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論文

Mathematical Modeling of Radioactive Contaminants in the Fukushima Environment

北村 哲浩; 操上 広志; 山口 正秋; 小田 好博; 齋藤 龍郎; 加藤 智子; 新里 忠史; 飯島 和毅; 佐藤 治夫; 油井 三和; et al.

Nuclear Science and Engineering, 179(1), p.104 - 118, 2015/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:42.58(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故に伴い環境に放出されその後地表に降下した放射性物質の分布を予測することは重要で、速やかに進めて行く必要がある。このような予測を行うために、放射性物質として特に放射性セシウムに着目し、現在複数の数理モデルを開発している。具体的には、土壌の表層流出に伴う放射性セシウムの移行については土壌流亡予測式を用いた流出解析、河川における核種移行については河川解析コードTODAM・iRICを用いた移行解析、河口域における土砂堆積については3次元解析コードROMS等を応用した堆積解析を行っている。また、セシウムと土壌の吸着メカニズムについては分子原子レベルの分子挙動計算法を用いた解析を開始しており、最終目標として吸着係数等の把握を目指している。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

報告書

FCA-XVII-1炉心によるMOX燃料高速炉ベンチマーク実験

安藤 真樹; 飯島 進*; 大井川 宏之; 桜井 健; 根本 龍男*; 岡嶋 成晃; 大杉 俊隆*; 大野 秋男; 早坂 克久; 袖山 博志

JAEA-Data/Code 2006-006, 67 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-006.pdf:6.08MB

新型燃料高速炉の研究開発の一環として、金属燃料高速炉模擬実験(FCA-XVI-1及びXVI-2炉心)と比較する参照データを取得することを目的として、従来型燃料であるMOX燃料を用いた高速炉の模擬体系(FCA-XVII-1炉心)においてベンチマーク実験を実施した。測定した核特性量は、臨界性,反応率比,サンプル反応度価値,ナトリウムボイド反応度効果及び$$^{238}$$Uドップラー効果である。また、広範な炉型に対応した実験データを取得することを目的として、FCA-XVII-1炉心の一部を変更した以下の実験を実施した。(1)プルトニウム組成を変化させた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(2)軸方向ブランケット部をナトリウム層に置き換えた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(3)窒化物燃料を模擬した燃料領域を設けた体系での各種特性量の測定。本報告書は、これら実験の測定方法と結果及び解析手法をまとめたものである。

論文

深部地下環境下における核種移行データの取得及びデータベースの整備

吉川 英樹; 柴田 雅博; 笹本 広; 飯島 和毅; 佐藤 治夫; 北村 暁; 石寺 孝充; 藤原 健壮; 黒澤 進; 夏 暁彬; et al.

放射性廃棄物安全研究年次計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)研究成果報告集, p.153 - 170, 2006/03

地層処分の安全評価に用いるデータの信頼性向上に資するため、地層処分の安全評価に必要となる深部地下環境下での熱力学的基礎データ,核種挙動評価データ等の取得を行うとともに、国際的な最新情報の調査・評価を実施し、情報をデータベース化した。

論文

処分システム性能へのコロイド影響評価; 室内試験、原位置試験とモデル解析を踏まえて

油井 三和; 黒澤 進; 飯島 和毅

原子力バックエンド研究, 11(1), p.45 - 51, 2005/00

放射性廃棄物の地層処分の環境を人工バリア、天然バリアおよびその境界部に区分して、そこに生成あるいは元々存在するコロイド等の核種移行に及ぼす影響に関して、核燃料サイクル開発機構でこれまで得られた知見を示す。また、地層処分研究開発に関する第2次取りまとめ以降、コロイド等の影響評価モデルの開発・高度化を目的として実施した室内および原位置試験の結果とそれら試験結果に関するモデル解析の結果等を報告するとともに、今後の課題を示す。

報告書

高速炉核特性計算コードシステムEXPARAM

飯島 進*; 加藤 雄一*; 高崎 謙一*; 岡嶋 成晃

JAERI-Data/Code 2004-016, 91 Pages, 2004/12

JAERI-Data-Code-2004-016.pdf:7.45MB

高速炉臨界実験装置FCAを用いた実験を、統一のとれた流れに従って解析することを目的に、高速炉核特性計算コードシステム"EXPARAM"を開発した。EXPARAMは、原研及び米国の研究機関でここに開発されてきた計算コードに手を加え、計算手法の統一を図りさらに計算コード間のデータの受け渡しを系統的に行えるように整備した計算コードシステムである。群定数と拡散理論及び輸送理論に基づく体系計算コード及び摂動計算コードにより、臨界性に関する実効増倍率,出力特性や増殖性能に関する反応率や反応率比及び反応度効果に関するドップラー係数やナトリウムボイド係数を計算する。さらに動特性に関連する物理量として即発中性子寿命及び実効遅発中性子割合を計算する。EXPARAMを整備したUNIX環境では、ダイレクトアクセスファイルにより計算コード間のデータの受け渡しを行う。

報告書

多群拡散摂動計算コードPERKY; 2002年版

飯島 進; 岡嶋 成晃

JAERI-Data/Code 2002-023, 44 Pages, 2002/12

JAERI-Data-Code-2002-023.pdf:1.6MB

高速炉体系における核特性解析を目的として、多群拡散理論に基づく摂動計算コードPERKYを開発した。PERKYは、高速炉の炉心を2次元及び3次元体系で記述した計算モデルにおいて、多群拡散理論に基づく摂動計算により反応度価値を計算する。さらに、核特性解析における動特性パラメータとして、実効遅発中性子割合,即発中性子寿命及びFCA実験において反応度の測定に使用する基準反応度($$rho$$0)を絶対単位($$Delta$$k/k)に変換する係数を計算する。

論文

Benchmark experiment for physics parameters of nitride fuel LMFBR at FCA

飯島 進; 安藤 真樹; 大井川 宏之

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/10

FCAにおいて、窒化物燃料高速炉模擬実験を実施した。測定したNaボイド反応度価値やPu,B$$_{4}$$C反応度価値をこれまでにFCAで実施した金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬実験の結果と比較するとともに、これらの炉物理量の計算精度を評価したベンチマーク試験を行った。計算はJENDL-3.2及び当研究グループで開発した高速炉炉物理特性計算コードシステムを用いて行った。Pu及びB$$_{4}$$C反応度価値は、炉心間の相違は小さく、計算精度も良く似た傾向を示した。一方、Naボイド反応度価値は、窒化物燃料炉心の値が他の炉心のものと比べて小さくなる特性を示した。計算は10%程度の相違で、各炉心のNaボイド反応度価値を評価した。

論文

Experiments and analyses on sodium void reactivity worth in uranium-free fast reactor at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 安藤 真樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.729 - 735, 2002/07

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

プルトニウム燃焼用高速炉のナトリウムボイド効果の予測精度を評価することを目的として、FCAにおいてウラン・フリー高速炉を模擬した体系を構築した。比較検討のため、プルトニウム及び炭素ボロンの反応度価値も、ナトリウムボイド反応度価値とともに測定した。プルトニウムサンプル反応度価値の軸方向分布と、4種の$$^{10}$$B濃縮度に対する炭化ボロンサンプル反応度価値は、いずれも精度良く計算できていることがわかった。ナトリウムボイド反応度価値に関しては、特に非漏洩成分の予測精度が悪いことがわかった。計算と実験の不一致は、ウラン・フリー高速炉における非漏洩成分のエネルギー依存性が特殊であることに起因している。

論文

RAPID-L highly automated fast reactor concept without any control rods, 2; Critical experiment of lithium-6 used in LEM and LIM

角田 弘和*; 佐藤 理*; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 飯島 進; 神戸 満*

Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00

月面用高速炉RAPID-Lでは完全自動制御を達成するために、革新的な反応度制御システムLEM,LIM及びLRMを装荷する。これらのシステムでは、Li-6を液体吸収材として用いる。このLi-6は、高速炉ではこれまで吸収材として用いられたことがない。そこで、原研の高速炉臨界集合体(FCA)を用いてLi-6の反応度特性を調べた。実験では、濃縮ウランとステンレス鋼を用いてRAPID-Lの中性子スペクトルを模擬した炉心をFCAに構築し、95%濃縮Li試料を用いてLi-6の軸方向反応度価値分布を測定した。測定結果を、RAPID-L設計手法による計算結果と比較したところ、両者は良い一致を示した。この結果から、炉心設計手法に対するバイアス因子を求め、RAPID-Lに装荷するLEM及びLIMの本数を決定した。

報告書

FCA XX-1炉心におけるガス膨張機構(GEM)の反応度価値測定と解析(共同研究)

大井川 宏之; 安藤 真樹; 飯島 進; 高木 直行*; 植松 眞理マリアンヌ*

JAERI-Research 2001-036, 48 Pages, 2001/06

JAERI-Research-2001-036.pdf:2.38MB

大型高速炉の冷却材循環ポンプ停止時に負の反応度フィードバックを与えることを目的としたガス膨張機構(GEM)の模擬試験を高速炉臨界実験装置FCAにおいて実施した。炉外GEMと炉内GEMについて反応度効果を測定し、計算と比較して予測精度を検討した。炉外GEMでは、構造材である鉄の自己遮蔽効果を適切に評価する必要があることがわかった。決定論的手法では10~20%の過大評価となるが、モンテカルロ法を用いると予測精度を10%以内に改善できることがわかった。炉内GEMでは、中性子ストリーミング効果を考慮できるようなセル均質化法を採用する必要があることがわかった。最小二乗法による成分別予測精度評価の結果、非漏洩成分は10~20%の過大評価であるが、漏洩項は実験誤差の範囲内で実験と計算が一致することが明らかとなった。

報告書

核設計基本データベースの整備(XII) - FCAX-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価 ‐

横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*

JNC-TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。

論文

核設計基本データベースの整備,12; FCA-X-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価,共同研究最終報告書

横山 賢治*; 沼田 一幸*; 石川 眞*; 大井川 宏之; 飯島 進

JNC-TY9400 2000-006, 168 Pages, 2000/04

核燃料サイクル開発機構と原研は共同研究として、高速炉設計のための統合炉定数の精度向上と信頼性確保の観点から、FCA実験データの整備及び炉定数調整計算への適用を進めてきた。本報告書では、FCA-X-1炉心の計算精度評価及び感度解析、FCA-XVII-1炉心のNaボイド反応度価値に対する詳細検討、FCA炉心とJUPITER炉心の間の整合性評価についてまとめる。

報告書

FCA XIX-2炉心データによる炉定数調整, 平成11年度報告書(共同研究)

安藤 真樹; 飯島 進; 石川 眞*; 岩井 武彦*

JAERI-Tech 2000-025, p.45 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-025.pdf:1.77MB

新型燃料を用いた高速炉の研究の一環として、窒化物燃料高速炉の核特性に対する計算精度評価を目的とした模擬実験をFCAを用いて行った。本研究では、窒化物燃料高速炉を模擬したXIX-2炉心において測定した臨界性に関するデータを炉定数調整に反映させ、実機窒化物燃料炉心の臨界性に関する設計精度を評価した。その結果、従来の統合炉定数に本実験結果を加えることにより、実機に対する設計精度が0.1%向上した。また、数MeV付近での$$^{14}$$Nの捕獲断面積の不確かさが設計精度に大きく影響を及ぼすことがわかった。

報告書

FCAを用いた窒化物燃料高速炉の模擬実験及び解析

安藤 真樹; 飯島 進; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 大井川 宏之

JAERI-Research 2000-017, p.36 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-017.pdf:1.48MB

窒化物燃料高速炉の核特性に対する計算精度評価を目的としてFCAを用いた模擬実験を行った。本研究では、臨界性他の特性量に関してFCAの高速炉標準解析手法を用い標準解を求め、その予測精度について検討した。実験は、1領域炉心であるFCA XIX-2炉心において行った。解析の結果、臨界性(k$$_{eff}$$)では従来のFCA炉心での解析結果と同程度の予測精度が得られた。Pu燃料板の径方向反応度価値分布では炉心周辺部ほど過大評価となる傾向となった。Naボイド反応度価値の解析では、炉心中心部において約10~20%の過大評価となり、漏洩項が支配的な炉心周辺部においてC/E値が1に近づいた。輸送補正や非漏洩項の計算精度に問題があると考えられる。

論文

A Proposal of benchmark calculation on reactor physics for metallic fueled and MOX fueled LMFBR based upon mock-up experiment at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02

高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びB$$_{4}$$Cのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、$$^{238}$$Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。

論文

Experiments and analyses on fuel expansion and bowing reactivity worth in mock-up cores of metallic fueled fast reactors at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 板東 勝*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.902 - 913, 1999/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

FCAの金属燃料高速炉模擬炉心において軸方向燃料膨張及び径方向燃料湾曲を模擬し、反応度価値を測定した。実験と計算の比較から、一次摂動理論と厳密摂動理論の双方について適用性を評価した。軸方向燃料膨張に関しては、一次摂動と厳密摂動の双方ともに実験値に対して10~20%小さな値を示すことがわかった。この過小評価の傾向はプルトニウムサンプル反応度価値の軸方向C/E値分布の傾向と一致することを示した。径方向燃料湾曲に関しては、一次摂動は厳密摂動に比べて10%程度大きな値を示すことがわかった。軸方向にみて炉心中央近辺では厳密摂動による計算は実験と良く一致するが、炉心の軸方向端面近辺では10%以上の過小評価となることがわかった。

論文

Measurement of uranium-238 doppler effect in a nitride fueled LMFBR at FCA

安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 飯島 進

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(4), p.386 - 388, 1999/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

窒素($$^{14}$$N)の散乱断面積は100keV以下で酸素より大きいことなどにより、窒化物燃料高速炉ではMOX燃料高速炉より大きな負のドップラー効果が得られることが期待できる。この効果がドップラー効果解析精度に与える影響を、FCAを用いた模擬実験により検証した。実験体系(FCA XVII-1N集合体)は、炉心中心に28cm$$times$$28cm$$times$$91cmの窒化物燃料テスト領域を持つゾーン型炉心である。ドップラー効果の測定は、小型円筒形の天然ウランサンプル2種類を用い、サンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、サンプルの実効断面積作成にPEACO-Xコードを用い、拡散理論に基づく1次摂動計算により行った。測定の結果、これまでのFCAの高速炉模擬体系の傾向と異なり、大きな負のドップラー効果が得られた。解析の結果、本窒化物燃料高速炉模擬体系においても同規模のMOX燃料高速炉体系と同様の良好な解析精度が得られることがわかった。

報告書

核設計基本データベースの整備(IX) - FCA XVII-1実験解析 -

横山 賢治; 石川 真; 大井川 宏之*; 飯島 進*

JNC-TY9400 98-001, 110 Pages, 1998/10

JNC-TY9400-98-001.pdf:2.77MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、動力炉・核燃料開発事業団では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成している。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、日本原子力研究所のFCAの積分データ整備の一環として、FCAXVII-1炉心のC/E値の評価、及び、感度解析を行った。FCAXVII-1炉心はFCAの代表的なMOX燃料Na冷却高速炉心の模擬体系である。解析対象とした核特性は、臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラー反応度価値である。原研の解析手法に基づくC/E値とJUPITER標準解析手法に基づくC/E値の比較を行った結果、Naボイド反応度を除けば、同等の結果が得られることが分かった。Naボイド反応度については、有意な差が見られるため、今後、詳細な比較・検討が必要であることが分かった。更に、臨界性、反応率比、Naボイド反応度に関して感度解析を行い、JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、FCAXVII-1炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

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