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論文

Development of a user-friendly interface IRONS for atmospheric dispersion database for nuclear emergency preparedness based on the Fukushima database

El-Asaad, H.*; 永井 晴康; 相楽 洋*; Han, C. Y.*

Annals of Nuclear Energy, 141, p.107292_1 - 107292_9, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

大気拡散シミュレーションは、原子力緊急時対応の事前検討において環境中の放射性プルームを評価するための重要な情報を提供する。しかし、様々な条件の計算を実行し膨大な計算結果からデータを引き出すには労力と時間を要する。そこで、シミュレーション結果から放射性プルームの特徴を引き出す際にユーザーを補助するインターフェイスを開発した。このインターフェイスは、福島第一原子力発電所からの20日間の放射性物質の放出についてのWSPEEDI-IIの計算結果のデータベースを使用し、ユーザーに重要な定量的データを提示する。ユーザーは、インターフェイスの補助により、放出条件を変えて様々なケースシナリオを作成し、感度解析を行うことができる。

論文

Proliferation resistance evaluation of an HTGR transuranic fuel cycle using PRAETOR code

青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、$$^{235}$$U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。

論文

User interface of atmospheric dispersion simulations for nuclear emergency countermeasures

Hamuza, E.-A.; 永井 晴康; 相楽 洋*

Energy Procedia, 131, p.279 - 284, 2017/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:25.96

本研究では、WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションを原子力発電所から放射性核種が放出された際の緊急時対応の検討に活用する方法を提案する。WSPEEDIは原子力緊急時対応に不可欠な環境中核種分布や気象パターンなどの情報を計算し出力することができることから、その出力を用いて放射性核種の拡散に対して避難計画を策定するために有効な情報を作成し示すことを目指す。まず、ある原子力施設について1年間のWSPEEDI拡散計算を実行し、出力をまとめてデータベースを作成する。次に、データベースを用いた解析から、WSPEEDIの出力データをユーザーが容易に理解できるような拡散状況の特徴を示す数値情報に変換し、原子力緊急時対応に有効な情報として整理する。

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

 被引用回数:0 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

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:25.96

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Passive gamma technique

芝 知宙; 富川 裕文; 相楽 洋*; 石見 明洋

57th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2016), Vol.1, p.365 - 374, 2017/02

日本原子力研究開発機構核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、東京工業大学と共同で、パッシブ$$gamma$$法の研究開発を担っている。核分裂生成物(FP)のうち、ユウロピウムやセリウムといった元素は、原子炉のシビアアクシデント時の高温環境下でも、非常に低揮発性であると考えられており、ウランやプルトニウムといった核物質と化学的に随伴していると考えられている。我々のパッシブ$$gamma$$法では、まず、FPから放出される$$gamma$$線を計測することにより、その重量と燃焼度を推定する。その値に核物質対FPの重量比を乗ずることにより、目的の核物質量を得る。本検討では、仮想的なデブリ組成とキャニスターモデルを用いて、漏洩$$gamma$$線のシミュレーションを行った。そのために、まず、$$gamma$$線源となるスペクトルをデブリ組成から導出し、続いて光子輸送計算をMCNPコードを用いて行った。加えて、高速実験炉「常陽」で照射された健全燃料から出る$$gamma$$線測定を実施し、実験値と計算値の比較から、シミュレーションの妥当性の確認を行った。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Interim report)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Passive gamma spectrometry of low-volatile FPs for accountancy of special nuclear material in molten core material of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of detector response from various hypothetical fuel canister

芝 知宙; 相楽 洋*; 富川 裕文

56th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2015), Vol.3, p.1735 - 1741, 2016/00

福島第一原子力発電所の事故を受けて、溶融炉心燃料中の核物質量推定手法の一つとして、パッシブ$$gamma$$スペクトロメトリーが研究・開発されている。溶融炉心燃料に随伴する核分裂生成物(FP)のいくつかは、非常に低揮発性であり、かつ高エネルギーの$$gamma$$線を放出する。それらを検出することにより、FPの重量を導出し、FPと核物質の重量比を用いることで、最終的に核物質の重量を推定することが可能となると考えられている。この手法は比較的簡単であり、スリーマイル島原子力発電所事故のクリーンアップ処理において、溶融炉心燃料中の核物質量の推定にも適用された。本研究では、収納缶より漏洩してくる$$gamma$$線の特性をMCNPにより評価した。また、NaI, LaBr$$_{3}$$, HPGeそれぞれの検出器応答性も併せて評価した。

論文

Optimization study on accelerator driven system design for effective transmutation of iodine-129

Ismailov, K.*; 西原 健司; 齊藤 正樹*; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 56, p.136 - 142, 2013/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.31(Nuclear Science & Technology)

ヨウ素129の加速器駆動炉(ADS)による核変換を研究した。ヨウ化ナトリウム集合体をADSの炉内と炉周辺に配置した。得られた800MWt出力の炉心概念を用いて250kg/年のマイナーアクチノイド(MA)と46kg/年のヨウ素129を核変換可能であり、10基の軽水炉からの排出を賄うことができる。MAとヨウ素129のADSへの初期装荷量はそれぞれ、3810kgと824kgである。

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

 被引用回数:0 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

Effect of neutron moderator on protected plutonium production in fast breeder reactor blanket

松本 航治*; 相楽 洋*; Han, C. Y.*; 大西 貴士; 齊藤 正樹*; 山内 一平*

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.1018 - 1019, 2012/11

マイナーアクチニドの中性子捕獲反応を利用して、高速炉ブランケットで生成するプルトニウムの偶数番号同位体割合を増加させ、核拡散抵抗性を向上させることを目指し、径ブランケットへの減速材導入効果を評価した。その結果、均質減速材よりも非均質減速材の方が、マイナーアクチニドを効率的に核変換し、かつ、プルトニウム238の同位体組成を高めることを明らかにした。また、非均質減速材の導入により、より少ないマイナーアクチニド添加量にて、核拡散抵抗性の高いプルトニウムを生成することを明らかにした。

論文

Protected plutonium production at fast breeder reactor blanket; Chemical analysis of uranium-238 samples irradiated in experimental fast reactor Joyo

大西 貴士; 小山 真一; 芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Progress in Nuclear Energy, 57, p.125 - 129, 2012/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.51(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクルの核拡散抵抗性向上のための改善方策の1つとして、マイナーアクチニドを高速炉ブランケット中の劣化ウランに添加し、$$^{238}$$Pu含む核拡散抵抗性の高いPu燃料を生成する概念が提唱されている。本概念の詳細検討に必要な照射解析モデルの検証に資するために、高速実験炉「常陽」で照射した$$^{238}$$Uサンプルの化学分析を実施し、照射サンプル中のPu生成量及びPu同位体比を測定した。また、これらの実験データに基づき、$$^{238}$$Uからの$$^{239}$$Pu生成挙動の中性子スペクトル依存性を明らかにした。

論文

Feasibility of uranium spallation target in accelerator-driven system

Ismailov, K.*; 齊藤 正樹*; 相楽 洋*; 西原 健司

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.925 - 929, 2011/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:31.54(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイド(MA)核変換のための加速器駆動システムに対する、天然ウランの核破砕ターゲットの適応性研究を行った。鉛ビスマス(PbBi)ターゲットとのターゲット単体での比較においては、ウランターゲットは優れた中性子生成性能を示した。しかし、$$^{238}$$Uの中性子吸収のため、ターゲットの大きさによった。ターゲットをADS内に設置した場合、ウランはPbBiと異なり中性子を吸収することがわかった。次に、より現実的な、ウランピンをPbBiで冷却する概念を検討した。しかし、PbBiターゲットに比較して中性子バランスが悪化し、実規模ADSにはウランターゲットは適さないことが結論づけられた。

論文

Protected plutonium production by transmutation of minor actinides for peace and sustainable prosperity; Irradiation tests of Np and Np-U samples in the experimental fast reactor JOYO (JAEA) and the advanced test reactor at INL

小山 真一; 逢坂 正彦; 伊藤 正彦*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(8), p.661 - 670, 2010/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.14(Nuclear Science & Technology)

核不拡散研究の一環として、防護されたPuの生成に利用した概念が東京工業大学により提案された。この概念を検証するため、高速炉実験炉常陽において$$^{237}$$Npサンプルの照射による$$^{238}$$Pu生成挙動を評価した。また、熱中性子炉であるアイダホ国立研究所のATRにおいて、2%, 5%及び10%の$$^{237}$$Npを含むNp-U試料が照射され、$$^{238}$$Pu生成挙動を評価した。これらの実験的検証により得られたデータは、核不拡散を目的とする燃料ペレットの設計に使用できる。

論文

Protected plutonium production by transmutation of minor actinides for peace and sustainable prosperity; Irradiation tests of Np and Np-U samples in experimental fast reactor JOYO (JAEA) and advanced thermal reactor ATR (INL)

小山 真一; 逢坂 正彦; 伊藤 正彦*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2356 - 2362, 2009/09

核不拡散研究の一環として、防護されたPuの生成にかかわるプロジェクトが東京工業大学により提案されている。この概念を検証するため、高速炉である常陽において$$^{237}$$Npの照射による$$^{238}$$Pu生成挙動を評価する試験が行われた。一方で、熱中性子炉であるINLのATRにおいて、同様の目的のため2%, 5%及び10%の$$^{237}$$Npを含むNp-U試料が照射された。これらにより検証された$$^{237}$$Npの核変換データは、核不拡散を目的とするNp-U酸化物燃料ペレットの設計に使用できる。

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,2; 「常陽」照射Uサンプルの分析,1

須藤 光雄; 小山 真一; 大林 弘; Meiliza, Y.*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

no journal, , 

高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を実験により評価した。

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,1; 全体計画

小山 真一; 相楽 洋*

no journal, , 

高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したAm及びUサンプルの分析、さらにブランケットにU-Am燃料を装荷した高速増殖炉の概念検討をし、ブランケット生成Pu核拡散抵抗性の改善方策を検討する。

口頭

強い核拡散抵抗性を有するPuを生成する革新的原子炉技術開発(P$$^3$$計画),11; ATR照射・照射後試験

小山 真一; 北村 了一; 伊藤 正彦*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

no journal, , 

原子炉照射による核拡散抵抗性の高いPu生成を実験的に実証するため、米国アイダホ国立研究所(INL)の試験研究炉ATR(熱中性子炉)を利用して、U-Npサンプルの照射及び照射後試験を行った。

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,6; 「常陽」照射Uサンプルの分析,2

大西 貴士; 須藤 光雄; 大林 弘; 小山 真一; 田中 健哉; Meiliza, Y.*; 山本 哲郎*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

no journal, , 

高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を実験により評価した。

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,7; サンプルの核変換特性解析,3

山本 哲郎*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*; 小山 真一; 大西 貴士; 大川内 靖

no journal, , 

高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を計算により評価した。また、生成Puの解析結果を以前発表したサンプルの解析結果と、解析精度・核拡散抵抗性について比較検討を行った。

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