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論文

Neutronics and burnup analysis of an accelerator-based TRU-nitride fuel transmutation system with the ATRAS code

佐々 敏信; 西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐藤 理*; 義澤 宣明*

Progress in Nuclear Energy, 32(3-4), p.485 - 490, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.06

固体タングステンターゲットとTRU窒化物燃料を用いた陽子加速器駆動消滅処理システムの核特性及び燃焼特性を新しく開発したATRASコードを用いて解析した。ATRASコードでは、20MeVを超えるエネルギー領域の核破砕反応計算と20MeV以下での中性子の輸送及び燃焼計算を行うことができる。解析を行ったシステムは、放出中性子分布を最適化したターゲットと、燃焼に伴う反応度変化を抑制するためにプルトニウムを加えたTRU-$$^{15}$$N燃料から構成される未臨界炉心を、1GeVに加速された陽子で駆動するものである。解析の結果、従来検討を行ってきたTRU金属燃料を用いたシステムとほぼ同等の性能を、より少ないTRUインベントリで実現できることがわかった。

論文

Physical features of target and blanket

西田 雄彦

IAEA-TECDOC-985, 0, p.32 - 43, 1997/11

原研では、オメガ計画に基づいて、固体燃料型及び液体燃料型の加速器駆動消滅処理システムの研究開発を進めている。この報告では、外国の研究開発の現状と比較するために、原研型システムについて物理的特徴を中心にまとめた。加速器の陽子ビームを入射し多くの核破砕中性子を発生して炉心部へ供給する「ターゲット領域」は、このハイブリットシステム特有のものである。固体燃料システムでは、非アクチナイドのタングステンターゲットが採用され、液体燃料システムでは、マイナアクチノイドの燃料溶融塩がターゲットを兼ねる構造となっている。また、マイナアクチノイドの主たる消滅領域は、ターゲットをとりまく高速未臨界炉心(ブランケット)である。この消滅処理性能を決める重要な因子である「中性子エネルギースペクトル」および「中性子束分布」について、各システムの体系毎に記述した。

論文

Conceptual design study of accelerator-driven systems for nuclear waste transmutation

滝塚 貴和; 西田 雄彦; 佐々 敏信

Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 1, p.179 - 185, 1996/06

原研では国の群分離・消滅処理技術研究開発長期計画(オメガ計画)のもとで加速器駆動消滅処理システムの概念設計研究を進めている。2つの型式のシステム概念;固体システム及び溶融塩システムについて検討した。固体システムは熱的特性が良く、乾式再処理に適合した窒化物燃料を用いる。溶融塩システムについては、ナトリウム・ベースの塩化物溶融塩と鉛ベースの塩化物溶融塩の比較、検討をする。大強度陽子加速器を用いた加速器駆動消滅処理のための工学実験及び実証試験の技術課題と研究施設構想を議論する。

論文

Conceptual study of accelerator-based transmutation plant

西田 雄彦; 滝塚 貴和; 高田 弘; 廣田 耕一*; 鈴置 善郎*

Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 2, p.210 - 216, 1996/06

陽子加速器を利用した2つの超半減期核種の消滅処理プラント概念を提案する。一つは固体ターゲットを用い、もう一つは溶融塩ターゲットを用いたシステムである。これらの概念は原研が創案し、マイナアクチノイドを含む燃料から成る未臨界体系炉心に対して、硬スペクトル・高フラックスの中性子により効率よく消滅処理を可能とするものでる。工学的成立性の見通しを得るため、システム構成、原子炉構造の基本計画、遮蔽概念、熱輸送系概念、燃料交換システム概念等について検討した。原子炉構造概念はターゲット及び炉心燃料集合体構成を基にプラントエンジニアリングの観点から陽子ビームを上部入射方式とし、交換も考慮してビーム窓概念、ターゲット廻り構造概念等を策定した。併せて、ビームライン及び炉廻りの必要遮蔽厚さを策定した。さらに、熱輸送系の概念検討を行い、800MWtのプラント概念を構築した。

論文

Development of the code system ACCEL for accelerator based transmutation research

西田 雄彦; 佐々 敏信; 高田 弘; 滝塚 貴和

Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 1, p.668 - 674, 1996/00

オメガ計画に従って加速器消滅処理システムの概念検討を進めているが、その性能予測用計算コードシステムACCLの開発及び高度化を行った。数GeV~20MeV領域のハドロン核反応・輸送過程を扱うカスケードコード(NMTC/JAERI)では、核内での核子の反射屈折効果の採用、核子-核子散乱断面積の更新、核子-原子核散乱断面積の採用全断面積の評価済データによる差し替え及び核分裂パラメータの調整等を行い加速器消滅処理システムの重要因子である核破砕中性子源の強度及び分布の予測精度を向上させた。20MeV以下では、これまでの中性子輸送コードTWOTRAN2(Sn)及びMORSE(モンテカルロ)を、高度化されたTWODANT及びMCNP4Aでさしかえ、消滅炉心の計算時間の大巾な短縮を達成した。また従来の核データライブラリENDF-B4ではなく、最新のJENDL3.2に対応する73群定数ファイルを作成し計算精度を向上させた。

論文

The evaluation of radiation damage to the target material due to the injection of medium-and high-energy protons

高橋 博*; X.Chen*; 高下 浩文*; 原田 秀郎*; 西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐々 敏信

Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 2, p.960 - 966, 1996/00

加速器駆動未臨界高速炉について、高エネルギー陽子照射によるビーム入射窓、ターゲット及びターゲット容器のdpa、水素発生量、ヘリウム発生量の計算を行った。定格出力600MWth、実行増倍係数(K$$_{eff}$$)~0.9の炉を1GeV、30mAの陽子ビームで駆動するとき、ビーム入射窓、ターゲット及びターゲット容器の寿命は1年程度と見積られた。照射損傷はほぼビーム電流に比例するので、K$$_{eff}$$~0.99とするとビーム電流は3mAとなり、寿命は10年程度になる。また、陽子エネルギーを1GeVから3GeVに増大すると、ビーム電流を1/3に減少でき、寿命は3倍になる。陽子エネルギーを増大させるために、加速器は大きくなり、ビーム取出し技術の研究開発が必要となる。

論文

Conceptual design study on proton accelerator-driven transmutation system

西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐々 敏信; 高田 弘; 明午 伸一郎

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.461 - 468, 1996/00

オメガ計画に従って、陽子加速器駆動型消滅処理システムの研究を推進している。このシステムは、主として高速核分裂反応によりマイナアクチナイド(MA)を消滅するが、未臨界システムのため、設計の自由度や核的安全性において期待できる。固体燃料型システムはアクチナイド金属燃料炉心と核破砕ターゲットからなり、中性子実効増倍係数0.9をもち、1.5GeV、39mAの陽子ビームで運転する時、年に250kgのMAを消滅すると共に、加速器を駆動するのに充分な240MWの電力を発生する。液体燃料型システムは特定の核破砕ターゲットのない単純な炉心構造で、MA溶融塩やMA融体合金が還流しており、金属燃料炉心と同程度の性能を持つ他、MA等の添加や反応生成物の除去がオンラインでできる可能性を持っている。これら原研型加速器駆動型消滅処理専用システム概念の最近の研究成果について報告する。

論文

Research and development on proton accelerator-based transmutation of nuclear waste

滝塚 貴和; 西田 雄彦; 佐々 敏信; 高田 弘; 明午 伸一郎; 水本 元治; 長谷川 和男

Global 1995,Int. Conf. of Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, 0, p.489 - 496, 1995/00

原研の陽子加速器を用いた消滅処理の研究開発では、消滅処理システム概念検討、核破砕解析コード開発、核破砕積分実験、大強度陽子加速器開発を進めている。システム概念検討では、固体システムと溶融塩システムの2つの消滅処理専用高速システム概念を得た。システム設計に用いる核破砕解析コードの開発を進めるとともに、その予測精度の検証と改良のために核破砕積分実験を行っている。大強度陽子加速器の要素技術開発を進め、低エネルギー部の主要コンポーネントの開発、試験に成功した。

論文

Conceptual design study of accelerator-based transmutation system with liquid TRU-alloy target and molten-salt blanket

佐々 敏信; 滝塚 貴和; 西田 雄彦; 勝田 博司; 加藤 義夫; 高橋 博*

Prog. Nucl. Energy, 29(SUPPL), p.319 - 325, 1995/00

日本原子力研究所では、OMEGA計画の下で、融体TRU合金ターゲットと溶融塩ブランケットによる加速器消滅処理システムの概念設計を行っている。このシステムは、主に、1.5GeV大強度陽子加速器、未臨界炉心、オンライン反応生成物分離プロセッサから構成される。炉心は、融体金属ターゲット、減速材を伴うブランケット、及び溶融塩プレナムから構成される。TRUとFPはターゲット領域で、核破砕反応等により消滅される。熱と反応生成物は、溶融塩を介して炉外に導かれ、溶融塩は熱交換器と反応生成物分離プロセッサを通った後、再び炉内に戻される。890kgのTRUがシステムに装荷され、年間16%のTRUが消滅可能である。また、ターゲット領域でのTRU同様にFPも溶融塩プレナム領域での熱中性子捕獲反応で消滅することが期待される。

報告書

Benchmark problems for intermediate and high energy accelerator shielding

中島 宏; 坂本 幸夫; 田中 俊一; 長谷川 明; 深堀 智生; 西田 雄彦; 笹本 宣雄; 田中 進; 中村 尚司*; 秦 和夫*; et al.

JAERI-Data/Code 94-012, 90 Pages, 1994/09

JAERI-Data-Code-94-012.pdf:2.26MB

中高エネルギー領域の加速器遮蔽のための計算・モデル及び核データの評価を目的として、炉物理委員会・遮蔽専門部会において、6種類のベンチマーク問題が選択された。このベンチマーク問題には、陽子、$$alpha$$粒子及び電子による厚いターゲットからの中性子収量に関する3種類のデータと陽子による2次中性子及び光子に関する3種類の遮蔽実験データが収録されている。また、解析のために、500MeVまでの中性子と300MeVまでの光子に対して、中性子反応断面積及び光核反応中性子生成断面積も収録されている。

論文

加速器による消滅処理

西田 雄彦

第26回炉物理夏期セミナーテキスト; 消滅処理研究, 0, p.47 - 66, 1994/00

近年、二十一世紀の原子力利用の基盤を確実なものにする先端技術の一つとして、「核廃棄物の消滅処理」に対する内外の原子力研究者の関心は高まりつつある。我国においては、既にオメガ計画のもとに原子炉及び加速器を用いた消滅処理の研究が並行して進められている。このセミナーでは、炉物理の研究者を対象として、現在進められている加速器利用のマイナアクチナイド及び長寿命核分裂生成物消滅処理システム(高速炉型、熱中性子炉型)の概念検討、大強度加速器の開発、核破砕実験及びカスケードコードの開発について概要を述べる。

論文

Present status of accelerator-based transmutation study at JAERI

滝塚 貴和; 西田 雄彦; 水本 元治; 吉田 弘幸

Proc. of 8th Journees SATURNE; Accelerators Applied to the Nuclear Waste Problem, 0, p.109 - 113, 1994/00

日本のOMEGA計画のもとで、原研では大強度陽子加速器を用いた長寿命放射性廃棄物の消滅処理の研究開発が進められている。核破砕ターゲットと未臨界炉心を組み合わせたハイブリッド型システムとすることによって、消滅処理量とエネルギーバランスの向上を図ることができる。タングステンターゲットとMA合金燃料炉心を用いた固体システム及び塩化物溶融塩を用いた溶融塩システムの概念検討結果を報告し、システム設計の課題について議論する。これらのシステムは1.5GeV-数10mAの加速器を用いて大型軽水炉10基程度から発生するMAを消滅処理することができる。

論文

Microscopic cross section calculations with NUCLEUS and HETC-3STEP

高田 弘; 中原 康明; 西田 雄彦; 石橋 健二*; 義澤 宣明*

Proc. of NEA/NSC Specialists Meeting on Intermediate Energy Nuclear Data:Models and Codes, 0, p.121 - 136, 1994/00

核内カスケード蒸発モデルに基づく核破砕反応計算コードNUCLEUSとこれに前平衡過程を加えたHETC-3STEPを用いて25~1500MeVの中間エネルギー領域における(p,xn)及び(p,xp)反応の二重微分断面積に関するベンチマーク計算を行った。256MeV以上では、両コード間にパラメータの違いによる蒸発成分の差が見られるものの、両コードとも実験と良い一致を示した。エネルギーが下がるにつれてNUCLEUSは後方への粒子放出を1桁以上過小評価したが、HETC-3STEPはこの過小評価を改善し、実験と良く一致した。この結果、前平衡過程の導入は、低いエネルギー領域での核内カスケード蒸発モデルの計算精度を向上させることがわかった。但し、クラスター粒子の前方ピーク成分については、HETC-3STEPでも実験結果を全く再現できなかったので、更にモデルを改良する必要がある。また、核種生成断面積については現状で、計算は実験と2倍内の差で一致することがわかった。

論文

Conceptual design of transmutation plant

滝塚 貴和; 高田 弘; 神野 郁夫; 西田 雄彦; 赤堀 光雄; 金子 義彦

LA-12205-C, p.707 - 721, 1991/11

高エネルギー陽子加速器と未臨界TRU燃料炉心を組み合わせたTRU消滅処理プラントの概念検討を行った。炉心はTRU合金燃料から構成され、ナトリウムで冷却される。1.5GeV、39mAの陽子ビームが炉心中心のタングステンターゲットに入射される。炉心で年間250kgのTRUが消滅し、820MWの熱出力が発生する。このプラントは蒸気タービンを用いて246MWの電力を発生し、加速器電力を自給することが可能である。

報告書

大強度陽子加速器計画

金子 義彦; 水本 元治; 西田 雄彦; 中原 康明; 岩本 昭; 舩橋 達; 数又 幸生; 竹田 辰興; 星 三千男; 篠原 伸夫; et al.

JAERI-M 91-095, 137 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-095.pdf:4.2MB

陽子加速器の長半減期核種の消滅処理への適用について、昭和63年原子力委員会は群分離消滅処理研究の強化を求める決定を行い、これに従い、科学技術庁はオメガ計画を発足させた。一方OECD/NEAも国際協力計画をまとめた。このような情勢に対応するため、原子炉工学部は物理部、核融合研究部、化学部の協力を得て、大型加速器の性能、その開発手順、加速器利用研究計画などについて検討を進め、大強度陽子加速器計画としてまとめた。この計画の目標は、1.5GeV、10mAの工学試験用加速器である。技術開発用加速器(10MeV,10mA)の建設を中心にした大出力化のための技術開発ステップと工学試験用加速器の構成についてのデザインを示した。さらにこの加速器によって拓かれる核物理、核データ、固体物理、核融合、核化学等の基礎科学領域における先端研究についての展望をまとめた。

論文

Conceptual design of transmutation plant

滝塚 貴和; 高田 弘; 神野 郁夫; 西田 雄彦; 赤堀 光雄; 金子 義彦

Proc. of the Workshop on Nuclear Transmutation of Long-lived Nuclear Power Radiowastes, p.79 - 93, 1991/00

日本のオメガ計画、原研における群分離・消滅処理に関する研究開発計画を紹介するとともに、大強度陽子加速器と未臨界TRU燃料炉心を組み合わせたTRU消滅処理プラントの概念設計の概要及び核熱計算結果を報告する。このプラントは1.5GeV、39mAの陽子加速器とナトリウム冷却TRU合金燃料炉心を用いて、熱出力3000MWの軽水炉10基から発生するTRUを消滅処理し、蒸気タービン発電を行って加速器電力を十分自給することができる。

報告書

Core design study for hybrid type trans-uranium nuclides incineration plant, Part 1; Concept

高田 弘; 神野 郁夫; 滝塚 貴和; 赤堀 光雄; 西田 雄彦; 金子 義彦

JAERI-M 90-131, 18 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-131.pdf:0.59MB

原子力エネルギーが環境保全の観点からクリーンであるという社会的理解を得るために必要なことの一つに放射性廃棄物処理の技術を確立することがある。ここでは、大強度陽子加速器により駆動される超ウラン元素消滅プラントの炉心設計研究を行なった。標準炉心は、Am-Cm-Pu-YとNp-Pu-Zrの金属燃料とタングステンターゲットより成り、液体ナトリウムで冷却されている。この炉心では、100万キロワット電気出力の軽水炉7.6基分の超ウラン元素を消滅する能力があることが示された。また、燃料体が1000MWD/tonの燃焼度に耐えると仮定すると、初期炉心に装荷した$$^{237}$$Npの中、36%が消滅されることになる。この間の反応度の変動は5.3%$$Delta$$k/kであり、十分臨界未満に保たれる。

論文

第2回原子力先端研究国際シンポジウム; 加速器による新展開

金子 義彦; 河原崎 雄紀; 工藤 博司; 杉本 昌義; 鈴木 康夫; 田中 俊一; 中村 知夫; 永島 孝; 西田 雄彦; 野田 健治; et al.

日本原子力学会誌, 32(6), p.578 - 582, 1990/06

1990年1月24日~26日の3日間、水戸プラザホテルで「第2回原子力先端研究国際シンポジウム」が開催された。本シンポジウムでは、2つのセッションでそれぞれ7件及び10件の招待講演が行われ、112件のポスター発表があった。またパネル討論として、「原子力と加速器-強力中性子源、強陽子源によるブレークスルーへの期待」が論じられた。加速器及び原子力に携わる研究者の積極的交流を通じて、加速器の応用による原子力研究の新たな展開が期待されるシンポジウムであった。

論文

A Study on incineration target system

滝塚 貴和; 神野 郁夫; 高田 弘; 小川 徹; 西田 雄彦; 金子 義彦

Emerging Nuclear Energy Systems 1989, p.70 - 74, 1989/00

超ウラン元素廃棄物を陽子ビームを用いて消滅処理するために、以下の条件のもとに、消滅処理システムを検討している。1000MWeの商業炉10基分の超ウラン元素廃棄物(TRU)を処理する。熱電変換効率、加速器効率をそれぞれ0.3、0.5として、自給電力により加速器を運転する。TRU装荷量の10%を1年に燃焼する。固有安全性をもつ。1.5GeV、10mAの陽子加速器を用いる。TRU燃料として、燃料、被覆管直径が4.62mm、5.22mmのバンドルピン型を用いた。NaとPb-Biの二種の冷却材について、それぞれの場合の実効増倍数が0.95となるように、ターゲットの寸法を1m$$times$$1.5m$$times$$1mおよび1.12m$$times$$1.68m$$times$$1mとした。これらのターゲットについて、中性子束分布、エネルギー分布を計算し、燃料最高温度、圧力損失などを求めた。

報告書

Analysis of the mass formula dependence of spallation product distribution

西田 雄彦; 中原 康明; 筒井 恒夫

JAERI-M 87-088, 50 Pages, 1987/06

JAERI-M-87-088.pdf:1.33MB

スポレーション核反応シミュレーションコードNUCLEUSを改良し、宇野・山田の質量公式を用いて核破砕反応計算を行える版を新たに開発した。従来は、Wapstraの質量表やCameronの質量公式を用いて計算していたが、新しい版の併用により、質量公式のスポレーション生成物計算に対する影響を比較しながら議論できるようになった。質量公式自身の差については、核種の超過質量の計算値によって示す一方、両質量公式を用いて高エネルギー陽子とウラン原子核の反応生成物の計算を行った。

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