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論文

Study on dryout and rewetting during accidents including ATWS for the BWR at JAEA

佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12

原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。

論文

Formation of radioactive cesium microparticles originating from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident; Characteristics and perspectives

大貫 敏彦*; 佐藤 志彦; 宇都宮 聡*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.790 - 800, 2019/09

Following the identification of radioactive particulates, particularly Cs microparticles (CsMPs) in aerosol samples collected on 14-15 March 2011 at Tsukuba, ~170 km south of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP), numerous reports on CsMPs have been published. This paper reviews recent progress in the measurement and characterization of CsMPs by advanced analytical techniques, including advanced transmission electron microscopy (TEM) and synchrotron X-ray analysis. These analyses revealed that the CsMPs contained Si, Fe, Zn, Cs, and minor quantities of U together with some fission products. Uranium in the CsMPs was identified as being in the form of uraninite and (U,Zr)O$$_{2}$$. Detailed advanced TEM analysis has clarified some of the processes resulting in alteration of constituents of the nuclear fuels and containment vessel materials during this severe accident. In addition, the Tokyo Electric Power Company in cooperation with the Japan Atomic Energy Agency and the International Research Institute for Nuclear Decommissioning issued a detailed report on the elemental compositions and structures of the fuel debris fragments collected inside and outside of the primary containment vessel. This report highlighted the fact that the fuel debris fragments contained nanoparticles with the U and Zr components having similar structures to that of the CsMPs. This similarity in structures has stimulated further research on the structure and elemental constituents, especially for U and Zr in the CsMPs, and has opened up new avenues for studying the chemical characteristics of the fuel debris.

論文

Ultrasound measurement of upward liquid film flow in vertical pipe

和田 裕貴; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介; 佐川 淳*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4518 - 4531, 2019/08

原子力機構では、液膜のドライアウト・リウェットを液膜の有無を超音波液膜測定によって実現するための技術開発を実施している。原子力工学分野における従来研究では、使用する超音波の搬送周波数が5MHzと比較的低く、最小液膜厚さの限界値が実用的に0.1mm以上の厚い領域に限られていた。さらに、液膜厚さを評価する際の信号処理方法が生データと共に明確に示されておらず、それに伴う測定の不確かさにおける議論が充分ではない。そこで、本研究では15MHzの中心周波数を有する圧電素子と独自の駆動回路を用いた超音波液膜厚さ測定装置を開発した。本発表では、本装置における液膜測定の妥当性の検証結果、鉛直管内を流れる上昇環状液膜流を測定した結果及び管内測定に際する測定部の詳細設計について報告する。

論文

TENDL-2017 benchmark test with iron shielding experiment at QST/TIARA

権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 落合 謙太郎*; 佐藤 聡*; 春日井 敦*

Fusion Engineering and Design, 144, p.209 - 214, 2019/07

先進核融合中性子源A-FNSの核設計で重要な20MeV以上の核データライブラリ検証のために、QST/TIARAの40MeV, 65MeV準単色中性子入射鉄遮蔽実験を使ってTENDL-2017のベンチマークテストを行った。計算で得られた中性子スペクトルに30MeV付近で不自然な山が生じることが見つかった。この原因を詳細に調べた結果、30MeV中性子入射の$$^{54}$$Fe, $$^{56}$$Fe, $$^{58}$$Feの2次中性子スペクトルデータに問題があり、不自然な山が生じることを明らかにした。同じ問題がTENDL-2017, TENDL-2015, FENDL-3.1dの多くの核種で起こっていることもわかった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2017年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 外間 智規; 西村 朋紘; 松原 菜摘; et al.

JAEA-Review 2018-025, 171 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-025.pdf:3.81MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2017年4月から2018年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目で見られた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

論文

On the liquid film flow characteristics during the rewetting in the single rod air-water system

和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 10 Pages, 2018/07

Dry-out and rewet for an anticipated transition without scrum (ATWS) become one of the important issues. In order to predict all of these phenomena, it is necessary to cover wide range of thermal-hydraulic condition, and the modeling of precursory cooling is one of the key issues on the prediction. To reveal the precursory cooling phenomena in the rewetting process, rewetting experiment was carried out using a single heater rod in a circular glass pipe with air-water system at atmospheric pressure. Liquid film front thermal and dynamic behaviors were measured by thermocouples and visualization with a high speed camera. To establish a new rewetting model, liquid film flow characteristics including roll wave behavior, and the mass and energy balance of the liquid film at the rewetting front considering effects of sputtering were summarized in this paper.

論文

Shielding performance of newly developed boron-loaded concrete for DT neutrons

佐藤 聡*; 今野 力; 中島 宏; 塩永 亮介*; 野瀬 裕之*; 伊藤 祐二*; 橋本 博英*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.410 - 417, 2018/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

中性子遮蔽性能の向上を目的に、ホウ素を重量濃度で10%以上含有するボロンコンクリートを新たに開発した。原子力機構FNSのDT中性子源と新たに開発したボロン含有コンクリートを用いて中性子遮蔽実験を実施し、$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nb及び$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au反応の反応率を測定した。この実験の解析をMCNP及びFENDL-2.1を用いて行った。計算値は実験値とよく一致し、ボロン含有コンクリートの原子組成データとその核データの精度は非常に良いことを確認した。加えて、ボロン含有コンクリート及びその他のコンクリート中の実効線量率及び$$^{59}$$Co(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Co及び$$^{151}$$Eu(n,$$gamma$$)$$^{152}$$Eu反応の反応率を計算した。今回開発したボロン含有コンクリートは、他のコンクリートと比べ、DT中性子に対し非常に良い遮蔽性能を有していることがわかった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2016年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 西村 朋紘; 小池 優子; et al.

JAEA-Review 2017-028, 177 Pages, 2018/01

JAEA-Review-2017-028.pdf:3.61MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2016年4月から2017年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

論文

FENDL-3.1b test

今野 力; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

JAEA-Conf 2017-001, p.117 - 122, 2018/01

FENDL-3の修正版FENDL-3.1bが2015年10月に公開された。そこで、以前IAEAに報告したFENDL-3の問題に対し、FENDL-3.1bの中性子入射データのテストを行った。20MeV以上のMATXSファイルの問題はFENDL-3をNJOY2012.50で処理することにより修正された。KERMA係数とDPA断面積については、IAEAは$$^{15}$$Nの捕獲反応の間違っているQ値を修正し、NJOY2012.50でKERMA係数とDPA断面積を再計算した。異常に大きいガス生成断面積を除いて、多くのKERMA係数とDPA断面積は良くなっていることを確認した。しかし、ガス生成データのNJOYでの処理に新たな問題が見つかり、その原因がNJOYのバグにあることを指摘した。また、IAEAでの$$^{116}$$Snと$$^{117}$$SnのNJOYでの処理トラブルについても調べ、NJOYの修正ファイルの一つがこのトラブルを引き起こしていることを特定した。

論文

ENDF/B-VIII$$beta$$2 benchmark test with shielding experiments at QST/TIARA

権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 落合 謙太郎*

JAEA-Conf 2017-001, p.123 - 128, 2018/01

ENDF/B-VIIIの$$beta$$版, ENDF/B-VIII$$beta$$2、が2016年8月に公開された。そこで、量子科学技術研究開発機構TIARAでの40及び65MeV中性子入射鉄、コンクリート遮蔽実験でのENDF/B-VII.1の$$^{16}$$Oと$$^{56}$$Feに起因する過大評価の問題がENDF/B-VIII$$beta$$2で改善したかどうかを調べた。ENDF/B-VIII$$beta$$2のACEファイルをNJOY2012.50コードで作り、MCNP-5コードで解析を行った。比較のため、ENDF/B-VII.1, FENDL-3.1bとJENDL-4.0/HEを用いた解析も行った。その結果、以下のことがわかった; (1)$$^{56}$$Feに起因する約40MeVの中性子の大幅な過大評価は改善された、(2)$$^{56}$$Feに起因する約65MeVの中性子の過大評価も若干改善されたが、FENDL-3.1bよりは悪かった、(3)$$^{16}$$Oに起因する中性子の大幅な過大評価は改善されなかった。これらの結果を考慮して、ENDF/B-VIIIの最終版は作られるべきである。

論文

Experimental investigation of Post-BT heat transfer and rewetting phenomena

佐藤 聡; 和田 裕貴; Le, T. D.; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/00

本研究では、Post-BT熱伝達、液滴伝達率およびリウェット挙動を取得するため、BWRのAOOを模擬した条件において実験を行った。熱伝導方程式を解析的に解くことでリウェット挙動を調査し、リウェット速度、壁面温度および先行冷却と濡れ領域における熱伝達率の間の関係を把握した。さらに、Post-BT熱伝達とリウェット挙動へのスペーサ効果を調べるため、ATWS模擬条件において丸セル模擬スペーサを設置した実験を行った。これにより熱伝達率がモデルによる予測よりも増加すること、また低圧、高質量流束条件においてリウェット速度が増加することが示された。一連の実験を通して先行冷却が重要な役割を果たしていると考えられることから、先行冷却に着目した新しい実験を行い、リウェットフロント周辺の液膜と液滴の挙動が先行冷却メカニズムに与える影響を調べた。

論文

Inverse pole figure mapping of bulk crystalline grains in a polycrystalline steel plate by pulsed neutron Bragg-dip transmission imaging

佐藤 博隆*; 塩田 佳徳*; 諸岡 聡; 戸高 義一*; 足立 望*; 定松 直*; 及川 健一; 原田 正英; Zhang, S.*; Su, Y.; et al.

Journal of Applied Crystallography, 50(6), p.1601 - 1610, 2017/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:20.86(Chemistry, Multidisciplinary)

A new mapping procedure for polycrystals using neutron Bragg-dip transmission is presented. This is expected to be useful as a new materials characterization tool which can simultaneously map the crystallographic direction of grains parallel to the incident beam. The method potentially has a higher spatial resolution than neutron diffraction imaging. As a demonstration, a Bragg-dip neutron transmission experiment was conducted at J-PARC on beamline MLF BL10 NOBORU. A large-grained Si-steel plate was used. Since this specimen included multiple grains along the neutron beam transmission path, it was a challenging task for existing methods to analyze the direction of the crystal lattice of each grain. A new data-analysis method for Bragg-dip transmission measurements was developed based on database matching. As a result, the number of grains and their crystallographic direction along the neutron transmission path have been determined.

論文

Benchmark experiment on copper with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 124, p.1161 - 1164, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

磁場閉じ込め式核融合炉システムの超伝導コイルやIFMIF加速器中性子源でよく使われる銅の核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施したが、閾反応以外の結果で計算値が実験値を大きく過小評価しており、共鳴領域で銅核データの弾性散乱、捕獲反応断面積に問題がある可能性を指摘した。そこでグラファイト付銅実験体系を提案し、低エネルギー成分を増やした入射中性子場を設けて新ベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。しかし、未だに低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率は計算値が実験値を大幅に過小評価した。銅核データの詳細検討より、前回試験的に作成した修正核データを用いることでこの過小評価の解消できることを明らかにした。この結果で低エネルギー中性子成分が多い中性子場でもこの断面積の修正の妥当性を確認できた。

論文

Lead benchmark experiment with DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Science and Technology, 72(3), p.362 - 367, 2017/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

鉛は核融合炉システムで中性子増倍、トリチウム増殖及び冷却材の候補材料である。更に$$gamma$$線の遮蔽材でもあり、IFMIF加速器中性子源ではビームダンプ、機器の遮蔽への使用が期待されている。7年前に鉛の核データベンチマーク実験を原子力機構のDT中性子源FNSで実施したが、低エネルギー中性子に感度を有する反応の結果に実験室壁等の散乱によるバックグランド中性子の影響が含まれていた。そこでバッググランド中性子を吸収する酸化リチウムで囲んだ鉛実験体系で新たなベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。7年前に測定できなかった低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率の測定には成功したものの、全ての反応率結果で鉛体系表面からの距離とともにどの核データライブラリーを用いた計算値も実験値を過小評価する傾向が見られた。鉛核データの詳細検討により計算値の過小評価原因として考えられる核データ間の差を指摘した。

論文

Important comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE files of JENDL-4.0, JEFF-3.2 and ENDF/B-VII.1

今野 力; 多田 健一; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02040_1 - 02040_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

これまでに核データライブラリーの公式のACEファイルに内蔵されている多くの核種のKERMA係数、DPA断面積が以下の理由で異なっていることを指摘してきた。(1)核データの誤り、(2)NJOYのバグ、(3)非常に大きなヘリウム生成断面積、(4)mf6 mt102データ、(5)2次粒子のエネルギー角度分布データがないこと。今回、JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のKERMA係数, DPA断面積をより詳細に調べた。その結果、核データリブラリー間でのKERMA係数、DPA断面積の差の新たな原因を見出した。新たな原因は、以下に分類される。2次荷電粒子データがないこと、2次$$gamma$$線データがないこと、妥当でない2次$$gamma$$線スペクトル、妥当でない粒子生成収率、捕獲反応をmf12-15 mt3データに格納すること。これらの原因のいくつかはNJOYコードが対応していないことによると思われる。問題のあるJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のACEファイルは本研究をもとに改訂すべきである。

論文

JENDL-4.0/HE benchmark test with concrete and iron shielding experiments at JAEA/TIARA

今野 力; 松田 規宏; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.01024_1 - 01024_6, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.04

2015年11月に公開されたJENDL-4.0/HEの中性子入射データベンチマークテストとして、原子力機構TIARAでの40MeV、65MeV準単色中性子によるコンクリートと鉄の遮蔽実験の解析を行った。解析には、モンテカルロコードNCNP-5とNJOY2012で作成したJENDL-4.0/HEのACEファイルを用いた。その結果、JENDL-4.0/HEを用いた計算はコンクリート遮蔽実験をよく再現するものの、鉄遮蔽実験を過小評価することがわかった。核データを詳細に調べた結果、JENDL-4.0/HEの$$^{56}$$Feの弾性散乱外断面積が65MeV付近で大きく、これが鉄遮蔽実験での過小評価の原因であると考えられる。

論文

Energy-resolved small-angle neutron scattering from steel

大場 洋次郎*; 諸岡 聡; 大石 一城*; 鈴木 淳市*; 高田 慎一; 佐藤 信浩*; 井上 倫太郎*; 土山 聡宏*; Gilbert, E. P.*; 杉山 正明*

Journal of Applied Crystallography, 50(2), p.334 - 339, 2017/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:51.3(Chemistry, Multidisciplinary)

Recent progress of pulsed neutron sources has enabled energy-resolved analysis of neutron attenuation spectra, which include information on neutron scattering. In this study, a new analysis technique for small-angle neutron scattering (SANS) is demonstrated. A clear difference is observed in the neutron attenuation spectra between steels with different nanostructures; this difference can be understood as arising from attenuation due to SANS. The neutron attenuation spectra, calculated from the corresponding SANS profiles, agree well with the experimentally observed attenuation spectra. This result indicates that measurement of neutron attenuation spectra may enable the development of a novel experimental technique, i.e. energy-resolved SANS (ESANS).

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2015年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 細見 健二; 永岡 美佳; 外間 智規; 横山 裕也; 西村 朋紘; 松原 菜摘; 前原 勇志; et al.

JAEA-Review 2016-035, 179 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2016-035.pdf:4.2MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2015年4月から2016年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目でみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

論文

Benchmark experiment on molybdenum with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

太田 雅之*; 権 セロム*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 114, p.127 - 130, 2017/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本が検討している核融合中性子源のターゲットシステム構造材料として用いられる予定のSUS316Lには、数%のモリブデンが含まれている。以前モリブデンの核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施し、数100eV以上のエネルギー領域における問題点を指摘してきた。今回さらに、グラファイトで囲んだ新たな実験体系を提案し、より低エネルギーまで検証可能なベンチマーク実験を実施した。放射化箔と小型核分裂計数管を用いて反応率と核分裂を測定し、モンテカルロ計算コードMCNPと最新の核データライブラリーを用いた計算と比較を行い、$$^{95}$$Moの45eV付近の共鳴のテール部分の(n,$$gamma$$)断面積を過小評価している可能性を示した。

論文

加熱中その場放射光X線回折による焼もどし組織の定量解析

諸岡 聡; 川田 裕之*; 大場 洋次郎*; 佐藤 真直*

平成28年度SPring-8産業新分野支援課題・一般課題(産業分野)実施報告書, p.95 - 98, 2017/00

Q&P(Quench and Partitioning)プロセスは、鉄鋼材料を高い衝撃吸収性を維持したまま高強度化するための有効的なミクロ組織制御法の一つである。本研究は、Q&Pプロセスで重要となる炭素分配挙動を任意の時間軸で観測し、炭素拡散挙動を定量化することを目的とする。本実験は産業利用IビームラインBL19B2を使用して、加熱中その場放射光X線回折測定を実施した。加熱による任意時間の回折線に対して、格子面間隔・積分強度の情報を評価することで、ミクロ組織の変化の乏しい温度域での炭素分配挙動を把握することに成功した。

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