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論文

Fast reactor core seismic experiment and analysis under strong excitation

山本 智彦; 岩崎 晃久*; 川村 一輝*; 松原 慎一郎*; 原田 英典*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

高速炉の炉心支持構造、炉心構成要素を適切に設計するためには、地震時における炉心群振動挙動を把握する必要がある。高速炉の地震時における炉心群振動挙動を把握するため、炉心の流体構造連成、鉛直方向変位(跳び上がり)を含めた地震時炉心の3次元群振動挙動を評価するための炉心耐震解析手法の開発を進めている。炉心構成要素を模擬した37体の1/1.5縮尺集合体を用いて六角配列の群体系振動試験を実施した。振動試験で得られたデータを基に、強加振条件に対応するために新たに組み込んだ解析評価モデルの比較検証を実施した。

論文

Core seismic experiment and analysis of full scale single model for fast reactor

山本 智彦; 北村 誠司; 岩崎 晃久*; 松原 慎一郎*; 岡村 茂樹*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

高速炉の地震時における炉心群振動挙動を把握するため、炉心の流体構造連成、鉛直方向変位(跳び上がり)を含めた地震時炉心の3次元群振動挙動を評価するための炉心耐震解析手法を構築した。また、実寸大単体、1/1.5縮尺群体系、1/1.5縮尺列体系、1/2.5縮尺多数体系と、段階的に検証データを取得するための振動試験を実施し、開発した3次元炉心群振動解析コード(REVIAN-3D)の比較検証を実施した。本論文は、実寸大単体試験の結果及びこの試験結果を用いた炉心耐震解析手法の検証結果をまとめたものである。高速炉炉心は、下部支持板に自立した数百の炉心構成要素で構成されており、それぞれは微小な隙間を持って流体中に配置されている。炉心構成要素は熱伸びとスウェリングの影響を回避するため、鉛直方向変位を拘束するための支持を持っていない。近年、日本では想定される地震動が大きくなり、鉛直方向の地震動が重力加速度を超えることで、炉心構成要素の鉛直方向変位(跳び上がり)と水平方向変位を同時に考慮する必要が生じた。この3次元振動挙動は、周囲冷却材からの流体力や周囲構造物との干渉の影響を受ける。

論文

Secondary sodium fire measures in JSFR

近澤 佳隆; 加藤 篤史*; 山本 智彦; 久保 重信; 大野 修司; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*

Nuclear Technology, 196(1), p.61 - 73, 2016/10

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

JSFR(Japan Sodium-cooled Reactor)は高い信頼性確保を目指し、設計の初期の段階から完全2重管を採用しナトリウム漏えいに対策している。ここでは、2次ナトリウム火災対策設備候補としてナトリウムドレン、窒素ガス注入、圧力放出弁、キャッチパン、漏えいナトリウム移送設備を比較評価した。また、仮想的に2次主冷却系において2重バウンダリから漏えいがあり、ナトリウムが原子炉建屋の鋼板コンクリート上に漏えいして燃焼した場合を仮定して対策設備の効果を解析により評価した。

論文

Performance evaluation on secondary sodium fire measures in JSFR

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 山本 智彦; 久保 重信; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.523 - 530, 2014/04

JSFRは2次系のナトリウムバウンダリを2重化しており信頼性を強化している。本検討では厳しい想定を行い、2重バウンダリ破損があった場合の対策設備の性能を評価した。

論文

Evaluation of external hazard on JSFR reactor building

山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 伊藤 啓; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*; 大矢 武明*

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/04

Na冷却高速炉JSFRでは鋼板コンクリート構造を用いた建屋と先進的な免震システムを採用することとしている。福島第一原子力発電所の事故を受け、2010年度までに設計検討されてきたJSFR建屋について地震やその他外的事象について、評価と対策を実施している。本論文では、JSFR建屋についての地震,津波、その他外的事象に対する対策について記載する。

論文

Evaluation of sodium combustion in the JSFR SCCV

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 山本 智彦; 大野 修司; 久保 重信; 坂場 弘*; 秋山 洋*; 岩崎 幹典*

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/04

JSFRでは鋼板コンクリート構造格納容器を採用している。ナトリウム内包機器に対する2重バウンダリ構造や再臨界回避設計の採用により、格納容器内でのナトリウム燃焼を排除しているが、福島第一原子力発電所の事故を受けて、格納容器内におけるナトリウム燃焼解析を幅広く実施し、その際の格納容器の構造健全性、バウンダリ健全性を評価した。また、格納容器への潜在的負荷を明らかにするため、水素発生シナリオ・発生量について評価した。

論文

Conceptual design study of JSFR reactor building

山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大矢 武明*; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 秋山 洋*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.500 - 508, 2012/06

JSFRでは原子炉建屋として新しい概念を採用しようと計画している。一つは格納容器と原子炉建屋への鋼板コンクリート構造の採用、もう一つは免震装置の採用である。本報告では、JSFR原子炉建屋の新しい概念についての詳細と、新概念の工学的評価について述べる。

論文

Burning of MOX fuels in LWRs; Fuel history effects on thermal properties of hull and end piece wastes and the repository performance

平野 史生; 佐藤 正知*; 小崎 完*; 稲垣 八穂広*; 岩崎 智彦*; 大江 俊昭*; 加藤 和之*; 北山 一美*; 長崎 晋也*; 新堀 雄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.310 - 319, 2012/03

AA2011-0278.pdf:0.56MB

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

軽水炉から取り出したMOX使用済燃料を再処理した後に発生するハルエンドピース廃棄体について、地層処分に対する廃棄体の発熱の影響を検討した。MOX使用済燃料の発熱率と、その再処理後に生じるハルエンドピース廃棄体の発熱率は、MOX燃料を軽水炉に装荷する前の履歴に依存して変化する。ここでの履歴とは、再処理してプルトニウムを取り出す前のウラン燃料の燃焼度,冷却期間、及び再処理後に製造されたMOX燃料の貯蔵期間を指す。これらMOX使用済燃料の再処理に伴い発生するハルエンドピース廃棄体の発熱率は、使用済ウラン燃料を長期に渡り冷却した後に(例えば50年間)再処理し、MOX燃料を製造する場合等においても、燃焼度45GWd/tのウラン燃料の再処理で発生するハルエンドピース廃棄体と比較すると極めて高い。こうした廃棄体をセメント固化して地層処分する場合、セメントの温度上限値を80$$^{circ}$$Cとし、MOX燃料の燃焼度を45GWd/tとすると、1体の廃棄体パッケージに収納できるハルエンドピース廃棄体の量は、キャニスターの本数に換算すると0.7-1.6本となり、ウラン燃料の場合の4本と比較すると極めて少ないとの結果が得られた。

論文

Experimental and feasibility study on steel-plate-reinforced-concrete containment vessel for Japan sodium-cooled fast reactor

加藤 篤志; 根岸 和生; 山本 智彦; 秋山 洋*; 原 裕之*; 岩崎 幹典*

Transactions of 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-21) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/11

JSFRでは工期短縮と品質の向上を目的に、鋼板コンクリート構造(SC構造)を格納容器(CV)に採用することとしている(SCCV)。SCCVは軽水炉の廃棄物貯蔵施設等に使用された実績はあるものの、格納容器としての採用は未だない。格納容器としての採用のためには、高温下におけるSC構造の挙動特性を明確にする必要があるため、FaCTプロジェクトでは、その設計研究及び実験的検証を実施している。本稿は、その成果を紹介するものである。

論文

Neutronics design of accelerator-driven system for power flattening and beam current reduction

西原 健司; 岩永 宏平*; 辻本 和文; 倉田 有司; 大井川 宏之; 岩崎 智彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(8), p.812 - 822, 2008/08

 被引用回数:34 パーセンタイル:6.44(Nuclear Science & Technology)

本研究では、鉛ビスマス溶融金属冷却加速器駆動炉(ADS)の核設計において、出力ピークとビーム電流の低減を目的とした幾つかの設計手法を検討し、被覆管とビーム窓温度の低減効果を評価した。用いた設計手法は、希釈材割合のサイクルごとの調整,ピン径と希釈材割合についての炉心多領域化、そして、ビーム窓位置と中央集合体高さの調節である。検討の結果、希釈材割合のサイクルごとの調整,希釈材割合についての多領域化、そして、ビーム窓位置調整を組合せることで、被覆管とビーム窓温度低減の観点からADSの核設計を最適化できることがわかった。被覆管表面温度とビーム窓表面温度を、それぞれ、91$$^{circ}$$Cと38$$^{circ}$$C低下させることができ、これにより、鉛ビスマスによる材料腐食の影響を大幅に緩和できる。

論文

Impact of partitioning and transmutation on LWR high-level waste disposal

西原 健司; 中山 真一; 森田 泰治; 大井川 宏之; 岩崎 智彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(1), p.84 - 97, 2008/01

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.93(Nuclear Science & Technology)

分離変換技術(PT)を導入した軽水炉核燃料サイクルで発生する放射性廃棄物の処分場における定置概念が、処分前の貯蔵期間によって受ける影響を検討した。PTを導入した燃料サイクルについて、(1)分離のみ(核分裂生成物の一部を分離),(2)核変換のみ(MAを分離し核変換),(3)分離及び核変換の両方、の3つのシナリオを検討した。過渡熱解析によって、処分場における幾つかの廃棄体配置に対して必要となる処分前貯蔵期間を評価し、貯蔵期間と定置面積の関係を得た。それぞれのシナリオに対して、発熱性の廃棄体の乾式貯蔵に必要な貯蔵能力を評価した。PTの廃棄体の貯蔵と処分双方に対する貢献が議論され、分離変換の双方を導入することが廃棄物管理の規模縮小に有効であることが示された。

論文

Effect of high burn-up and MOX fuel on reprocessing, vitrification and disposal of PWR and BWR spent fuels based on accurate burn-up calculation

吉川 崇倫*; 岩崎 智彦*; 和田 康太郎*; 須山 賢也

Proceedings of American Nuclear Society Topical Meeting on Physics of Reactors (PHYSOR 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/09

再処理,ガラス固化、そして地層処分の手順を調べるために、PWR及びBWRの高燃焼度及びMOX燃料の正確な燃焼計算がSWAT及びSWAT2コードによって行われた。SWAT及びSWAT2は、燃焼計算コードORIGEN2とSRAC(衝突確率法に基づく)又はMVP(連続エネルギモンテカルロコード)を組合せた統合化燃焼計算コードシステムである。高燃焼度化とMOX燃料の導入によって発熱量とMo及びPt濃度が増大し、ガラス固化及び地層処分の現在の手順にも影響を与えることがわかった。SWAT2による計算は、BWR燃料において、特にそのMOX燃料におけるこれらの効果を議論するためには、集合体計算が必要であることを示している。

論文

シグマ委員会の2001, 2002年度における核データ研究活動

井頭 政之*; 柴田 恵一; 高野 秀機*; 山野 直樹*; 松延 廣幸*; 喜多尾 憲助*; 片倉 純一; 中川 庸雄; 長谷川 明; 岩崎 智彦*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.128 - 139, 2004/03

2001, 2002年度におけるシグマ委員会(原子力学会シグマ特別専門委員会及び原研シグマ研究委員会)の核データ研究活動についての報告を行う。この期間中、汎用核データライブラリーJENDL-3.3が完成し、精力的なベンチマークテストが行われた後にリリースされた。さらに特殊目的ファイルや核分裂収率データ,核構造データについての活動の記述がされている。また、シグマ委員会の40年にわたる核データ研究活動のまとめを行った。

論文

大強度陽子加速器施設(J-PARC)で期待される原子力科学

鬼柳 善明*; 永宮 正治*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 大井川 宏之; 井頭 政之*; 馬場 護*; 岩崎 智彦*; 渡辺 幸信*; 石橋 健二*

日本原子力学会誌, 46(3), p.173 - 197, 2004/03

大強度陽子加速器施設J-PARCでは、断面積測定,遮蔽実験などのビーム利用実験ができること、また、II期工事に計画されている核変換実験施設は、原子力エネルギーに直接関係するものであるという理由から、このような研究に関係が深い原子力学会の炉物理,放射線工学,加速器・ビーム科学,核データの4部会が合同で、J-PARCを利用した研究について、企画セッションなどを通して検討してきた。本特集は、そこでまとめられた研究計画について述べたものである。また、検討された研究を、さらに効率的・発展的に進めるための提案にも言及している。プロジェクト側から施設建設状況と実験施設の利用計画について、次いで4つの関係部会からの研究提案について詳細を述べる。

論文

A New static and dynamic one-point equation and analytic and numerical calculations for a subcritical system

西原 健司; 岩崎 智彦*; 宇田川 豊*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(7), p.481 - 492, 2003/07

 被引用回数:15 パーセンタイル:27.96(Nuclear Science & Technology)

核分裂中性子数のバランスに基づいた新しい一点炉式を導出した。本式は従来のkeffを含む一点炉式と同じ形式を持っている。本式に現れる変数は核分裂中性子数と遅発中性子先行核数であり、係数は即発,遅発及び源中性子の増倍度である。これらの変数と係数はそれぞれ明確な物理的意味を有している。また、本式の解析的,決定論的及び確率論的な計算を、加速器駆動炉について行った。

論文

Benchmark problems on transmutation calculation by the OECD/NEA task force on physics aspects of different transmutation concepts

R.P.Rulko*; 高野 秀機; C.Broeders*; 若林 利男*; 佐々 敏信; 岩崎 智彦*; D.Lutz*; 向山 武彦; C.Nordborg*

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 2, p.1462 - 1469, 1998/00

マイナーアクチニドの消滅計算の現状を評価するために、OECD/NEAの科学委員会にベンチマークのタスクホースが組織され、MOX-PWR,MOX-FBR及び加速器駆動システムの3つのベンチマーク・モデルが提案された。日本、ドイツ、フランス、スイス、ロシアの各機関が参加し、計算結果が比較された。要約すると、k$$_{eff}$$、ボイド反応度、ドップラー反応度及び消滅率等の基本パラメータについて、FBRベンチマークの結果は相互に良い一致であり、PWRベンチマーク結果はFBRの場合より相互の一致が悪く、加速器炉の結果はバラツキが大きかった。これらの3つのベンチマーク計算結果の現状について報告する。

報告書

統合化燃焼計算コードシステムSWAT

須山 賢也; 岩崎 智彦*; 平川 直弘*

JAERI-Data/Code 97-047, 128 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-047.pdf:3.06MB

SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された総合燃焼計算コードシステムである。国内における標準的熱炉解析コードSRACと、世界的に広く使用されている燃焼計算コードORIGEN2をコントロールすることで、照射環境に依存した中性子スペクトルをもちいて燃焼解析を行うことが可能である。SWATは、SRACの計算結果にもとづいて実効断面積ライブラリを作成し、そのライブラリを使用してORIGEN2による燃焼計算を行う。SRACとORIGEN2は、外部モジュールとして呼び出されることが可能である。さらに、SWATはJENDL-3.2から作成した独自の断面積ライブラリとJNDC Fission Products Library第2反より作成した崩壊及び核分裂収率ライブラリを有している。これらのライブラリを使用することで、計算者は、SRACによって求められた実効断面積以外にも、SWATによる計算において現在の最新データを使用することが可能である。また、SWATの出力ファイルを使用すれば、ORIGEN2用のライブラリを作成することも可能である。

論文

超高中性子束炉(ANS)開発の現状とR&D課題

土橋 敬一郎; 林 正俊*; 岩崎 智彦*

日本原子力学会誌, 30(11), p.979 - 985, 1988/11

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

USDOEの監督下でオークリッジ国立研究所が計画を進めているANSプロジェクトは中性子散乱の研究のための人類未踏の高中性子束炉の建設をめざしている。この炉はまたHFIR(高中性子束アイソトープ炉)に優るとも劣らない同位元素生産と材料照射施設を備える。このプロジェクトへの日本の参加が期待されている。この資料は88年度基本炉心の説明によって開発の現状を紹介し、R&D課題について論ずる。

口頭

ITERにおける燃料比測定用中性子スペクトロメータの開発

西谷 健夫; 岡田 耕一; 佐藤 聡; 笹尾 真実子*; 岩崎 智彦*; 菅原 隆徳; 神藤 勝啓*; 北島 純男*; 野村 健*

no journal, , 

ITERの燃焼制御において、燃焼領域中心における水素イオン比(燃料比)を測定する必要がある。その方法の一つであるDT/DD反応比を用いる方法について検討した。これは全中性子のエネルギースペクトルからDD反応による中性子のエネルギースペクトルを分離することによりDT/DD反応比を求め、それを用いて燃料比を得るという方法である。目的を達成するためには、スペクトルの分離が可能で、短時間内に高計数が得られるスペクトロメータの開発が必要となる。そこで、本研究では粒子輸送コードMCNPを用いて、燃料比測定用TOFスペクトロメータについて検討した。計算体系はITERの炉本体から計測位置までの体系(ITER体系)とスペクトロメータの体系(TOF体系)とにわけて計算している。ITER体系においてはスペクトロメータの配置箇所(プラズマからの距離),スペクトロメータに入射する中性子数及び、成分分離を可能とする分解能についての計算を行った。TOF体系においては、まず、効率とエネルギー分解能の視点で第1検出器の厚さの最適化を図り、さらにエネルギースペクトルの半値幅、及び入射中性子あたりに計数される中性子数を計算した。これらの計算によって、燃料比測定のための最適な条件が得られ、燃料比測定が可能であることが示された。

口頭

TOFスペクトロメータを用いたDT, DD中性子分離計測法の開発

岡田 耕一; 近藤 恵太郎; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 野村 健*; 岡本 敦*; 岩崎 智彦*; 北島 純男*; 笹尾 真実子*

no journal, , 

ITERの燃焼制御、特に粒子制御において、プラズマ領域中心の重水素/三重水素イオン比を測定することが求められている。その方法の一つとして、DT/DD反応比を用いる方法が提案されている。DT中性子が支配的な場において、DD中性子を計測するためには、全中性子からDD中性子を分離して計測する必要がある。その一環としてFNSのDT中性子源を用いて、TOFスペクトロメータ(2結晶型飛行時間測定法)による分離測定法の検証を行った。DT中性子とともに微量ながらDD中性子を発生させて、DT, DD中性子を同時に独立して測定し、DT中性子スペクトルを測定できることを実証した。一方、DD中性子のピークエネルギーが、DT中性子と検出器中の炭素との非弾性散乱によって発生する数種類の非弾性散乱中性子のエネルギー範囲に存在したため、DD中性子の測定に問題が生じることがわかった。モンテカルロ計算(MCNP)を行うことにより、実験結果の妥当性を示すとともに、分離測定の原理実証については一定の成果を得ることができた。また、TOFスペクトロメータの設計(2つの検出器の配置)についての検討を行った。

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