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報告書

MOX取扱施設臨界安全ガイドブック

清水 義雄; 由利 明哉; 深作 泰宏*; 野尻 一郎; 松本 忠邦

PNC TN1410 96-074, 242 Pages, 1996/11

PNC-TN1410-96-074.pdf:11.17MB

プルトニウム取扱施設の臨界安全管理に関する研究の一環として、MOX取扱施設の設計、建設、運転等の臨界管理に役立てることを目的として、臨界管理に関する事業団の経験と最新の知見を反映させ、「MOX取扱施設臨界安全ガイドブック」を作成した。本ガイドブックは、本文編、データ編で構成されている。本文編では、臨界安全の基本事項として用語、法令、指針などを説明した後、MOX取扱施設の具体的な例を引用しつつ、臨界安全設計、臨界管理の方法等について示し、最後にMOX均質系及びPuO2均質系の臨界安全データの概要を記載している。データ編では、本ガイドブックの臨界安全データの計算に使用したSCALE-4コードシステムによる計算の方法、データの計算条件及び計算結果を掲載している。データ編に掲載した計算結果は、MOX均質系及びPuO2均質系で構成されている。また、付録として、SCALE-4コードシステムの概要、SCALE-4コードシステムの検証のためのベンチマーク計算について記載している。

報告書

臨界安全ハンドブック改訂準備資料

奥野 浩; 小室 雄一; 中島 健; 野村 靖; 内藤 俶孝; 仁科 浩二郎*; 西堀 俊雄*; 松本 忠邦*; 三好 慶典; 高井 克昭*; et al.

JAERI-Tech 95-048, 168 Pages, 1995/10

JAERI-Tech-95-048.pdf:4.87MB

昭和63年に科学技術庁編として刊行された「臨界安全ハンドブック」の見直しの準備作業を同年度から進めてきた。その結果を臨界安全ハンドブックの改訂準備資料としてここにまとめて公開する。内容としては、「評価対象のモデル化」及び「安全解析評価の方法」を重点的に補充し、ハンドブックには記載されなかった「化学プロセスの臨界安全」、「臨界事故とその評価方法」及び「臨界警報装置の設計・設置の考え方」について新しく記載した。

論文

日米共同臨界実験の成果; Pu+U系臨界安全データの取得と未臨界度の測定

松本 忠邦; 小山 智造; 船坂 英之; 福村 信男; 清野 英昭

日本原子力学会誌, 37(2), p.89 - 96, 1995/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.54(Nuclear Science & Technology)

日米共同臨界実験は、高速炉燃料再処理プロセスを網羅した臨界安全データの取得を主目的とし、未臨界度測定技術の実証もあわせて実施したものである。その成果は、Nucl.Tech.誌等へ7件の論文として投稿したが、その掲載も1994年9月をもってすべて終了した。この機会に、日本原子力学会より、その全体概要を学会誌の「解説」記事として寄稿するよう依頼があった。本稿は、その原稿であり、使用しているデータ等は、上記公開論文をベースとしたものである。

論文

核燃料再処理施設へのCAD活用技術開発

森田 英司; 鹿倉 栄; 松本 忠邦*

動燃技報, (92), p.65 - 73, 1994/12

当室において、これまでに、CADシステムを使って、設計支援、保守支援および、許認可対応を実施してきた。主として、リサイクル機器試験施設の設計情報を2次元、3次元のCAD図面として、構築したその構築された図面データベースを各支援に活用する為のCAD技術開発概要について、動燃技報(No.92)12月号にて、紹介する。

報告書

日米共同臨界実験とその解析; 全体まとめ

松本 忠邦

PNC TN8410 93-099, 66 Pages, 1993/05

PNC-TN8410-93-099.pdf:2.43MB

標記報告は高速炉燃料のリサイクル技術開発の一環として行ったもので,臨界実験にかかわる4件の論文を基に,実験結果と実験結果の要点を一括してとりまとめるとともに,別の視点から説明を加えた。高速炉燃料サイクル施設の臨界安全という視点から「実験のねらい」,既存の臨界実験との実験条件の違いという視点から「日米共同臨界実験の特徴」,また,臨界安全解析手法の信頼性評価という視点から「SCALEコードシステムの誤差評価」「溶液密度式の評価」などに重点を置いて,分かりやすい図表を作って説明を加えた。

論文

Criticality safety analysis on borated concrete absorber

船橋 英之; 松本 忠邦; 岡 努

Proceedings of International Topical Meeting on Safety Margins Criticality, p.240 - 245, 1989/11

None

報告書

プルトニウム燃料の出力平坦化に関する臨界実験,1; 出力分布の測定

村上 清信; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男*; 小林 岩夫; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*

JAERI-M 9876, 83 Pages, 1982/01

JAERI-M-9876.pdf:3.09MB

プルトニウムの軽水炉におけるリサイクル使用に関連した炉物理研究の一環として、出力分布の平坦化に関する実験を、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて行った。使用した燃料棒は、PuO$$_{2}$$富化度が5種類、U-235濃縮度が6種類である。実験は、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$およびUO$$_{2}$$燃料棒格子内について行い、水平方向の出力分布に与える水ギャップ並びにPuO$$_{2}$$富化度の異る燃料棒の配列の効果をパラメトリックに測定した。この実験から、PuO$$_{2}$$富化度および水ギャップ幅が出力分布に与える効果が求められ、かつBWR型燃料集合体中における各種燃料棒配列と出力ピーキング係数の関係が明らかになった。

報告書

プルトニウム燃料遮蔽計算用中性子ガンマ線結合40群断面積セット"PSL-40"ライブラリの開発

湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*

PNC TN841 79-40, 100 Pages, 1979/07

PNC-TN841-79-40.pdf:5.26MB

プルトニウム新燃料を取扱う,転換あるいは加工施設では,グローブ・ボックス等の遮蔽は鉛ガラスを使用しており金属鉛厚で数ミリ程度にしか相当しないし,集合体等の取扱いでは,特別の遮蔽等は使用しない。これらの場合には,被ばく線量に大きく寄与するのは,Pu/SUP241が崩壊して生じるAm/SUP241からのソフト・ガンマ線である。使用済燃料等を想定して作成されている既存の断面積セットでは,誤差が大きく実用上問題があり,種々の暫定的な方法でその問題に対処していた。これらの問題を解決して,かつ使いやすい標準断面積ライブラリを用意しておくと,手間も計算時間も節約することができる。もちろん従来のライブラリの機能は保存しなければならない。この主旨で新ライブラリ"PSL-40"を開発した。本ライブラリは中性子22群,ガンマ線18群,合計40群からなっており,中性子吸収による2次ガンマ線発生も評価可能である。また,ライブラリの形式は,既存のDLC-23C(Cask)ライブラリ等と同様であり,ANISNコード・タイプの輸送計算コードで使用可能である。ここでは,本ライブラリの作成方法と使用方法の説明ならびに他の計算例との比較によるデータ処理の妥当性の確認を行った。

論文

Critical experiments on light-water moderated PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ lattices

小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 松浦 祥次郎; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(3), p.166 - 182, 1978/03

 被引用回数:3

プルトニウム燃料(PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$)を用いた軽水減速正規格子実験を原研と動燃の共同研究の下に軽水臨界実験装置TCAを用いて行なった。Puの組成は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Pu,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Puについてそれぞれ68,22,7,2w/oであり、Uは天然ウランである。実験対象の燃料格子はHとPuの原子数比(H/Pu)が295,402,494,704および922の5種類で、これらの体系について臨界質量、出力分布および全線の放射化率分布を求めた。 核計算はLASER、UGMG42-THERMOSおよびGTB-2を用いて得た小数群定数を用い、2次元拡散計算をPDQ.5コードで行なった。計算結果を実験値と比較した所、実効増倍係数については、-1.32から1.72%$$Delta$$K/Kの差が認められ、熱中性子密度、熱外中性子束および出力分布については一致を示した。

報告書

高次化プルトニウム燃料の臨界実験計画(VI)領域炉心の臨界実験と解析

青木 利昌*; 安久津 英男*; 安孫子 進朗*; 宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*

PNC TN841 74-13, 65 Pages, 1974/06

PNC-TN841-74-13.pdf:1.61MB

核分裂性プルトニウムの存在比が約75%であるため高次化プルトニウムを用いた3%富化混合酸化物燃料を使って、H/Puが295$$sim$$922の範囲で、一連の臨界実験が行なわれ、臨界量、中性子束分布、出力分布、$$beta$$eff/l等が測定された。PuO2-UO2燃料一領域炉心の材料バックリングBm2はH/Puが530で最大となり、$$beta$$eff/lはUO2系のそれの約1/2となった。また、高次化プルトニウム燃料に特微的なこととして、241Puの$$beta$$崩壊による反応度減少が1年間で約1ドルにも達すること、および自発中性子源レベルが高いので、反応度測定上に注意を要すること等が判明した。実験解析では、群定数コードとして、LASER-PNCおよび、UGMG42-THERMOSが使用され、2次元臨界計算コードとしてPDQ-5が使用された。計算値は測定値と良い一致を示し、燃料設計コードの精度の良さが検証された。本実験および解析は、原研との共同研究として実施されたものであり、さらに複雑な炉心体系についての実験と解析も進んでおり、幅広い実験データと計算手法の蓄積がなされている。本報告書は、JAERI-memo5745と同一内容である。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

論文

プルトニウム溶液及び粉末を取扱う設備の臨界安全設計の研究

大島 博文; 松本 忠邦*

日本原子力学会誌, 291 Pages, 

None

論文

The Development of A Subcriticality MersurementSystem Using the 252Cf-source-Driven Neutron Noise Analysis Method

清野 英昭; E.D.Blakem*; 松本 忠邦*

臨界安全性国際セミナーInternational Seminar on Nuclear Critic, , 

252Cf中性子源を利用した中性子雑音解析手法を原理とする未臨界度測定装置(Subcriticality Mersurement System:SMS)を開発した。このSMSの性能を確認するために,米国オークリッチ国立研究所との共同により,Criti-cal MassLabaratory 内のAnmular 及びSlab系を用いた未臨界度実験をおこなった。未臨界度としてK=0.98$$sim$$0.70の範囲の測定に所定の結果を得た。

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