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論文

Benchmark critical experiments and FP worth evaluation for a heterogeneous system of uranium fuel rods and uranium solution poisoned with pseudo-fission-product elements

外池 幸太郎; 山本 俊弘; 三好 慶典; 内山 軍蔵; 渡辺 庄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(4), p.354 - 365, 2009/04

再処理施設の溶解工程にかかわる系統的な臨界ベンチマークデータを取得するため、日本原子力研究開発機構の定常臨界実験装置を用いて一連の臨界実験を実施した。燃焼度クレジットの導入を念頭において、ウラン酸化物燃料棒(5wt% $$^{235}$$U)と、模擬FP元素(サマリウム,セシウム,ロジウム,ユーロピウム)を添加した硝酸ウラニル水溶液(6wt% $$^{235}$$U)を組合せて、臨界量測定を行った。燃料棒は直径60cmの円筒タンクの中で溶液燃料中に1.5cm間隔の格子状に配列した。溶液燃料のウラン濃度は約320gU/Lに維持し、FP元素は約30GWd/tの燃焼度に相当する濃度とした。測定結果は、FP元素個別の反応度効果を解析的に評価する手法の検証、及び使用済燃料の非均質体系の中性子実効増倍率を計算する手法の検証に供される。本報告では、実験及びベンチマークモデルを詳述し、FP元素個別の反応度効果を評価する手順と結果を示す。実験結果と解析評価も比較する。

論文

Benchmark critical experiments and FP worth evaluation for a heterogeneous system of uranium fuel rods and pseudo FP doped uranium solution

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵; 渡辺 庄一*; 山本 俊弘*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.222 - 227, 2007/05

軽水炉使用済燃料再処理工場の溶解工程に関する系統的な臨界ベンチマークデータを取得するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)の定常臨界実験装置(STACY)において非均質炉心による一連の実験を行った。燃焼度クレジットの導入に焦点をあて、ウラン燃料棒と模擬FP物質を添加したウラン溶液燃料を組合せて臨界量を測定した。模擬FP物質とは、Sm, Cs, Rh及びEuの天然の同位体組成を持つ元素のことであり、一部実際のFP核種を含んでいる。実験結果は、FPの反応度効果を評価する解析手法の妥当性検証に供されるとともに、使用済燃料を含む非均質体系の中性子実効増倍率計算を検証する臨界ベンチマークデータとしても有用である。本報告では、液位変化に対する反応度ワース曲線,個々の模擬FP物質ごとの反応度効果を分離して評価する手順などを含む実験の詳細とともに、実験結果と解析評価の比較を報告する。

論文

Nuclear criticality safety aspects of "specified"-uranium fuel cycle facilities

奥野 浩; 須山 賢也; 高橋 聡*; 渡辺 庄一*; 外池 幸太郎; 三好 慶典

Transactions of the American Nuclear Society, 95(1), p.283 - 284, 2006/11

「濃縮度5wt%を超える軽水炉ウラン酸化物燃料の実用化に関する技術開発」事業を6機関(テプコシステムズ,京都大学,武蔵工業大学,日本原子力研究所,グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン,東芝)の連携の下で経済産業省からの受託として平成16年度に実施した。今回の発表は、旧日本原子力研究所,現在の日本原子力研究開発機構の担当分におもに基づいており、以下の内容からなる。(1)関連データ及び審査指針,(2)核的制限値,中性子吸収材効果,燃焼度クレジットの計算例,(3)ウラン溶液実験の計画,(4)結論。

論文

Measurement of temperature effect on low enrichment STACY heterogeneous core

渡辺 庄一; 山本 俊弘; 三好 慶典

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.431 - 432, 2004/11

温度反応度効果は、臨界事故時の過渡特性を特徴づける主要な因子である。STACYの非均質炉心において二種類の格子配列について一連の温度効果の測定を行った。炉心は、軽水炉用使用済燃料再処理施設の溶解槽を模擬し、軽水炉型の燃料棒と低濃縮度の硝酸ウラニル水溶液から構成される。さまざまな溶液温度における臨界液位を測定した。臨界液位差法を用いて温度による臨界液位の変化から反応度効果を求めた。また、SRACコード及び輸送計算コードTWODANTを用いて温度効果を計算した。温度効果の実験値は、「2.1cmピッチ」については-2セント/$$^{circ}$$C、「1.5cmピッチ」では-2.5セント/$$^{circ}$$Cとなった。また、計算値は実験値に対して約10%以内で一致した。

論文

Real time $$alpha$$ value measurement with Feynman-$$alpha$$ method utilizing time series data acquisition on low enriched uranium system

外池 幸太郎; 山本 俊弘; 渡辺 庄一; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.177 - 182, 2004/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.33(Nuclear Science & Technology)

未臨界度監視システムの開発の一環として、検出器信号を時系列データとして収録する機能とファインマン・アルファ法によりアルファ値を評価する機能を一つのシステムとして構築し、STACYの非均質体系の動特性パラメータ(アルファ値)の測定を行った。本システムには橋本の階差フィルターが組み込まれており、臨界状態における測定も可能である。本システムによる測定結果はパルス中性子法による測定と一致した。

報告書

熱流動解析コードPHOENICSを組み込んだ燃料溶液体系の動特性解析コードの開発及びTRACYの自然冷却特性実験の解析(受託研究)

渡辺 庄一; 山根 祐一; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-045, 73 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-045.pdf:4.96MB

燃料溶液体系の臨界事故では、正確な情報が必ずしも得られないことから、その熱流動の振舞いを把握するためにはパラメータサーベイ計算が必要である。しかし、一方では従来の熱流動解析計算は時間を要するため、許容できる計算精度の範囲内で計算時間を短縮できる実用的な計算手法が必要である。このため、汎用熱流体解析コードPHOENICSをサブルーチンとして取込み、熱流動を考慮した多領域動特性方程式に基づく中性子エネルギー1群の3次元動特性解析コードを作成した。核熱計算と流動計算の時間刻み幅を分離し、さらに出力の時間変化に応じて時間刻み幅を自動調整することによってコードの計算時間短縮化を図った。TRACYを用いた0.5ドルの反応度投入後の過渡出力に引き続く、緩やかな出力変化が5時間持続する自然冷却特性実験について解析計算を行った。実用的な時間の範囲内で計算が可能であり、出力及び温度変化についての解析値は実験値をほぼ再現する見通しを得た。

論文

Critical experiments on 10% enriched uranyl nitrate solution using an 80-cm-diameter cylindrical core

山根 祐一; 三好 慶典; 渡辺 庄一; 山本 俊弘

Nuclear Technology, 141(3), p.221 - 232, 2003/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.86(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYにおいて10%濃縮硝酸ウラニル水溶液の臨界実験の3回目のシリーズが行われた。直径80cm円筒炉心が水反射体付き又は反射体なしで用いられ、ウラン濃度190g/Lit.から240g/Lit.の間における臨界液位と液位微分反応度の系統的なデータが得られた。それぞれの実験条件における中性子実効増倍率$$k_{eff}$$と、$$k_{eff}$$に対する不明量の影響が、核計算コードの実証用に提案されたベンチマークモデルと詳細モデルのそれぞれについて、数値計算によって評価された。MCNP 4BとJENDL-3.2断面積ライブラリーが用いられたサンプル計算では、ベンチマークモデルの$$k_{eff}$$の値が、水反射体炉心では誤差0.05%$$Delta k_{eff}$$で、反射体なしの炉心では誤差0.17%$$Delta k_{eff}$$で再現された。

論文

Criticality safety benchmark experiment on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 28-cm-thickness slab core

山本 俊弘; 三好 慶典; 菊地 司*; 渡辺 庄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.789 - 799, 2002/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.05(Nuclear Science & Technology)

10%濃縮の硝酸ウラニル水溶液の第2シリーズの臨界実験をSTACYでの28cm厚平板炉心タンクを用いて行った。ウラン濃度を464から300gU/Lまで変化させて系統的な臨界データが取得された。本報告書では、水反射体付き及び反射体なしの条件で計13の臨界体系について評価を行った。実験誤差の実効増倍率への影響を感度解析により求めた。計算モデルを構築するのに必要な、ベンチマークモデルを提示した。ベンチマークモデルに含まれる不確かさは約0.1%$$Delta$$kとなった。13の臨界体系はベンチマークデータとして認定できる。これらのベンチマークデータを用いて、標準的な計算コード,核データを用いたサンプル計算の結果も示す。

報告書

モックアップ試験装置を用いたJCO沈殿槽の熱特性シミュレーション試験

渡辺 庄一; 三好 慶典; 山根 祐一

JAERI-Tech 2002-043, 93 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-043.pdf:6.74MB

ウラン加工工場臨界事故では、初期バースト出力に引き続き、プラトー部では熱的に有意な出力レベルが持続した。一連の事故出力変化は、JCO東海事業所の$$gamma$$線エリアモニタの観測データとして記録されている。この有意な出力レベルが持続した要因として、JCO沈殿槽の冷却水ジャケットの水が流れていたことが挙げられる。また、緩やかな出力降下が観測されたが、主な要因として燃料溶液からの水分蒸発効果が考えられる。観測された出力を再現し得る熱的な条件について知見を得ることを目的として、JCO沈殿槽の本体部を模擬したモックアップ試験装置を製作し、一点炉近似動特性方程式を解いて得られた出力に基づき電気ヒータ出力を制御する方法により、プラトー部での熱特性シミュレーション試験を行った。主な試験パラメータは、初期投入反応度に対応する初期溶液温度及び熱除去にかかわる冷却水流量である。試験では有意な水分蒸発量が測定され、反応度約2.5ドルの場合にプラトー部での観測値を再現する結果が得られた。

報告書

VXIbus-based signal generator for resonant power supply system of the 3GeV RCS

Zhang, F.; 渡辺 泰広; 古関 庄一郎*; 谷 教夫; 安達 利一*; 染谷 宏彦*

JAERI-Tech 2002-039, 21 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-039.pdf:2.2MB

JAERI-KEK大強度陽子加速器統合計画の3GeVシンクロトロンの設計は、スケジュールどおりに進行中である。この3GeV陽子加速器は、機能分離型のラピッド・サイクリング・シンクロトロン(RCS)であり、偏向電磁石(BM)及び四極電磁石(QM)は、DCバイアスされた25Hz正弦波のパターン電流で励磁される。電磁石は、12のファミリーに分けられ、それぞれ独立に励磁される。このファミリー数は、これまでの加速器での実績である3ファミリーを遥かに超えている。このため、B/Q (BM, QM)間の磁場トラッキングをとることに困難が予想される。磁場トラッキングは、電磁石電源の通電パターン設定用の信号源に大きく依存するため、ダイナミックかつフレキシブルな信号発生器の開発が必要である。このレポートでは、VXIbusを用いた信号発生器を提案する。VXIbus (VME eXtension for Instrument) は、VMEbusの拡張であり、プロセス・バス及びタイミングを共有するオープン・アーキテクチャを提供する。VXIbusを用いた信号発生器は、信号同期及び多チャンネルを実現するために有利である。このため、信号発生器の所要性能を検討し、VXIbusを用いて信号発生器を構築した。さらに、実験を行い、基本オペレーションなどに関して所期の性能を確認した。

論文

3GeV陽子加速器共振形電源の電流制御

古関 庄一郎*; 渡辺 泰広; Zhang, F.; 谷 教夫

平成14年電気学会全国大会講演論文集, p.6 - 7, 2002/00

計画中の大強度陽子加速器3GeVシンクロトロンに採用する共振励振方式電源の電流制御について検討した。電磁石の発生磁界を1$$times$$10$$^{-4}$$級のトラッキング性能で制御するためには、25Hzの通電電流の振幅だけでなく位相も同じ精度で制御しなければならない。一方、電磁石を共振させるためのコンデンサは温度で容量がおよそ$$pm$$1%変化し、電流に対して、フィードバック制御をしても1$$times$$10$$^{-3}$$級の位相変動の原因となる。このため補正制御が必要である。電磁石の飽和があるため、電流は磁界が正弦波になるように設定しなければならない。

論文

3GeV陽子加速器用電源方式の検討

古関 庄一郎*; Zhang, F.; 渡辺 泰広; 谷 教夫; 安達 利一*; 染谷 宏彦*

平成13年電気学会産業応用部門全国大会講演論文集,1, p.253 - 256, 2001/08

3GeVシンクロトロン電源の励磁システムに関する検討状況を報告した。3GeVシンクロトロンの励磁システムは、共振方式を採用して電源容量を小さくしている。共振を励磁する方式として、電源を並列に接続する並列励振方式と、直列に接続する直列励振方式とがある。いずれにしても複数の電磁石ファミリー間でトラッキングをとるため、正弦波変換装置で励振する。直列方式は実例がすくなく、電源容量が並列方式の2倍以上となってしまう。しかし、電流を制御する観点ではシステムに適合し、制御性が良く、フレキシビリティも高い。一般的な電圧形変換装置にも適合する。それぞれ長短があり、今後さらにコスト評価,性能などについて詳細検討を進め、採用方式を決定する。

論文

統合計画3GeV陽子シンクロトロン用電磁石電源

渡辺 泰広; Zhang, F.; 古関 庄一郎*; 谷 教夫; 安達 利一*; 染谷 宏彦*

平成13年電気学会産業応用部門全国大会講演論文集,2, p.761 - 762, 2001/08

現在、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構は共同で、茨城県東海村に大強度陽子加速器の建設を進めている。この加速器は、600MeVリニアック,3GeV,及び50GeVシンクロトロンから構成され、3GeVシンクロトロンは、繰り返し周波数25Hzで陽子を加速して、50GeVシンクロトロン及び物質・生命科学実験施設に供給する。このような繰り返しの速いシンクロトロンの電磁石を直接電源で励磁しようとすると、極めて大きな電圧が必要となるため、電磁石のインダクタンスと共振コンデンサによる共振を利用した共振ネットワークと呼ばれる励磁方法を採用する。本論文では共振ネットワークによる二種類の励磁方式について説明し、3GeV陽子シンクロトロン用電磁石電源の概要について述べる。

報告書

可視化容器を用いたJCO沈殿槽の溶液注入試験

渡辺 庄一; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2001-008, 62 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-008.pdf:17.38MB

JCO沈殿槽の臨界事故における、ウラン溶液注入時の界面挙動を把握することを目的として、沈殿槽の胴体部及び下部鏡板部の形状寸法を模擬した可視化容器(透明容器)を製作し、ウラン溶液注入時を再現した可視化試験を行った。注入液の容器内への拡散状態,可視化容器内への模擬溶液注入時の液面の揺動(スロッシング),ボイドの巻き込み状態等を観察するとともにビデオ撮影した。また、溶液注入時の液面の変動量及び平均上昇液位は、容器内に垂直配置した直読式水深棒を用いて測定した。溶液注入時のボイドの巻き込み量は局所的であった。注入初期の液面の高低差は$$pm$$3mm程度であり、注入終了時で$$pm$$2mm程度に減少したことから、液面揺動量は平均液位に対して1%程度以内と考えられる。

口頭

STACYによる溶液状ウラン燃料の臨界特性に関する試験及び実験,34; 非均質体系(1.5cmピッチ炉心)でのFP模擬元素の反応度効果

渡辺 庄一; 外池 幸太郎; 吉山 弘; 山本 俊弘; 井澤 一彦; 三好 慶典

no journal, , 

再処理施設の使用済燃料溶解時を模擬したSTACYの臨界体系として、PWR用寸法仕様相当の5wt%濃縮度の棒状燃料集合体(正方格子ピッチ1.5cm)を6wt%濃縮度の濃縮度ウラン硝酸水溶液で満たした体系において、核分裂生成物の模擬元素サマリウムを添加した場合の臨界量を測定するとともに、添加物の反応度効果を評価した。

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