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論文

Evaluation of sodium radioactivity in the primary system of the prototype fast reactor Monju

毛利 哲也; 大釜 和也; 羽様 平

Nuclear Technology, 209(7), p.1008 - 1023, 2023/07

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

高速増殖原型炉「もんじゅ」で測定された1次系放射化ナトリウムである$$^{24}$$Na及び$$^{22}$$Naの放射化量を評価し、測定値及び計算値の信頼性を検討した。JENDL-4.0による計算値と測定値との比(C/E)及びその不確かさは、$$^{24}$$Naで0.97$$sim$$1.07及び8.1$$sim$$11.0%、$$^{22}$$Naで1.03$$sim$$1.16及び23.3$$sim$$24.1%となった。$$^{23}$$Na(n,2n)断面積の違いにより、ENDF/B-VIII.0による$$^{22}$$Na放射化量計算値は、JENDL-4.0及びJEFF-3.3による計算値より40%大きくなることが明らかになった。また、$$^{22}$$Na放射化量を正確に評価するためには、$$^{22}$$Na自身の中性子捕獲効果を考慮することが重要であることが確認された。本実験データは、将来的なナトリウム冷却高速炉設計の信頼性向上のための計算手法の検証に活用であると判断できる。

論文

Evaluation of fuel reactivity worth measurement in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平

Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.05(Nuclear Science & Technology)

In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.

論文

Chapter 3, Prototype reactor Monju

羽様 平

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, p.87 - 161, 2022/07

The prototype fast breeder reactor "Monju" is a sodium-cooled fast neutron reactor with an electric power of 300 MW developed in Japan. The reactor is a loop-type reactor with three sodium cooling systems and the reactor core consists of 198 fuel subassemblies each containing 169 pins with mixed oxide fuel. This chapter summarizes outline and features of Monju: design, R&D activities and technology development to establish the design, construction, experience in operation and maintenance, and technological achievements obtained in the operation.

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

論文

Evaluation of fixed absorber reactivity measurement in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 片桐 寛樹; 竹越 淳*; 羽様 平

Nuclear Technology, 207(12), p.1810 - 1820, 2021/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:47.54(Nuclear Science & Technology)

In the prototype fast breeder reactor Monju, fixed absorber worth was measured as a difference of core reactivity measured by control rod worth between cores with and without a single or three fixed absorbers. In the present paper, the measurements were evaluated in detail and its reliability and usefulness as a validation data were investigated through a comparison with calculations using the latest neutronics design methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fixed absorber worth were 1.00$$pm$$0.05 and 1.02$$pm$$0.04, respectively. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.

報告書

Prototype fast breeder reactor Monju; Its history and achievements (Translated document)

光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟

JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB

高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・建設」, 「試運転」, 「原子炉安全」, 「炉心技術」, 「燃料・材料」, 「原子炉設備」, 「ナトリウム技術」, 「構造・材料」, 「運転・保守」, 「事故・トラブル経験」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。

論文

Uncertainty evaluation of anticipated transient without scram plant response in the Monju reactor considering reactivity coefficients within the design range

素都 益武; 羽様 平

Journal of Energy and Power Engineering, 13(11), p.393 - 403, 2019/11

除熱喪失時原子炉トリップ失敗事象(ULOHS)は設計基準を超える原子炉トリップ失敗事象(ATWS)の中でも発生頻度における寄与が大きく,炉心損傷に至るまでの時間に猶予がある。その反面、除熱喪失事象であるため、冷却材温度の上昇に伴い、溶融燃料の原子炉容器内保持を達成する上での不確かさが大きい見通しが得られている。既往研究成果では、炉心損傷に至るまでの猶予時間が持つ不確かさが評価された。その中で炉心損傷が回避されると考えられるケースがある。具体的には、ULOHS事象における炉心損傷のクライテリアとして、PHTSポンプの健全性を保つ温度、すなわちポンプ入口Na温度が静圧軸受においてキャビテーションが発生する可能性が高くなる650$$^{circ}$$C以内に収まる状態が1時間継続した場合、ULOHS事象による炉心損傷が回避されると仮定する。これを前提とし、PHTSポンプ入口Na温度が健全性を保つ範囲内に収まる入力条件を多変数の逆問題として解を探索する手法を開発することを本研究の目標とする。本稿ではまず、ULOHS事象が1時間継続した場合について、反応度係数及び動特性パラメータを設計の範囲で取り得る変数として解析し、PHTSポンプ入口Na温度が650$$^{circ}$$C以下となる条件及び解析結果の分布を求めた結果について述べる。

論文

A Validation study of a neutronics design methodology for fast reactors using reaction rate distribution measurements in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

In the fast breeder reactor prototype Monju, reaction rate distributions were measured by using activation foils during its system startup test. Reliability and usefulness of the measurements as a validation experiment were investigated through a comparison with a calculation using the latest neutronics design methodology developed in JAEA. As a basic calculation, a three-dimensional diffusion calculation with triangular meshes was performed using effective cross sections generated by a one-dimensional heterogeneous lattice model with the JENDL-4.0 nuclear data library. Best-estimate values of reaction rates were evaluated by considering correction factors such as transport correction factors, fine and ultra-fine energy group correction factors, anisotropic diffusion coefficient correction factors and subassembly heterogeneous factors. Through the comparison, it was confirmed that the both of experimental values and analysis results were agreed well in the core region.

論文

Irradiation induced reactivity in Monju zero power operation

高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04

2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月($$sim$$10$$^{17}$$ fissions/cm$$^{3}$$)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。

論文

Measurement and analysis of feedback reactivity in the Monju restart core

北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:60.71(Nuclear Science & Technology)

フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K$$_{R}$$)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K$$_{IN}$$)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。K$$_{R}$$のC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、K$$_{IN}$$は等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2$$^{circ}$$C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。

報告書

汎用炉心解析システムMARBLE2の開発

横山 賢治; 神 智之; 平井 康志*; 羽様 平

JAEA-Data/Code 2015-009, 120 Pages, 2015/07

JAEA-Data-Code-2015-009.pdf:1.93MB

汎用炉心解析システムMARBLEの第2版であるMARBLE2を開発した。MARBLE2では第1版(MARBLE1)で開発した基盤技術を利用して各種の機能拡張を行った。MARBLE1では導入できていなかった従来システム(JOINT-FR、SAGEP-FR)の機能を導入し、従来システムのほぼ全ての解析機能を統一されたユーザインターフェースを持つMARBLE上のサブシステムSCHEME上で実行できるようになった。特にMARBLE2では、MARBLE1では対応できていなかった感度解析にも対応できるようになった。また、将来の拡張性や柔軟性を確保するために、独自ソルバーの開発や改良を行った。更に、原子力機構で開発された解析コードやライブラリを導入し、同様にSCHEME上で利用できるように整備した。その他、外部機関で開発された解析コード等も必要に応じて導入した。これにより、$$gamma$$線計算や発熱計算等が可能となった。また、MARBLE上のもうひとつのサブシステムである高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSの改良として、MARBLE1での利用経験をもとに各種の機能拡張や高速化を行いユーザ利便性を向上させた。

論文

Nuclear data application in Monju

羽様 平

JAEA-Conf 2014-002, p.26 - 31, 2015/02

「もんじゅ」の炉物理試験解析ではこれまで様々な核データを利用している。JENDL-3.3を使用した場合、1994-1995年に実施された試験の解析に対して良好な解析精度が達成できることを確認している。一方で、2010年の試験において$$^{241}$$Puの$$beta$$崩壊に伴う反応度損失の解析精度に課題があることも確認している。課題はJENDL-4.0を使用した場合には解決し、改善には$$^{241}$$Pu核分裂断面積と$$^{241}$$Am捕獲断面積の改訂が寄与していることを確認している。今後の炉心設計計算では共分散データの活用が期待されている。炉物理試験解析結果に基づき、共分散データの信頼性を検討し、改善が必要なデータを抽出した。抽出結果は$$^{23}$$Naの平均散乱核余弦のデータに改善が必要であることを示唆している。

論文

Basic experiment for kinetics analysis in sub-critical sate

北野 彰洋; 岸本 安史; 三澤 毅*; 羽様 平

KURRI Progress Report 2013, 1 Pages, 2014/10

従来の臨界近接は、逆増倍法を用いており、この方法では反応度添加後の安定計数率を使うために安定までの待機時間が発生する。したがって、臨界近接には長時間(例えば「もんじゅ」であれば数時間)を要する。本検討では遅発中性子挙動に基づいた臨界指標(CI: Critical Index)に基づき、より効率のよい臨界近接法を開発し、KUCAでの臨界近接実験にて適用性を確認した。

論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; JAEA's calculation results

高野 和也; 毛利 哲也; 岸本 安史; 羽様 平

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは原子力機構(JAEA)によるベンチマーク解析結果について述べるとともに、JAEA解析手法が出力分布偏差に対して十分な精度を有していることを示す。また、中性子線及び$$gamma$$線輸送効果を考慮した発熱計算により、径方向ブランケット燃料領域における出力分布解析精度が向上することを示す。

論文

Method development and reactor physics data evaluation for improving prediction accuracy of fast reactors' minor actinides transmutation performance

竹田 敏一*; 羽様 平; 藤村 幸治*; 澤田 周作*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 15 Pages, 2014/09

本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。高速炉における効率かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施する。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析する。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「もんじゅ」、「常陽」、FCA等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースを構築する。

論文

Development of comprehensive and versatile framework for reactor analysis, MARBLE

横山 賢治; 羽様 平; 沼田 一幸*; 神 智之*

Annals of Nuclear Energy, 66, p.51 - 60, 2014/04

 被引用回数:14 パーセンタイル:78.65(Nuclear Science & Technology)

包括的な多目的炉心解析コードシステムMARBLEを開発した。MARBLEは、炉心解析のためのコードシステムというよりはむしろソフトウェア開発フレームワークとして設計されており、このフレームワークは物理的な概念に基づいた再利用可能で拡張可能な機能やデータモデルを提供する。コードシステムという観点からは、MARBLEは高速臨界実験体系や高速炉実機のための詳細炉心解析手法や、炉定数調整のような核データに関連した不確かさの定量化のための機能一式を提供する。MARBLEは、高速炉の炉心設計予測精度評価や向上のために必要となるすべての段階、すなわち、積分実験データベースの管理、核データ処理、高速臨界実験解析、不確かさの定量化、実機の炉心解析、を網羅している。本論文ではこれらの機能を概説してシステムとしての妥当性確認の結果を述べる。

論文

Development of versatile nuclear heating calculation system in MARBLE

羽様 平; 横山 賢治

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(5), p.525 - 533, 2013/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.71(Nuclear Science & Technology)

汎用炉心解析システムMARBLE上に発熱評価システムを開発した。開発したシステムは従来使用されてきた入射エネルギーに依存しないQ値に基づく簡易手法から核データ処理コードNJOYに基づく詳細手法に至る多様な選択肢を有している。入射エネルギーに依存しないQ値を用いた場合でも詳細手法相当の結果を評価する機能も有しており、簡易手法の誤差評価や中性子や$$gamma$$線の輸送効果の評価に利用できる。「もんじゅ」の設計計算モデルで最も詳細な手法に対する誤差を評価した結果、詳細相当手法の誤差は0.1%未満であること、簡易評価手法の誤差は1%未満であることを確認した。

論文

Evaluation of feedback reactivity in Monju start-up test

北野 彰洋; 宮川 高行*; 大川内 靖; 羽様 平

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03

2010年の「もんじゅ」性能試験(炉心確認試験)でフィードバック反応度測定試験を実施した。フィードバック反応度の2要素(出力及び原子炉入口冷却材温度に関する反応度)を出力と冷却材温度の測定データを反応度バランス式にフィティングして評価した。フィードバック反応度及びその2要素について、炉心内の温度分布を考慮した計算値を求め、測定値と比較した。フィードバック反応度の測定値と計算値は良好に一致することを確認した。

論文

Criticality evaluation for the Monju restart core

羽様 平; 北野 彰洋; 岸本 安史*

Nuclear Technology, 179(2), p.250 - 265, 2012/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

高速原型炉もんじゅは14年ぶりに2010年5月にシステム起動試験を再開した。再起動試験の第一段階ではゼロ出力炉心において炉物理パラメータが測定された。本論文は臨界性のデータ評価について述べる。最確評価値とその誤差を最も詳細なレベルで実施した。評価は国際的に認知されている手法に従い実施した。再起動炉心は$$^{241}$$Puの崩壊により前回性能試験の3倍である1.5wt%の$$^{241}$$Amを含んでいる。その解析精度に及ぼす影響を抽出するため、前回試験のデータについても同レベルの詳細度で再評価した。解析精度は4種類の核データライブラリについて評価した。その結果、JENDL-3.3, JENDL-4.0、及びENDF/B-VII.0を使用した場合は実験誤差の2$$sigma$$に相当する0.3%以内の精度で解析できることがわかった。$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度変化に対してはJENDL-4.0とJEFF-3.1を使用した場合に1%以内の精度で解析できることがわかった。

論文

Isothermal temperature coefficient evaluation for the Monju restart core

毛利 哲也; 丸山 修平; 羽様 平; 鈴木 隆之

Nuclear Technology, 179(2), p.286 - 307, 2012/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

臨界性、制御棒価値に引き続き、もんじゅ再起動炉心で実施された等温温度係数測定試験のデータ評価について述べる。最確値とその誤差を最も詳細なレベルで評価した。炉心間のデータ比較のために前回性能試験のデータも同レベルの詳細度で評価した。詳細評価の結果、再起動炉心の温度係数は前回試験に比べて約8%絶対値が低下することを確認した。感度解析により、その変化がおもに$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの組成変化によるものであることを示した。解析精度を2種類の核データについて比較し、JENDL-4.0を使用した場合に前回試験の結果を実験誤差2%内で解析できることを確認した。一方、再起動炉心の結果に対しては、整合した結果が得られていないことが判明した。詳細に分析した結果、これまで想定していなかった外乱が影響している可能性を見いだした。

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