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報告書

高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱の評価

宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴

JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB

最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。

報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量と$$gamma$$線量率分布の測定評価,2

山本 崇裕; 伊藤 主税; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆

JAEA-Technology 2017-036, 41 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-036.pdf:7.86MB

高速実験炉「常陽」では、復旧措置の一環として、平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し、キャスクに収納した。旧炉心上部機構は、「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり、高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため、「常陽」では、原子炉容器内の線量率測定を実施し、C/E補正する手法を導入することで、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化を図った。本研究では、当該評価手法が妥当であったことを検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて、旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布を測定し、計算値と比較した。その結果、(1)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布は、キャスクの形状に応じたピークを有し、その位置は、計算値と測定値で一致した。(2)軸方向$$gamma$$線の検出器応答分布のC/Eは、1.1$$sim$$1.7であった。なお、旧炉心上部機構の表面線量率の最適化においては、原子炉容器内の線量率測定結果の反映する際に、保守性を確保したものとしている。以上より、「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は、十分な信頼性を有することが確認できた。

論文

A Simple method to create gamma-ray-source spectrum for passive gamma technique

芝 知宙; 前田 茂貴; 相楽 洋*; 石見 明洋; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.250 - 257, 2017/12

 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所から出る燃料デブリ中に含まれる核物質量測定技術の一つとして、パッシブガンマ測定法が開発されている。本研究では、パッシブガンマ測定法の開発に用いるシミュレーション用$$gamma$$線源の作成を行い、その線源を用いて収納缶に封入された燃料デブリから漏洩する$$gamma$$線のシミュレーションを行った。一般的に、シミュレーション用$$gamma$$線源の作成は多大な労力を要する。本研究ではORIGEN2コードの連続スペクトルと着目する$$gamma$$線の線スペクトルを融合し、簡便かつ精度の良いシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法を開発した。また、本手法は制動放射線を考慮に入れることができる。本手法で作成した$$gamma$$線源を用いて、Peg検出器の検出器応答を計算した。結果は実際の照射済み燃料の$$gamma$$線測定実験の結果と比較され、よく一致した。また、制動放射のX線は検出器応答にほとんど影響を及ぼさなかった。

論文

Validation of decay heat evaluation method based on FPGS cord for fast reactor spent MOX fuels

宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05

本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、1445$$pm$$24Wから158$$pm$$9Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

報告書

「常陽」交換用炉心上部機構の設計・製作

大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11

JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB

高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。

論文

Problem on MATXS files with multiple temperature cross section data

今野 力; 前田 茂貴; 小迫 和明*

Energy Procedia, 71, p.213 - 218, 2015/05

 パーセンタイル:100

複数温度に対する多群断面積を格納したMATXSファイルに関する問題について報告する。この問題は、高速実験炉常陽を簡略化したモデル内の全中性子束,全$$gamma$$線束を、MATXSLIB-J40(JENDL-4.0からNJOY99で作成された300, 600, 900, 1200, 1800Kの多群断面積)を使い、300K, 600Kの温度条件で、DORTコードで計算した際に新たに見つかった。計算で得られた全中性子束は300Kでも600Kでもほとんど同じであったが、600Kのときの全$$gamma$$線束は300Kの時の全$$gamma$$線束に比べ10%大きくなった。この違いの原因を調べた結果、MATXSファイルの$$gamma$$生成のデータ構造とMATXSファイルを処理するTRANSXコードの間で一部整合性がとれていない箇所があることが判明した。この問題を解決するため、MATXSファイルのデータを修正するプログラムを作成した。MATXSLIB-J40はこのプログラムを用いて修正される予定である。

論文

Fast neutron detection under intense $$gamma$$-ray fields with novel nuclear emulsion technique

石原 康平*; 高木 恵輔*; 湊 春奈*; 河原林 順*; 富田 英生*; 前田 茂貴; 中 竜大*; 森島 邦博*; 中野 敏行*; 中村 光廣*; et al.

Radiation Measurements, 55, p.79 - 82, 2013/08

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

原子核乾板を用いた高$$gamma$$線下での中性子測定に向け、新規に開発を進めている原子核乾板について$$gamma$$線に対する乾板応答シミュレーション結果と実験結果との比較により、潜像が現像されるには付与エネルギーに閾値が存在する可能性が示唆され、$$gamma$$線に対する感度を低減するためにAgBr結晶粒径微細化が有用であることがわかった。新型乾板の中性子と$$gamma$$線の感度を比較し、$$gamma$$/n比8桁で測定できる可能性を得た。

論文

A New unfolding code combined maximum entropy and maximum likelihood for neutron spectrum measurement

前田 茂貴; 井口 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(4), p.381 - 386, 2013/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.18(Nuclear Science & Technology)

本研究では、原子炉ドシメトリーにおける高信頼度のスペクトル評価技術の確立を目的として、測定に基づく中性子スペクトル評価において初期スペクトルに頼らない高信頼度のアンフォールディング法を開発した。最大エントロピー原理と最尤法に基づくアルゴリズムを応答関数誤差も考慮して定式化し、その誤差評価手法も導出した。模擬データの解析により、本手法の妥当性を評価し、高速実験炉「常陽」で測定した放射化箔データに適用した結果、実験的に妥当な解スペクトルを得ることができた。

論文

Effect of radial zoning of $$^{241}$$Am content on homogenization of denatured Pu with broad range of neutron energy based on U irradiation test in the experimental fast reactor Joyo

芝 知宙*; 相楽 洋*; 大西 貴士; 小山 真一; 前田 茂貴; Han, C. Y.*; 齊藤 正樹*

Annals of Nuclear Energy, 51, p.74 - 80, 2013/01

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

幅広い中性子エネルギーを有する高速実験炉「常陽」にて照射したUサンプルの化学分析試験を行った。Uサンプルの照射解析を行い、解析手法を構築した。本解析手法を利用して、Am-劣化ウランペレットの照射解析を行った。その結果、ペレットの内側と外側において$$^{241}$$Amを異なる濃度で添加することにより、ペレット全体で$$^{238}$$Pu濃度が均一となることを明らかにした。

論文

Verification of JUPITER standard analysis method for upgrading Joyo MK-III core design and management

前田 茂貴; 伊藤 主税; 関根 隆; 青山 卓史

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.184 - 196, 2012/06

高速実験炉「常陽」の炉心設計・炉心管理高度化のためのJUPITER標準解析手法の検証を、MK-III性能試験及び定格運転サイクルにおける炉物理試験結果を用いて実施した。解析結果と実験値との比は、5%以内とよく一致した。この比較を通じて、JUPITER標準解析手法の「常陽」MK-III炉心における計算精度を確認した。本研究の結果、制御棒価値をはじめとする核特性の設計裕度が合理化できる。これにより、燃料交換体数を節約した効率的な炉心設計・炉心管理が実施でき、節約した燃料により多くの照射試験を実施できる見通しを得た。

論文

Development of neutron measurement in intense $$gamma$$ field using new type of nuclear emulsion

河原林 順*; 石原 康平*; 高木 恵輔*; 富田 英生*; 井口 哲夫*; 中 竜大*; 森島 邦博*; 前田 茂貴

Journal of ASTM International (Internet), 9(3), 5 Pages, 2012/03

新しい原子核乾板法を用いた高$$gamma$$線下での中性子測定法の開発を行っている。中性子照射実験により新型原子核乾板の検出感度曲線(阻止能-銀粒子密度の関係)を求め、その検出感度曲線を用いてモンテカルロシミュレーションによる$$gamma$$線飛跡シミュレーションを行った。さらに、$$gamma$$線照射実験によりシミュレーションの妥当性を評価した。銀粒子径を60$$mu$$mにすることで、中性子と$$gamma$$線の感度比が向上し、中性子エネルギースペクトル測定が可能となる見通しを得た。

報告書

ジルコニウム合金の高温ナトリウムとの共存性

古川 智弘; 加藤 章一; 前田 茂貴; 山本 雅也; 関根 隆; 伊藤 主税

JAEA-Research 2011-039, 20 Pages, 2012/02

JAEA-Research-2011-039.pdf:3.4MB

高速実験炉「常陽」では、炉心平均燃焼度のさらなる向上を目指して、ドライバー燃料領域の周囲に、ジルコニウム(Zr)合金製反射体を適用することが計画されている。本研究では、「常陽」の冷却材であるナトリウム(Na)中におけるZr合金の耐食性の評価を目的として、高温Na中における腐食特性及び機械的強度に及ぼすNa環境の影響を調べた。Na中浸漬試験は、2種類のZr合金を対象に、500$$^{circ}$$C及び650$$^{circ}$$Cの停留及び流動Na中にて実施し、腐食評価の指標となる重量変化量の測定及び金属組織観察を行った。また、同浸漬材料について、大気中でNa浸漬温度と同一温度条件下で引張試験を実施し、浸漬後の強度特性を調べた。

論文

原子炉ドシメトリーの高精度化・高信頼化に向けた中性子スペクトルアンフォールディング法の現状と課題

前田 茂貴; 井口 哲夫*

日本原子力学会和文論文誌, 10(2), p.63 - 75, 2011/06

中性子スペクトルアンフォールディングは多重放射化箔の反応率から逆問題を解くことによってスペクトルを求める手法であり、原子炉ドシメトリーにおいて中性子照射場のキャラクタリゼーションで用いられる技術である。今日まで、多くのスペクトルアンフォールディングコードが開発され、性能が相互比較,検証されてきているが、使用するアンフォールディングコード,応答関数及び初期推定スペクトルやその共分散などの入力データの準備における標準的な手法は確立されているとは言えない。本論文は、放射化箔を用いた原子炉ドシメトリーにおける中性子スペクトルアンフォールディングの現状について調査し、典型的な高速中性子照射場において異なるコードから得られた解スペクトルを比較することで、その妥当性等について確認した。解スペクトルは使用する理論,解析コード及び初期推定スペクトルに大きく依存する結果となった。また、原子炉ドシメトリーの高精度化,高信頼化に向けた中性子スペクトルアンフォールディングの核データ,手法の標準化等の課題についてまとめた。

論文

Verification of JUPITER standard analysis method for upgrading Joyo MK-III core design and management

前田 茂貴; 伊藤 主税; 関根 隆; 青山 卓史

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/05

高速実験炉「常陽」の炉心設計・炉心管理高度化のためのJUPITER標準解析手法の検証を、MK-III性能試験及び定格運転サイクルにおける炉物理試験結果を用いて実施した。解析結果と実験値との比は、5%以内とよく一致した。この比較を通じて、JUPITER標準解析手法の「常陽」MK-III炉心における計算精度を確認した。本研究の結果、制御棒価値をはじめとする核特性の設計裕度が合理化できる。これにより、燃料交換体数を節約した効率的な炉心設計・炉心管理が実施でき、節約した燃料により多くの照射試験が実施可能となる。

論文

Core modification to improve irradiation efficiency of the experimental fast reactor Joyo

前田 茂貴; 山本 雅也; 曽我 知則; 関根 隆; 青山 卓史

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.693 - 700, 2011/04

高速実験炉「常陽」では、運転用燃料に比べて核物質量の少ない照射試験用集合体を多く装荷しつつ、運転用燃料の利用効率を向上できるようにするため、炉心燃料の高燃焼度に関する炉心改造を計画している。改善方策として、(1)径方向反射体要素の材質をステンレス鋼からジルコニウム合金に変更することで、中性子反射効率を高め、(2)性能試験及びその後の運用実績に基づき、制御棒価値の設計余裕を合理化することにより制御棒の本数を削減し、炉心の平均燃焼度を増加できることを核計算により確認した。これらの方策により、運転用燃料の利用効率改善と「常陽」の照射能力を向上させることができる。

報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量と$$gamma$$線量率分布の測定評価

伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史

JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB

「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の$$gamma$$線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200$$^{circ}$$Cの高温環境に耐える$$gamma$$線量率測定装置を製作し、$$^{60}$$Co校正照射施設で$$gamma$$線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.1$$sim$$2.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。

論文

Measurement and analysis of in-vessel component activation and $$gamma$$ dose rate distribution in Joyo

前田 茂貴; 内藤 裕之; 伊藤 主税; 青山 卓史

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.182 - 185, 2011/02

ナトリウム冷却型高速炉の炉内構造物の放射化量評価、及び原子炉容器内の観察に供するファイバースコープの放射線劣化評価に資するため、冷却材ナトリウムをドレンした状態で、「常陽」原子炉容器内の$$gamma$$線量率分布を測定評価した。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200$$^{circ}$$Cの高温環境に耐える$$gamma$$線量率測定装置を製作し、$$^{60}$$Co校正照射施設で$$gamma$$線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。測定の結果、原子炉容器内の主要構造物の線源強度と$$gamma$$線量率分布を把握できた。実測した$$gamma$$線量率を点減衰核積分法計算コードQAD-CGGP2による計算値と比較した結果、C/E:1.3$$sim$$2.7が得られ、放射化計算及び遮へい計算の精度を確認した。

論文

Thirty years experience at the experimental fast reactor Joyo; High quality core management and irradiation field characterization technique

前田 茂貴; 伊藤 主税; 青山 卓史; 前田 幸基; 茶谷 恵治

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.581 - 582, 2010/11

高速実験炉「常陽」は、日本で最初に建設された高速炉である。1977年の初臨界以来、順調に運転を続け、設計,建設,約30年間の運転実績は、ナトリウム冷却型高速増殖炉の技術的知見の蓄積・向上、安全性及び信頼性を示すことができた。また、1982年には照射試験用のMK-II炉心に改造され、さらに2003年には照射能力を向上させるため、より高性能なMK-III炉心への改造が行われ、MA含有MOX燃料,ODS鋼被覆管燃料等の高速増殖炉の燃料・材料開発のための高速中性子照射場として利用されてきた。これらの技術的知見・データ保存の一環でMK-II炉心の炉心・燃料管理に関する諸データを炉心特性データベースとして公開し、OECD/NEAにも登録した。今後も高速増殖炉開発に貢献するべく、多くのデータを公開する予定である。また、現在は炉内干渉物対策で停止中であるが、再起動後には高速炉のみならず基礎・基盤的な研究用途への利用拡大を図り、世界で数少ない高速中性子照射炉及びプラント技術の実証の場として貢献していく予定である。

報告書

高速実験炉「常陽」の原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験

大川内 靖; 前田 茂貴; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史; 石田 公一

JAEA-Technology 2009-047, 130 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-047-1.pdf:44.46MB
JAEA-Technology-2009-047-2.pdf:38.7MB
JAEA-Technology-2009-047-3.pdf:33.16MB

原子力分野の研究・開発・利用にかかわる人材育成を強化する目的で、教育研究活動の支援プログラムを国が推進している。このような背景に鑑み、大学との連携強化を図り、原子力分野の人材育成に貢献するため、高速実験炉「常陽」及び関連施設を用いた実践的研修を行うシステムを整備してきた。本書は、「常陽」の原子炉シミュレータを用いた高速炉物理実験について、その内容をまとめたものである。実習は、「常陽」運転訓練用のフルスコープ原子炉シミュレータを用いて行われ、原子炉の起動から臨界,制御棒校正試験,原子炉の温度や出力変化に伴う反応度係数の測定,高速炉心のフィードバック反応度測定等の各実験を通して、原子炉固有の安全性(自己制御性)を理解するとともに、原子炉の運転操作を体験できるものである。

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