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論文

世界の高速増殖炉開発の現状と我が国の「もんじゅ」

中島 文明

放射線防護医療, (8), p.33 - 37, 2012/12

東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえた海外及び日本の高速増殖炉開発の現状と計画について紹介する。

論文

福島第一原子力発電所事故を踏まえた「もんじゅ」緊急安全対策と現状

中島 文明

放射線防護医療, (7), p.19 - 23, 2011/12

高速増殖原型炉もんじゅの耐震及び津波に対する安全性確認結果並びに全交流電源喪失やヒートシンク喪失など福島第一原子力発電所事故に対し、ナトリウム冷却型の原子炉の特徴を踏まえた「もんじゅ」の緊急安全対策と現状について報告する。

論文

高速増殖原型炉もんじゅの運転再開と現状

中島 文明

放射線防護医療, (6), p.29 - 33, 2010/12

「もんじゅ」は、平成22年5月6日に、14年5か月ぶに原子炉を起動して性能試験を再開し、同月8日の臨界到達を経て、同年7月22日に、性能試験の第1段階である炉心確認試験を終了した。そこで、放射線防護医療研究会の「放射線防護医療6号」において、臨界達成と炉心特性把握にかかわる炉心確認試験報告を行う。おもな報告内容は、以下のとおり。(1)「もんじゅ」運転再開の意義、(2)性能試験再開までの経緯、(3)性能試験の概要、(4)炉心確認試験(臨界達成,制御棒価値確認,過剰反応度測定試験,反応度停止余裕測定試験,温度係数評価,フィードバック反応度評価)、(5)今後の研究開発計画等

論文

THE REACTION RATEN DISTRIBUTION MEASUREMENT AND THE CORE PERFORMANCEEVALUATION IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 中島 文明; 弟子丸 剛英

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

「もんじゅ」では、炉心性能の確認と炉心設計手法の開発等に資するため、炉物理試験の一環として、箔放射化法に基づく反応率分布測定を実施した。今回の発表では、本試験において得られた中性子検出箔の反応度測定結果と解析結果に基づき「もんじゅ」初期炉心における反応率分布、中性子スペクトル、増殖比、出力分布等を評価した結果について報告する。

論文

Reaction rate distribution measurement and the core performance evaluation in the prototype FBR Monju

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 弟子丸 剛英; 中島 文明

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

「もんじゅ」では、炉心性能の確認と炉心設計手法の開発等に資するため、炉物理試験の一環として、箔放射法に基づく反応率分布測定を実施した。今回の発表では、本試験において得られた中性子検出箔の反応率測定結果と解析結果に基づき、「もんじゅ」初期炉心における反応率分布、増殖比、出力分布等を評価した結果について報告する。

論文

研究室だより,3; 核燃料サイクル開発機構敦賀本部

中島 文明

炉物理の研究, (49), p.34 - 37, 2000/01

敦賀本部の組織と業務内容を紹介する。

論文

Spatial Neutronic Decoupling of Large FastBreeder Reactor Cores:Application to Nuclear Core Design Method

白方 敬章; 三田 敏男; 中島 文明

Nuclear Science and Engineering, 131, p.137 - 198, 1999/00

大型炉心は小型炉心に比べて径方向への中性子漏洩の割合が激減し、中性子束の径方向分布を決める炉心形状という境界条件が弱くなり、分布が投入乱に強く影響されて決まるようになる。分布が外乱により変動することが大型炉心開発の課題である。変動の敏感さは炉心の核的結合の低下が原因であり、それは固有値間隔というもので定量的に表される。JUPITER実験では多数の大型炉心の核的結合を測定した。本論文では、核的結合特性を炉心設計へ反映する方法を提案する。従来の性能・安全性に加えて核的安定性(Neutronic Stafility)という評価軸を設け、これら3項目に同時に評価することにより炉心設計を最適化し、核特性が安定、すなわち外乱に対する変化が小さい炉心を設計する方法である。

論文

The Reaction rate distribution measurements by the foil activation method in the prototype FBR Monju

宇佐美 晋; 弟子丸 剛英; 中島 文明

Proceedings of 9th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-9), p.865 - 872, 1999/00

もんじゅ性能試験のおいては、炉心設計の妥当性と設計裕度の確認、核計算コードの精度向上や「もんじゅ」炉心の高度化及び将来炉への反映等に資するため、初装荷炉心初期の炉物理試験段階において、箔放射化法に基づく「反応率分布測定」を実施したが、これらの測定結果について報告する。 本件は、当該測定に係わる発表論文に対する外部発表許可である。

論文

Reactor physics measurements at start-up of MONJU

中島 文明; 鈴木 隆之; 宇佐美 晋; 佐々木 研治; 弟子丸 剛英; 他2名*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), E-76- Pages, 1996/00

もんじゅの性能試験のうち炉物理試験の実施内容と測定結果の全般について報告する。燃料装荷に始まった臨界近接、初臨界の達成、初期炉心の構成制御棒校正他の反応度価値測定、等温温度係数の測定、箔放射化法による出力分布評価等について試験方法、試験結果、解析との比較等について述べる。結果として、炉物理試験は延滞なく完了し、炉心特性パラメータが把握されたことを発表する。

報告書

もんじゅ英文用語集

山本 研; 小堀 哲雄; 鐘ヶ江 直道; 小澤 健二; 小宮 一好; 坪田 俊秀; 中島 文明; 野田 喜美雄; 鈴木 威男; 吉野 謙一; et al.

PNC-TN2450 93-001, 190 Pages, 1993/03

PNC-TN2450-93-001.pdf:5.59MB

これまでFBR関係の英文用語については、PNC内外において種々の目的に応じ用語集が発行されて来ている。しかし現在のもんじゅの技術論文にどの用語が最適かについて基準がなく執筆者の自由に任されて来ている。このことによる用語の不統一、不適切な使用が近年指摘され改善が必要との気運が高まってきた。今後「もんじゅ」に関する英文論文の発表の機会はさらに増加すると思われるので、用語をより統一された、より適切なものとする必要性が益々強く感じられる。そのための指針となるものとして本用語集を作成した。作成方針は次の通りである。・もんじゅに直接関係ある名詞に限定する。・up-to-dateなものにする。(技術の進歩、社会情勢の変化に対応)・外国人に理解され易いものにする。(外国の文例をできるだけ利用)・和名、英文名が対照でき、いずれからでも検索できるものにする。・出典、選定経緯を明示する。・将来拡張、改訂の可能性があるものとして対処する。・和名についても見直す必要があると考えられるが、今回は原則として行わず、現状では混乱を招くおそれのあるものに限り見直しを行う。本用語集の作成は動力炉開発推進本部の協力を得て、高速増殖炉もんじゅ建設所内に設けたもんじゅ英文用語集ワーキンググループが担当した。本用語集は平成4年9月より約4ケ月にわたる上記ワーキンググループ及び協力者の調査、審議の結果完成したものである。これを核として将来より一層充実したものとなることを期待する。

報告書

大型炉心の核的結合に関する検討

中島 文明*

PNC-TN2410 89-012, 95 Pages, 1989/03

PNC-TN2410-89-012.pdf:2.11MB

FBR炉心の大型化に伴う、核的結合の問題についてまとめた。核的結合の弱い炉心では相対的に外乱に対する感度が大きく、場所依存性が強いことから、大型炉心の核特性を模擬した臨界実験の測定、その結果の実機への反映、実機の設計等でそれぞれその影響を念頭にいれておくことが必要である。(i)臨界実験の反応度測定では検出器の検出器効率の変化を考慮することで正しい出力変化を求めて反応度を測っていることを紹介した。(ii)基準体系に対し外乱が与えられた場合の摂動を表す方法として、基準体系の固有値関数を用いて表す方法がある。これを用いて、ZPPR-18、-19炉心の炉内装荷の64個の核分裂計数管データを使って外乱と中性子束分布の歪みについて検討した。そして固有値間隔と中性子束分布の歪みの関係、中性子束分布の歪みと固有値関数の関係を実験的に確認すると共に、実験データより固有値間隔を評価する手法を考案し、良好な結果を得た。(iii)この、固有値関数(モード)による方法を使って、従来観察されている反応率分布等のC/Eの空間依存性について検討をした。そして、ある特定のモードとC/Eの分布が深く関係していること、固有値間隔はその変化を扱ううえで有効であることなどを示した。核データ誤差がC/Eに及ぼす影響について、モードによる摂動解析と一般化摂動論に基づく感度解析とを比較しながら検討した。これにより、核データ誤差が中性子束分布を変化させた効果が測定反応率の断面積誤差よりもC/Eに影響が大きいこと、従来指摘されているU238保護等の誤差がC/Eに大きく影響していることを示した。また、C/Eの分布が今までと異なるZPPR-18、-19炉心の反応率分布について感度解析を実施し、核データ誤差がその主要因と考えると今までのJUPITER計画のC/E結果と整合がよく取れることを示した。(iv)これらの実験データを実機に反映する場合、固有値間隔、関数の一致度と核データに誤差を持つ核種の分布の一致が重要であり、一般化摂動論に基づくアジャストメント法が核的結合の弱い炉心では有効になると思われる。またこれら一連の検討を通して、核的結合の弱い炉心を扱うとき、固有値関数を念頭にいれた炉心応答の考え方は非常に物理的イメージが掴みやすく、その固有値間隔は感度(応答量)の大きさとよく対応していると思われた。

報告書

JUPITER-III実験解析(III)

白方 敬章*; 山本 敏久*; 中島 文明*; 他7名*

PNC-TN2410 89-003, 349 Pages, 1989/03

PNC-TN2410-89-003.pdf:8.55MB

本報告書は,動力炉研究開発本部 炉技術開発Grで組織しているJUPITERサブワーキングGrの昭和63年度の成果をまとめたものである。JUPITERサブワーキングGrは,動燃事業団が米国エネルギー省(DOE)との共同研究としてアルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型臨界実験装置ZPPRで実施した大型高速炉物理実験JUPITER-III計画の計画,実験解析を行うためのワーキンググループである。JUPITER-III計画は電気出力65万キロワット相当の軸方向非均質炉心模擬実験(ZPPR-17シリーズ)と100万キロワット相当の均質炉心模擬実験(ZPPR-18シリーズ)からなる。ZPPR-17シリーズの実験解析は本年度でほぼ完了し,ZPPR-18シリーズについては実験解析の準備中である。本年度の主な成果は下記の通りである。(1) 昨年度に引き続き,ZPPR-17の実験解析を実施し,以下の成果を得た。(I)臨界性について,マルチドロワモデル及びセンターラインモデル(セル定数作成法)の効果を評価した。前者の効果は+0.17%$$Delta$$kであり,後者の効果は基準解析のプレートストレッチモデルに比べて0.08$$sim$$0.09%$$Delta$$k高目である。これらの結果を考慮した解析結果(C/E値)は均質炉心ZPPR-9及び径方向非均質炉心ZPPR-13Aの結果とほぼ一致した。(II)制御棒反応度価値のC/E値は中心で0.9程度であり,5%程度の径方向依存性がみられた。反応率分布のC/E値にも5$$sim$$10%の径方向依存性があり,これらの傾向は均質炉心と同様である。(III)広領域NaボイドのC/E値は炉心領域で1.2$$sim$$1.5であり,内部ブランケット領域は0.8程度と低目である。サンプル反応度についても内部ブランケット領域では炉心領域よりも239Puサンプルで20%,10Bサンプルで10%程度過小評価する。これらの傾向は径方向非均質炉心と同様である。(2) ZPPR-17の実験データ集について,その構成と記載内容について検討し,記載すべきデータ項目を選定した。さらに,代表的な実験項目について具体的な記載内容をまとめた。(3) JUPITER実験等の臨界実験データとの対比及び補完の観点から,将来の「常陽」による炉物理実験項目を洗い出し,その成立性及び実験のために具備すべき実験機能を検討した

報告書

JUPITER-III実験解析(II)

白方 敬章; 中島 文明; 三田 敏男*; 早瀬 保*; 川島 正俊*; 河北 孝司*; 貝瀬 興一郎*

PNC-TN2410 88-004, 359 Pages, 1988/03

PNC-TN2410-88-004.pdf:10.17MB

昨年度1月より実験が開始されたJUPITER-III計画は、予定通り1年間の実験期間を終了した。昨年度は実験計画の検討、関連データの整理等を行なったが、本年度はこれに引き続き、実験データの解析を主とした研究作業を実施し、以下のような成果を得た。(1)ZPPR-18の実験予備解析を行ない、実験内容の検討を行なった。この結果、ZPPR-18の実験立案にその成果を反映することができた。(2)ZPPR-17A、17B、17Cの臨界性評価を行なった。ZPPR-17AのC/E値は、1.0003となり、均質炉心ZPPR-9のC/E値0.9995とほぼ一致した。(3)ZPPR-17A、17Bのベータeff評価を行なった。当ワーキング・グループのベータeffはANLよりも3%高目の値となり、JUPITER-I、IIと同様の系統性を示した。(4)ZPPR-17A、17Bの制御棒解析を行なった。ZPPR-17Aの中心制御棒解析の結果、CRPに対する制御棒ワースのC/E値は、プレートタイプ制御棒..0.871$$sim$$0.899ピンタイプ制御棒..0.883$$sim$$0.890となった。また、JUPITER-I、IIの場合と同様、炉心周辺部で計算値が過大評価するC/E値の径方向依存性が見られた。(5)ZPPR-17Aの広領域ボイド実験およびナトリウムボイド・ドロワーオシレーター実験について実験データの整理・調査を行なった。(6)ZPPR-12の臨界性評価を行なった。C/E値は、プレート燃料体系で1.0200であった。一方、中心ピンゾーン体系では、1.0180、周辺ピンゾーン体系では、1.0193となり、ピンプレート体系のC/E値は(0.2+-0.1)%の違いで一致した。その他、Naボイド、反応率分布についても同様にピン-プレート体系におけるC/E値の比較を行った。(7)ZPPR-17Aの実験データをサンプルとして、実験データのデータベース化の検討を行なった。(8)ZPPR-17Aにおけるマルチドロワー効果を評価した。臨界性に対するマルチドロワー補正は、+0.17%デルタk/kになった。

報告書

JUPITER-III 実験解析

白方 敬章*; 三田 敏男*; 中島 文明*

PNC-TN2410 87-006, 291 Pages, 1987/05

PNC-TN2410-87-006.pdf:7.41MB

大型高速増殖炉の炉心設計上必要な情報を得るために、JUPITER-3計画(PNC-DOE共同研究)が開始された。実験計画の検討、関連データの整理・検討および予備的な解析を実施し、以下の成果を得た。(1)最初の実験体系ZPPR-17A(軸方向非均質炉心)について、米国と協議の上、実験計画(実験体系、実験項目等)を日本実験計画案を基にして決定した。ZPPR-17A体系の炉心構成に関するデータを入手・整理し、当初の計画通りに実験が実施されていることを確認した。(2)JUPITER-3実験解析に適した解析手法を選定した。また、セル定数作成法などの今後の解析に適用すべき詳細解析手法についても検討した。さらに、ZPPR-17Aの臨界性予備解析の結果、そのC/E値(計算/実験)はZPPR-9(均質炉心)に比べて約0.1%低めの値となった。(3)JUPITER-3関連情報(ZPPR-12および13D)を整理・検討し、各実験の着目点および大型炉炉心設計への反映を考えて解析すべき測定項目を明確にした。また、ZPPR-12実験の解析手法の検討および予備的な解析を実施した。今回の結果ではピン・プレート体系間のC/E値の相違は0.1%$$Delta$$k程度でピン体系の方が小さいことが示された。この結果は同種のCADENZAと呼ばれる国際ベンチマーク解析結果であるピン・プレート体系間のC/E値の傾向(ピン系が0.15$$sim$$0.82$$Delta$$k大きい)と異なることが分った。(4)過去のJUPITER-1、2およびFCA実験の成果を総合評価し、JUPITER-3計画の実験方法および解析方法に対する留意事項をまとめ、上記(1)、(2)に反映した。

報告書

高速原型炉もんじゅ2次元遮蔽計算

大谷 暢夫*; 中島 文明*; 佐藤 理*

PNC-TN241 84-13, 679 Pages, 1984/12

PNC-TN241-84-13.pdf:15.34MB

本報告書は、昭和54年度の高速増殖原型炉「もんじゅ」製作設計準備において実施された2次元SN輸送計算をまとめたものである。ここにまとめられた計算の結果を使用しても、「もんじゅ」の炉体まわり遮蔽の詳細設計及び評価が行なわれた。但し、「もんじゅ」では、本報告書の解析計算後に設計の変更があり、ここに記された体系は最新の設計とは異なっている。又、遮蔽設計値としては、計算値に設計者の判断を含むバイアスや余裕を見込んだ値が採られるが、本報告書に記載された図や数値はすべて計算コードが出したそのままの値であり、設計値ではない。高速炉の遮蔽設計及び解析には、現在2次元SNコードが主として使用され成果をあげているが炉体まわりの遮蔽設計で問題となる様な複雑な体系に対する2次元SN計算は、計算の為のデータ作成に膨大な労力を要し、かつ、多大の計算時間を必要とする。そのため、数多くの遮蔽体系について2次元SN計算を実施する事は困難であるが、既に実施された計算の結果は高速炉の遮蔽を検討するための貴重なデータとして利用することができる。本報告書は、今後高速実証炉等の遮蔽特性を評価する為のデータとして利用される事を目的としてまとめられている。

論文

高速炉炉心の核的空間結合特性実験と解析

白方 敬章; 中島 文明

動燃技報, -(75), 20 Pages, 

大型炉心では中小型炉心の場合に比べて,外乱に対して出力分布が敏感に変動する,制御棒干渉効果が増大する,などの現象が見られる。これは炉心の核的な空間結合が低下したことが原因である。核的ディカップリング現象を把握し,それを精度よく記述し,さらに炉心設計,炉心安全設計へのインパクトを評価することは,大型炉心の開発上必要かつ重要なことである。本技術資料では核的ディカップリングに関する動燃の研究開発の成果と現状を述べる。まず日米共同核的空間結合特性(JUPITER-I。)実験の概要を紹介し,次に核的ディカップリングに関する実験と解析の結果を静的手法によるものと動的手法によるものに分けて報告する。さらに,設計への反映についても言及する。

論文

Core Performance and Characteristics of the Prototype fast Bresder Reactor Monju

中島 文明

INT CONF on Fast Reactersand related Fuel Cycles, 1, 8-2 Pages, 

None

論文

大型高速炉炉心の核的ディカップリング特性-(その1)静特性-

白方 敬章; 中島 文明

日本原子力学会誌, , 

大型高速炉炉心の核特性は小型炉心のものとは大幅に異なることが臨界実験(JUPITER)の結果明らかになった。中性子束分布が摂動で敏感に変動する、制御棒干渉効果が大きい、中性子源増倍法では反応度が測定できない、などである。これらは炉心領域間の核的結合の低下が共通の原因と考えられる。特性の測定結果を示し、原因を究明する。

論文

日米共同大型高速炉臨界実験(JUPITER-3)計画の概要

三田 敏男; 中島 文明; 山本 敏久*; 白方 敬章

日本原子力学会誌, 32(9), , 

大型高速炉の炉心設計と核設計法の評価に必要な情報を得ることを目的として、日本と米国の共同研究による大型高速炉臨界実験(JUPITER-3)計画を実施した。本計画では軸方向非均質炉心と均質炉心の模擬実験が実施され、また、その解析と評価が日米双方で行われている。本稿では本計画の目的、実験内容、実験解析の概要を述べる。尚、本稿は日本原子力学会からの依頼による解説記事である。

論文

Neutronic Decoupling and Space-Dependent Nuclear Characteristics for Large Liquid-Metal Fast Breeder Reactor Cores

白方 敬章; 三田 敏男; 中島 文明

Nuclear Science and Engineering, 113(2), 97 Pages, 

 被引用回数:8 パーセンタイル:33.86(Nuclear Science & Technology)

大型FBR炉心では中小型炉心の場合に比べて、外乱に対して出力分布が敏感に変動する。制御棒干渉効果が増大するなどの現象が見られる。これは大型炉心では核的ディカップリングの程度が大きいことが原因である。核的ディカップリングの程度は固有値間隔で表される。日米協同核的空間結合特性(JUPITER-I0)実験において、フラックスティルト(中性子束分布の非対称性)法により固有値間隔を測定した。一方、同じ炉心で静的な核特性を測定し、その解析の結果、反応率や制御棒反応度のC/E値(計算/実験)に空間依存性が現れた。同じ炉心の固有値のC/Eの傾向を比較した結果、両者の間に定量的な関係があることが分かった。従って、静特性のC/Eの炉心依存性は、炉心核的ディカップリングの程度で説明出来ることが明らかになった。

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