元貴; 勅使河原 誠; 直江 崇; 羽賀 勝洋; 渡邊 聡彦*
Journal of Neutron Research, 22(2-3), p.337 - 343, 2020/10
核破砕中性子源やミュオン標的などを安全に効率よく運転するために、物質・生命科学実験施設(MLF)は、専用の全体制御システム(GCS)を有する。GCSは、様々な運転状況下でMLF内の多くの設備機器の監視操作やインターロック系を管理・運用する。2008年の最初の陽子ビームの受け入れ以来、GCSは10年以上も大きなトラブルもなく安定したMLFの運転を実現してきた。GCSはターゲットステーション関連の運転データを保存するデータ蓄積サーバーを有し、蓄積されたデータを調べることで異常事象検知や原因究明に貢献してきた。しかしながら、今後もMLFの安定した運転を継続するには、放射線損傷や経年劣化などに起因するターゲットステーションの潜在的な異常を予知する異常兆候判定システム(ASDS)の導入が必要になってくる。ASDSは、陽子ビーム,ターゲットステーション, 2次ビームなどの多様で長期間に渡る運転データを使った解析に基づいて、ターゲットステーションの僅かな状態変化から異常を判断する。本報告は、GCSの現状、ASDSの概念設計、及びASDSのための多様なデータを包括的に扱う統括データ蓄積サーバーの導入について論ずる。
杉野 和輝; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.573 - 581, 2015/09
Reduction in uncertainty of Minor Actinide (MA) cross-section data is indispensable for a development of the transmutation technology, which is represented by the study on MA transmutation core concept. One of the most effective measures to attain the desire is to utilize MA irradiation test data with cross-section adjustment technique. For this purpose, most of the available integral data containing MA contributions have been compiled. This paper describes an investigation on improvement of MA cross-section data using the cross-section adjustment method. In order to enhance the reliability of the adjustment, two or more independent MA irradiation test data, which are represented by those measures in Joyo, PFR and Phenix, are utilized.
Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 和田 政行*; Klix, A.*; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 82(1), p.1 - 9, 2007/01
被引用回数：10 パーセンタイル：54.79(Nuclear Science & Technology)増殖ブランケット核特性実験に使用するベリリウムの核的特性の検証を目的として、ベリリウム体系の積分ベンチマーク実験を原子力機構FNSで実施した。直径628mm,厚さ355mmの疑似円柱体系に14MeV中性子を照射し、体系内に埋め込んだ炭酸リチウムペレットのトリチウム生成率を液体シンシレーションカウンタ法で測定した。実験結果は、中性子モンテカルロコードMCNP-4Cで解析した。なお中性子輸送用核データとしてはFENDL/MC-2.0及びJENDL-3.2/3.3、リチウムの反応率用にはJENDLドジメトリファイル及びENDF/B-VIを使用した。どの核データを使用した計算も、実験値と誤差10%以内で一致し、ベリリウムの核的特性に大きな問題はないことを確認した。
西谷 健夫; 落合 謙太郎; 前川 藤夫; 柴田 恵一; 和田 政行*; 村田 勲*
IAEA-CN-116/FT/P1-22 (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
JENDL-3.3は最新の実験データをもとに評価した337核種の中性子断面積であり、核融合炉の核設計で重要な非等方中性子輸送で重要となる2重微分断面積の充実,同位体ごとの断面積,共分散データの充実を特徴としている。本報告では、鉄,バナジウム,タングステン等の核融合関連の核種の核データの精度検証を目的として、それらの核種の積分実験を実施し、その結果に対し、JENDL-3.3とその旧版であるJENDL-3.2及びIAEAの核融合核データライブラリFENDL-2を用いてベンチマーク解析を実施した。実験は原研東海研究所の加速器ベースの14MeV中性子発生装置である核融合中性子源FNSにおいて実施した。14MeV中性子発生用トリチウムターゲットの前方に核融合関連材料からなる平板体系を設置して、14MeV中性子を体系に入射し、体系内及び体系外において中性子及び2次
線のエネルギースペクトルを測定した。試験体系としては、単一元素材料として、鉄,銅,バナジウム,タングステン,複合元素材料としてSS316L, LiAlO
, SiCを使用した。積分ベンチマーク実験の結果、JENDL-3.3は旧版であるJENDL-3.2及びFENDL-2.0に比べて、精度が改善しており、核融合炉の核設計に対し十分な精度を有していることを確認した。
深堀 智生
Proceedings of 1999 Workshop on Nuclear Data Production and Evaluation, p.129 - 134, 1999/00
原研核データセンター(JAERI/NDC)は国内の核データセンター及び国外との窓口としての役割を果たしている。国内核データセンターとして、JAERI/NDCは(1)Japanese Evaluated Nuclear Data Libraty (JENDL) の整備、(2)核データの国外機関との授受、(3)国内ユーザ向け核データサービス、(4)シグマ委員会(Japanese Nuclear Data Committee, JNDC)の事務局としての運営を行っている。JENDL汎用ファイルは、現在までに、JENDL-1,2,3,3.1,3.2を公開しており、JENDL-3.2に関しては10
eV から 20MeVのエネルギー範囲で340核種の核データが格納されている。JENDL特殊目的ファイルは、特定の利用分野から要求される物理量の精度を向上させたものである。JNDCは約140名の委員により、本委員会、運営委員会、核データ専門部会、炉定数専門部会、核燃料サイクル専門部会、常置グループで構成されている。上述の専門部会は、それぞれ、JENDLのための核データ評価、積分テスト及び標準炉定数の検討、崩壊熱評価及び核分裂生成物収率を含む核種生成量評価を行っている。本報告では、これらの活動に関して概要を説明する。
大山 幸夫; 馬場 護*; 渡辺 幸信*; 河野 俊彦*; 沼尻 正晴*; 植木 絋太郎*; 小田野 直光*; 山野 直樹*; 小迫 和明*; 林 克己*; et al.
JAERI-Review 98-020, 130 Pages, 1998/11
シグマ委員会では近年の加速器利用の進展に伴い、基礎研究、放射性廃棄物の消滅処理研究、核融合炉材料研究、医学診断・治療研究など多岐に渡る分野において共通の基礎データである中高エネルギー領域核データの整備を目的として、JENDL High Energy File(JENDL-HE)の整備作業を実施してきた。一方、そのデータレビュー及び積分テスト手法が未確立であり、JENDL-HEの利用を促すためにも積分的検証が必須である。このため、シグマ委員会ではJENDL-HEに関する積分評価のためのタスクフォースを設置し、問題点の現状を調査・検討し、今後のシグマ委員会における中高エネルギー核データ評価及び整備に対する指針を得ることを目的として調査活動を実施した。本報告書は本タスクフォースの調査検討結果をまとめたものであり、シグマ委員会に対する報告を行うものである。
大山 幸夫; 市原 千博*
プラズマ・核融合学会誌, 72(1), p.83 - 90, 1996/00
核融合中性子に対しては核データ、輸送計算コードによってその中性子工学特性を解析することができるが、これらの結果がどの程度の精度であるかを知ることは重要である。この精度は通常ベンチマーク実験と呼ばれる実験的手段で確認される。この実験は対象を断面積か計算手法かのどちらかに絞るかで断面積ベンチマークと工学的ベンチマークに分けられる。これら2種のベンチマーク実験について最近の研究を中心に紹介する。
「シグマ」特別専門委員会
日本原子力学会誌, 33(12), p.1142 - 1150, 1991/12
本報は平成元年と2年における「シグマ委員会」の活動に関するものである。この間の各ワーキンググループや諮問・調整委員会そして常置グループの活動を総括し、合わせてJENDL-3 FPファイル、特殊目的核データファイル、国際協力などについて報告する。特筆すべき事は、核分裂炉から核融合炉までのニーズに応えうるJENDL-3汎用ファイルに引き続き、広範な核分裂生成核種についての中性子断面積データを収録したJENDL-3 FPファイルも完成し、JENDL-3全体を公開したこと、そして崩壊熱計算のための精度の良いJNDC FP核データライブラリー第2版を完成させ、公開したことである。これらにより「シグマ委員会」の活動が一時期を画したことになる。
鈴木 光弘; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; 村田 秀男
JAERI-M 91-103, 156 Pages, 1991/07
本報はROSA-III計画で実施したBWR200%配管破断実験(RUN903)の結果をまとめ、再循環ポンプ運転継続によるシステム挙動への影響を明らかにしたものである。ROSA-IIIの標準的実験条件としては、初期状態の炉心出力がBWR条件の44%と低いために炉心流量を低くして1次系のエンタルピ分布を模擬した。従って実験開始後は、初期流量が少い上にポンプ慣性が小さいため、炉心側へ駆動される冷却水量が少なくなり、これは炉心冷却条件にも影響を及ぼしていた。本実験で再循環ポンプを破断後運転継続した所、約40kg(初期保有水量の約6%)の冷却水が炉心側へ輸送され、特に破断初期に見られた炉心燃料棒のヒートアップを大巾に減少させる結果をもたらした。この実験結果は実炉のLOCA条件における炉心温度挙動の考察に重要である。
久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
「シグマ」特別専門委員会
日本原子力学会誌, 32(1), p.56 - 64, 1990/01
昭和62年4月より64年3月までの「シグマ」特別専門委員会の活動を報告する。この間の特別なトピックスはJENDL-3の完成である。各種の積分テストがファイルの妥当性を確認するために行われた。また、63年5月30日から6月3日迄で、水戸で核データの国際会議が開催され300人以上の参加者を集めた。この期間内にさらに核データ関連の国際協力が進展し、JENDL-3以降の活動に関しても多くの分野で活動が開始されている。
ROSA-IVグループ
JAERI-M 89-113, 163 Pages, 1989/09
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSTF)において、1次模擬燃料集合体を用い、1985年3月から1988年8月までに計42回の総合実験を実施した。本報は、この期間に実施したLSTF装置及び計装上の変更点、新たなシステム特性試験の結果(流体容積分布と熱損失を含む)及びヒーターロッド材質の物性値を示す。これらは、既報のLSTF装置の説明書(JAERI-M84-237、1985年1月)の増補的役割を持ち、1次炉心を用いたLSTF実験の正確な境界条件を知る上で必要不可欠なものである。
向山 武彦; 大部 誠; 中野 正文; 岡嶋 成晃; 小圷 龍男
Nuclear Data for Basic and Applied Science,Vol.l, p.483 - 488, 1986/00
アクチノイド核種核断面積データの信頼性向上のため主要核種について、FCAを用いた積分実験を行なった。核分裂率比及び試料反応度価値を中性子スペクトルの系統的に異なる8つのFCA炉心において測定した。この積分測定値をもとに最小二乗法核データ・フィッティング・システムを用いて核データの修正を行った。会議においては、積分実験法、実験値、修正核データについて報告する。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 川路 正裕; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎
JAERI-M 85-202, 295 Pages, 1985/12
本報告は、ROSA-III計画において実施された中小口径の主蒸気配管破断LOCA実験であるRUN951,954,956の実験結果をまとめ、既報告の大口径主蒸気配管破断実験RUN953の結果と比較することにより、主蒸気配管破断が生じた場合のBWR/LOCA現象に及ぼす破断面積の影響を調べたものである。いずれの実験も高圧炉心スプレイ系(HPCS)故障を仮定した。破断面積は10%、34%、及び既報の100%(RUN953)である。この結果、次のことを明らかにした。(1)ダウンカマー水位信号はBWR体系では重要な安全・制御上の信号であるが、主蒸気配管破断LOCA時には、破断面積の変化に比してこの水位は似かよった挙動を示し、いずれの場合も炉心側の水位より高く保持される。(2)ダウンカマー上部の水位は、ダウンカマーのボイド率に影響され、この最高ボイド率は、全蒸気流出面積により表わされた。(3)PCT(最高被ふく管温度)は破断面積が大きいはど高い。
与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男
JAERI-M 85-109, 160 Pages, 1985/08
本報は、ROSA-III装置を用いて行われたRUN916実験の結果について記述したものである。本実験装置は、BWR/6の体積比1/424の模擬装置であり、電気加熱炉心、破断口及び緊急炉心冷却系(ECCS)を有している。RUN916実験はHPCSジーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%スプリット破断実験であり、破断面積パラメータ実験のひとつとして行なわれた。被覆管最高温度(PCT)は、917Kであり破断後、190秒の再冠水期に記録された。全炉心は、ECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。本報では、主要なRUN916実験結果と200%、両端破断実験RUN926の結果を比較している。RUN916実験における炉心露出の開始は、RUN926実験の場合より破断流量が、少ないので遅くなった。しかし炉心露出の継続時間は、RUN916実験の場合の方が、ECCSの作動が遅れるので長くなった。RUN916実験のPCTは、RUN926実験の場合より133K高かった。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 与能本 泰介; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 村田 秀男; 入子 真規*; 斯波 正誼
JAERI-M 85-037, 224 Pages, 1985/03
本報告書は、BWR/LOCA現象の総合実験装置であるROSA-IIIにおいて実施した再循環ループ吐出側配管破断実験の結果をまとめたものであり、既刊の200%破断実験結果と比較することにより、破断面積がLOCA現象に及ぼす影響を明らかにした。吐出側配管破断実験は、破断面積をパラメータにした200%、100%、50%の3実験のみであるが、吐出側配管破断時の現象を支配する要因は、圧力容器から破断口に至る経路の最小choking流路面積にあることを明らかにした。即ちジェットポンプ駆動ノズル面積(Aj)、再循環ポンプ吐出ノズル面積(Ap)、破断口面積(A)とするとき、A
Aj+Apではchokingの生じるジェットポンプと再循環ポンプのノズルで減圧速度が支配され、A
Aj+Apでは破断口において減圧速度が支配される。また、3実験の中で50%破断実験が最も高い燃料表面温度を記録した。この傾向は再循環ポンプ吸込側破断実験の傾向と同様である。
安濃田 良成; 早田 邦久; 田坂 完二; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 熊丸 博滋; 岡崎 元昭; 竹下 功; 斯波 正誼
JAERI-M 83-043, 154 Pages, 1983/02
本報は、ROSA-III実験装置によるBWR LOCA模擬実験のうち、単一故障実験シリーズのRun7341の実験データレポートである。ROSA-III実験装置は、炉心を電気加熱ヒータで模擬した実炉比1/424(体積比)の装置である。Run7341は再循環ポンプ吸込側配管の両端破断実験で、全ECCSを作動させた場合のものである。主な初期条件は、蒸気ドーム圧力7.28MPa、下部プレナム末飽和度11.0K、炉心入口流量15.3kg/s、炉心発熱量3.55MWである。実験は予定通り行なわれた。ECCS作動後、炉心はクエンチし、最高被覆管表面温度は810Kであった。ECCS不作動の実験結果との比較から、ECCS注入効果が明らかとなった。
松本 純一郎; 五十嵐 信一
日本原子力学会誌, 25(12), p.993 - 1003, 1983/00
シグマ特別専門委員会では、その活動状況を2年毎に日本原子力学会誌に報告している。これは第10回目のもので昭和56、57年度の核データ収集・評価活動の報告である。まずシグマ委員会内の約10ワーキンググループの作業実績の簡単な報告、その他の国内、国外活動に報告に始まり、次いでトピックスとして、本期間の最大の実績であるJENDL-2の完成とその積分的検証、Feの遮蔽のベンチマークテストについて述べている。それから57年度より開始したJENDL-3(Japanese Evaluated Nuclear Data Library)の目標と中性子断面積評価の現状、およびガンマ線生成核データについて報告している。最後に最近新しい分野から要求の高い核データについての調査報告と将来のスコープを述べている。
安濃田 良成; 田坂 完二; 小泉 安郎; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 中村 秀夫; 秋永 誠*; 鈴木 光弘; 斯波 正誼
JAERI-M 82-010, 180 Pages, 1982/03
本報は、ROSA-III実験装置によるBWR.LOCA模擬実験のうち、小口径破断実験シリーズのRun912の実験データレポートである。Run912は、HPCS系統の単一故障を仮定した再循環ポンプ吸込側配管の5%破断実験である。この実験は、OECD/NEA-CSNIの第12番目の国際標準問題(ISP-12)として行なわれた。主な初期条件は、蒸気ドーム圧力7.30MPa、下部プレナム未飽和度10.8K、炉心入口流量16.4Kg/s、炉心発熱量3.97MWである。最高被覆管温度は、最高出力燃料棒の炉心中央高さにおける839Kであった。LPCSとLPCI作動後、燃料棒はクエンチし、ECCSは有効に働いた。
松本 純一郎; 菊池 康之; 飯島 俊吾*; 関 雄次*; 原田 吉之助; 五十嵐 信一
日本原子力学会誌, 24(2), p.122 - 130, 1981/00
シグマ特別専門委員会では、その活動状況を2年毎に日本原子力学会誌に報告しているが、これはその第9回目のもので昭和54、55年度の核データ収集・評価活動の報告書である。まず、シグマ委員会内の3つの作業グループ、(1)核データ専門部会、(2)炉定数専門部会、(3)核構造崩壊データ専門部会のそれぞれの2年間の作業実績を簡単に報告し、次いでJENDL-3(Japanese Evaluated Nuclear Data Library,Version3)の検討小委員会の調査報告、およびその他の国内活動、国際会合について述べている。そしてハイライト的な話題として、今回は特にJENDL-2の進歩状況と、これを用いた積分テスト結果の成果と問題点について、および実験データの評価に成果のあった崩壊熱総和計算用のデータ・ライブラリーの整備および結果について報告をしている。
