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論文

Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5; JENDL-5

岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01

 被引用回数:64 パーセンタイル:99.99(Nuclear Science & Technology)

The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.

論文

Impact of uncertainty reduction on lead-bismuth coolant in accelerator-driven system using sample reactivity experiments

方野 量太; 大泉 昭人; 福島 昌宏; Pyeon, C. H.*; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*

Nuclear Science and Engineering, 20 Pages, 2023/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

京都大学臨界集合体A架台で測定された鉛ビスマスサンプル反応度を用いたデータ同化によって加速器駆動システムの冷却材ボイド反応度の鉛ビスマス非弾性散乱断面積に起因した不確かさを低減できることを実証した。サンプル反応度について、データ同化の式中に現れる実験不確かさと相関を再評価し、結果を明示した。不確かさ評価に用いる感度係数はMCNP6.2で評価し、データ同化はMARBLEを用いて実行した。鉛ビスマスに対してサンプル反応度は感度係数が大きいため、加速器駆動システムの冷却材ボイド反応度の断面積起因不確かさを6.3%から4.8%まで減少させ、本研究で設定した暫定的な目標精度5%を達成できることを示した。さらに、ADJ2017に使用された積分実験データを用いることで、マイナーアクチニドや鉄など他の支配的な核種に起因する不確かさを効果的に低減できることを示した。

論文

Acceleration of high current fully stripped carbon ion beam by direct injection scheme

柏木 啓次; 福田 光宏; 岡村 昌宏*; Jameson, R. A.*; 服部 俊幸*; 林崎 規託*; 榊原 和彦*; 高野 淳平*; 山本 和男*; 岩田 佳之*; et al.

Review of Scientific Instruments, 77(3), p.03B305_1 - 03B305_4, 2006/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:52.29(Instruments & Instrumentation)

Direct injection schemeは空間電荷効果によるビーム損失を回避するために、低エネルギービーム輸送部を介さないでレーザーイオン源で生成したイオンをRFQ線形加速器に入射する新しい方法である。C$$^{6+}$$ビームの大電流化を実現することによりシンクロトロンへのシングルターン入射が可能となり、その結果マルチターン入射に比べて電磁石の大きさを小さくすることができる。Nd-YAGレーザーで生成した大電流C$$^{6+}$$ビームをDirect injection schemeによってRFQ線形加速器に入射し、加速実験を行った。その結果17mAのC$$^{6+}$$ビームを加速することに成功し、大電流のフルストリップ炭素イオンビームをDirect injection schemeによって加速できることを実験的に証明した。

論文

High current carbon beam production with direct plasma injection scheme

岡村 昌宏*; 柏木 啓次; 榊原 和彦*; 高野 淳平*; 服部 俊幸*; 林崎 規託*; Jameson, R. A.*; 山本 和男*

Review of Scientific Instruments, 77(3), p.03B303_1 - 03B303_3, 2006/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:47.11(Instruments & Instrumentation)

われわれは、プラズマ直接入射法(DPIS)という新しい重イオンビーム生成技術の研究を2000年より行っている。DPIS用に設計された高周波四重極線形加速器が運転を開始し、60mAの大電流炭素ビームの加速に成功した。その加速ビームに含まれる大部分のイオンは炭素4価であることが分析によって明らかになった。

論文

大強度重イオンビーム加速のための直接プラズマ入射法における加速ビーム波形の考察

柏木 啓次; 岡村 昌宏*; 服部 俊幸*; Jameson, R. A.*; 山本 和男*; 藤本 哲也*; 神谷 富裕

Proceedings of 3rd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 31st Linear Accelerator Meeting in Japan (CD-ROM), p.570 - 572, 2006/00

直接プラズマ入射法(DPIS)は、大強度の重イオンビームを生成することを目的とした、イオン源から加速器へのビーム入射方法であり、その有効性が実験的に証明されている。だが一方、DPISによる加速ビーム波形はイオン源から出射するビームの波形と異なる原因が不明であるという問題がある。これまでDPISのシミュレーション手法が確立されていなかったため、DPISの加速ビーム波形や加速電流値の予測を行うことができず、この原因を解明することができなかった。これらの2つのビームパルス波形の関係を明らかにするため、実測データを初期値としたビーム引き出しシミュレーション及びビーム加速シミュレーションを行った。ビーム引き出しシミュレーションよりRFQ線形加速器に入射するビームパラメーターの時間変化が明らかになり、その結果を用いたビーム加速シミュレーションによって実験で得られた加速ビーム波形が再現された。これらの結果から、高ビーム電流領域において入射ビームと加速器のアクセプタンスの間でミスマッチが生じていることが明らかになり、入射ビーム波形と加速ビーム波形が異なる原因が解明された。

論文

Direct injection schemeによる高価数炭素ビームの大電流加速

柏木 啓次; 岡村 昌宏*; Jameson, R. A.*; 服部 俊幸*; 林崎 規託*; 榊原 和彦*; 高野 淳平*; 山本 和男*; 岩田 佳之*; 藤本 哲也*

Proceedings of 2nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 30th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.182 - 184, 2005/07

RFQ Linacとレーザーイオン源を組合せた手法"Direct injection scheme"によってレーザーイオン源からの高強度ビームをRFQ電場で捕獲し加速する研究を行っている。この方法によりNd-YAGレーザーイオン源からの高価数炭素イオンの加速実験を100MHz RFQ Linacで行った。

報告書

FBRシステム技術検討書 -平成12年度報告-

三原 隆嗣; 江沼 康弘; 梅津 陽一郎; 川崎 信史; 小林 順; 神山 健司; 山本 昌宏

JNC TY9400 2001-012, 1793 Pages, 2001/06

JNC-TY9400-2001-012.pdf:83.61MB

1999年度より2年間で実用化戦略調査研究フェーズIを実施した。本報告書は実用化戦略調査研究の中で対象としたFBRプラントシステムについて、技術的成立性、経済性等の観点から検討を加えた結果をまとめたものである。本件では、FBRプラントを構成する冷却材及び燃料の組合わせとして現状考えられるものは全て対象にし、同時点での技術情報に基づき、冷却材ごとにプラントシステムの技術的成立性及び経済的成立性について評価した。その結果、冷却材ごとにプラントフェーズIで設定した設計目標を満たす有望なプラント概念を示した。

報告書

SIMMER-IIIコードを用いたOmega試験解析

山本 昌宏; 飛田 吉春

PNC TN9410 98-032, 45 Pages, 1998/06

PNC-TN9410-98-032.pdf:1.1MB

高速炉における仮想的な炉心損傷事象(CDA:Core Disruptive Accident)において、保守的な条件を重量した場合に想定される炉心膨張過程を模擬したPurdue大学のOmega試験を、SIMMER-IIIを用いて解析した。Omega試験は装置下部の圧力容器中に蓄えた高圧の気体、液体或いはその混合物を装置上部のカバーガス領域を持った液体プール中に低部から噴出させる試験である。この試験の特徴は、高温高圧の気体の噴出による蒸発凝縮を伴った気泡の膨張試験が行われていることであり、本試験を解析することにより、SIMMER-IIIの流動モデル及び蒸発・凝縮モデルの検証を行った。また、炉心膨張過程を支配する現象の一つである膨張気泡内及びカバーガス部において気液界面の不安定性からガス中に取り込まれる液滴(エントレインメント液滴)の影響について、SIMMER-IIIを用いて評価を行った。SIMMER-IIIはエントレインメントモデルを持っていないため、エントレインメント量の大小を、SIMMER-IIIを用いた解析ではガスから液滴への熱移行量の大小として模擬した。原子炉容器健全性の評価には、SIMMER-III解析を用いて算出した冷却材の運動エネルギーとカバーガスの圧縮エネルギーを和したものを機械的エネルギー呼び、機械的負荷の指標として用いている。この炉容器の機械的負荷の評価に現状のSIMMER-IIIを用いることが妥当かどうかも検討した。その結果、以下のような結論を得た。(1)SIMMER-IIIは気泡の成長挙動をほぼ正しく再現することから、冷却材の運動エネルギーを正しく計算することが出来る。SIMMER-IIIは、気泡内の気液境界面積を過小評価しているが、このことが気泡の成長挙動に及ぼす影響は小さい。(2)カバーガス部においてエントレインメント液滴が多く発生し、ガスから液滴への熱移行量が多いと、カバーガスで発生する圧力のピーク値が大きくなる傾向があることがわかった。SIMMER-IIIは、カバーガス部において液滴からガスへの熱移行量を過大評価しており、カバーガスのピーク圧力を大きく算出し、カバーガスの圧縮エネルギーを過大評価する。このことからSIMMER-IIIを用いて算出したカバーガス圧縮エネルギーは保守的な評価となっている。(3)原子炉容器の機械的負荷の指標として用

口頭

FCAを用いた軽水炉MOX炉心のドップラー反応度測定試験,1; 全体計画及びU炉心での第1試験結果

安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 山本 徹*; 安藤 良平*

no journal, , 

軽水炉MOX炉心の中性子スペクトルを模擬する試験体系をFCAに構成し、ウラン及びプルトニウムのサンプルを用いたドップラー反応度を測定し、MOX燃料のドップラー反応度評価に資するデータを取得することを計画・実施中である。本発表では、その全体計画と第1試験として実施したウラン炉心でのウランサンプルを用いたドップラー反応度測定及び解析の結果を報告するものである。本試験では、JENDL-3.3及びこれまでのFCA実験において実績のある解析手法を用い実験解析を行った結果、臨界性やドップラー反応度について良好な解析予測精度が得られることを確認した。

口頭

「常陽」における確率論的安全評価,5; 炉外事象評価,被ばく評価,PSAの結論

山本 雅也; 清野 裕; 清水 武彦; 吉田 昌宏

no journal, , 

高速実験炉「常陽」における内的事象を対象にした確率論的安全評価(PSA)において、発生頻度及び結果の重大性の観点から、リスク評価上重要な事故は、UTOP(Unprotected Transient Over Power)に起因し、原子炉容器外へ漏えいした冷却材ナトリウムの燃焼に伴い放射性物質が放出される事象と同定している。本事象について、炉外事象評価及び被ばく評価を実施し、事故による結果の重大さを定量化することにより、「常陽」のPSA手法を用いた一連の安全評価を完遂した。その結果、「常陽」のリスクは十分に低く抑制されていることを確認するとともに、大規模放射能放出に至る事故シーケンス及び内容を把握することにより今後の効果的な保安活動に必要な情報を得た。

口頭

「常陽」における設計基準を超える事故の安全評価,1

山本 雅也; 関根 隆; 吉田 昌宏

no journal, , 

高速実験炉「常陽」において、設計基準を超える事故について事象進展評価を行い、事故シーケンスグループとして、原子炉停止機能喪失事象、原子炉容器液位保持機能喪失事象及び崩壊熱除去機能喪失事象を同定した。また、これらの事故シーケンスグループを代表する事故について安全評価を行い、科学的・技術的に想定すべき範囲の設計基準を超える事故は多量の放射性物質の放出に至らない見通しを得た。

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