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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。

論文

A Refined analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。

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

A Scrutinized analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 岸本 安史; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.2610 - 2621, 2016/05

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験でも、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を8.1%過大評価することがわかった。このバイアスは、各種誤差要因に基づく差異だけでは説明できなかった。そこで、炉心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、2.9%の過大評価に削減された。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が重要な要因である可能性が示唆された。

論文

若手の想い; 原子力技術者の若手として、今、何を実施すべきか?

中里 道*; 谷中 裕

日本原子力学会誌, 54(1), p.68 - 69, 2012/01

2011年度炉物理夏期セミナー(2011年8月3$$sim$$5日、松島)の若手研究会(8月4日、2時間)では、50名以上の若手が集い、「原子力技術者の若手として、今、何を実施すべきか?」について、熱い議論を行った。全体/グループ・ディスカッションでは、事故を受け感じたこと、今後の原子力のあるべき姿、原子力技術者の若手として何を実施すべきかを主な議題として話し合った。今回の議論では、グループ・ディスカッションを中心としたため、具体的なアクションプランの作成まで実施することはできなかったが、若手の多様な意見を聞けたこと、特に参加者全員の問題意識と危機感、また、社会に対して何らかを実施していくべきとの想いを感じられた点で意味のあるものであった。

口頭

核融合環境における電気設備,48; 放射線管理区域における貫通部処理工法の開発

泉 敬介*; 井口 昌之*; 川崎 正治*; 大川 慶直*; 岡 潔; 山縣 諒平; 小谷中 昭裕*

no journal, , 

医療施設・加速器施設・核融合施設・原子炉施設・次世代原子炉施設等は、放射線環境となるエリアを有する。放射線エリアでは、空調の負圧管理を行うため、ケーブル・冷却水配管等の貫通部の気密性が要求される。しかし、従来の工法では、使用材料に耐放射線性がなく、遮蔽コンクリートの一部にのみ材料を流し込む構造から遮蔽性能があるとは言えない。そこで本研究では、気密性と遮蔽性能を同時に満足する工法の開発を目的とし、本件では材料の耐放射線性能について試験を実施した。

口頭

「もんじゅ」性能試験における未臨界・動特性試験

北野 彰洋; 谷中 裕

no journal, , 

「もんじゅ」性能試験における未臨界・動特性試験、特に制御棒価値確認試験、フィードバック反応度評価試験および未臨界度測定法適用性評価試験について、それぞれの試験内容および結果を説明する。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,8; 運転停止中の燃料損傷防止対策の有効性評価

西村 正弘; 吉村 一夫; 谷中 裕; 山田 文昭; 森 健郎; 西野 裕之; 深野 義隆

no journal, , 

高速炉における特徴等を踏まえ、前報で原子炉運転停止時の「反応度の誤投入」「原子炉容器液位確保機能喪失」「崩壊熱除去機能喪失」「全交流電源喪失」の重要事故シーケンスが選定された。本報告では、これらの重要事故シーケンスについて、選定された燃料損傷防止対策の有効性を評価した。

口頭

高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討,9; 使用済燃料の著しい損傷防止対策の有効性評価

森 健郎; 谷中 裕; 栗坂 健一; 山田 文昭; 西村 正弘; 深野 義隆

no journal, , 

使用済燃料の貯蔵設備について、高速炉の設備の特徴を踏まえ、使用済燃料の著しい損傷に至るおそれのある重要事故シーケンスの選定を行い、それに対応する燃料損傷防止対策の有効性を評価した。

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