Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 山本 章夫*
Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2025) (Internet), 10 Pages, 2025/04
現在、核燃料の核種組成を計算する燃焼計算では、燃焼ステップ毎に中性子輸送計算を行い中性子スペクトルの変化を考慮する手法が主流となっている。この手法は高精度である一方、中性子輸送計算の大きな計算コストが問題となる場合がある。そのため、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いた中性子スペクトル再構成に基づく高速な燃焼計算手法について検討した。本手法では、様々な入力パラメータに対する詳細燃焼計算により得られた多数の中性子束に対してPODによる次元削減を行い、低次元化した中性子束とパラメータを関係づける回帰モデルを構築する。この回帰モデルに計算対象である任意の入力パラメータを与えて中性子束を再構成し、燃焼計算を行う。本手法により、中性子輸送計算を行うことなく、入力条件に基づく中性子スペクトルの変化を考慮した燃焼計算を行うことができる。本手法をPWRのUO
燃料ピンセルモデルに適用した結果、詳細計算と比較して核種インベントリを数パーセント以内の差異で計算できることが分かった。また、検証の結果この計算誤差は回帰モデルの影響が支配的であったことから、回帰モデルの改善により精度が改善する見通しが得られた。
Np and 
Am by accelerator-driven system at Kyoto University Critical AssemblyPyeon, C. H.*; 山中 正朗*; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 千葉 豪*; 渡辺 賢一*; 遠藤 知弘*; Van Rooijen, W. G.*; 橋本 憲吾*; 左近 敦士*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(8), p.684 - 689, 2019/08
被引用回数：12 パーセンタイル：72.77(Nuclear Science & Technology)本研究では、京都大学臨界集合体(KUCA)で構築した未臨界炉心への高エネルギー中性子の入射による加速器駆動システム(ADS)において、マイナーアクチノイド(MA)の核変換の原理が初めて実証された。本実験は、ネプツニウム237(Np)とアメリシウム241(Am)の核分裂反応と、Npの捕獲反応を確認することを主たる目的とした。NpおよびAmの箔の未臨界照射は、試料(NpまたはAm)と参照として用いるウラン-235(
U)のそれぞれの箔からの信号を同時測定可能なback-to-back核分裂計数管を使用し、中性子スペクトルが硬い炉心で行われた。核分裂と捕獲反応の実験結果を通じて、未臨界炉心と100MeVの陽子加速器を組み合わせ、かつ鉛-ビスマスのターゲットを使用したADSによるNpとAmの初の核変換が示された。
相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人*
Nuclear Technology, 189(2), p.111 - 121, 2015/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)JSFRではセレクタバルブ方式破損燃料位置検出装置(SV-FFDL)を採用している。炉容器径を小さくするためSV-FFDLユニットは2基構成としており、かつJSFR炉心は562体の燃料集合体から構成されていることから、1基あたりのサンプリングする燃料集合体数が既往炉と比較して増大している。結果として、炉全体の測定時間が長期間におよぶ可能性がある。また、JSFRはスリット付き炉上部機構を採用しており、スリット下部に位置する燃料集合体についてのサンプリング性能は低くなることが知られている。本研究では、コンパクト炉容器において多数の燃料集合体を取り扱うSV-FFDLシステムの検出性能を評価した上で、FFDLの運転方法及び手順を検討した。
相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾*; 笠原 直人*
Nuclear Technology, 183(1), p.1 - 12, 2013/07
ナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、破損燃料位置検出器としてセレクタバルブ方式FFDLを採用している。JSFRの燃料集合体数は約600体であるが、経済性向上のため炉容器コンパクト化を図っており、セレクタバルブ方式FFDLユニット2基ですべての燃料集合体からサンプリングする方針としている。したがって、セレクタバルブ方式FFDLユニット1基あたりが検出すべき燃料集合体が約300体となり、従来のセレクタバルブ方式FFDLユニットと比較して大幅に増大している。また、プラント設計寿命は60年を目標としていることから、JSFRの炉上部構造と整合し、かつ約300体の燃料集合体を対象としたセレクタバルブ構造を設計し、プラント設計寿命を考慮したセレクタバルブ摺動部の耐久性を確認する必要がある。本検討では、セレクタバルブの製作性と耐久性を実証するため、実規模モックアップ試験体を製作し、製作性を確認するとともに高温ナトリウム中耐久試験を実施した。耐久試験後の断面観察、硬さ測定及び化学分析から、セレクタバルブ摺動部のコーティング層が残存していることを示し、セレクタバルブの耐久性を実証した。
相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.47 - 60, 2012/01
被引用回数：2 パーセンタイル：16.67(Nuclear Science & Technology)高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、すべての燃料集合体を対象に破損燃料位置検出器(FFDL)を開発している。大型炉では、炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、単回転プラグを採用した燃料交換機に適合するスリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されている。スリット下の燃料集合体に対しては、スリット内を燃料交換機が移動するため、FFDLサンプリング管を燃料集合体出口近傍に設置することができない。そのため、サンプリング管をUIS内の適切な位置に配置することにより、破損燃料を数体以内に絞り込むことが可能なサンプリング手法を開発する必要がある。本検討では、UISのスリット周辺構造を1/5縮尺で模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施して、サンプリング手法の開発と評価を行った。炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、UISの第2BP及びFHMプラグにサンプリング管を設けることで、スリット部の集合体での燃料破損に対するサンプリング濃度の目標値を達成できる結果を得た。また、濃度評価解析により、濃度分布を予測できることを明らかにした。
相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
本検討では、スリット付き炉心上部機構を有するナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器を開発するため、炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、スリット部に位置する燃料集合体に対するサンプリング手法の成立性を評価した。
相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.605 - 613, 2011/05
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、燃料が破損したときにその位置を同定するためセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(SV-FFDL)の導入を検討している。SV-FFDLは各燃料集合体冷却材出口近傍にサンプリング配管を設置し、吸い上げられたナトリウム中に含まれる放射性FPを検出する。このとき、吸い上げる配管をセレクタバルブで選択することで破損燃料位置を特定する。一方、JSFRでは炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、スリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されており、スリット部ではサンプリング管の燃料集合体冷却材出口の直上への設置が困難である。そのため、サンプリング管は冷却材の流動等を考慮して一定のFP濃度を確保できる位置に設置する計画である。本研究では、スリット部に位置する燃料集合体も考慮した検出性能を明らかにし、得られたデータをもとにJSFRに適合する運用方法を検討した。
相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人
日本機械学会論文集,B, 77(776), p.982 - 986, 2011/04
JSFRに適合するセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器の開発において、サンプリング管の近接が不可能なUISスリットの下に位置する集合体に関して、特に検出が難しい最外層の3体についても、UIS内のバッフル板に設けたサンプリング管により、燃料破損を検出できる方法を水流動試験に基づき検討した。試験の結果、適切なFHM貫通孔プラグ構造・位置を採用することにより、FHM貫通孔プラグにセレクタバルブを設置せず、バッフル板に設けたサンプリング管により、UISスリット部の集合体での燃料破損の位置を検出するために必要なサンプリング濃度の目標値を達成できることを明らかにした。
上出 英樹; 相澤 康介; 大嶋 淳*; 中山 王克*; 笠原 直人
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(9), p.810 - 819, 2010/09
被引用回数：3 パーセンタイル：23.02(Nuclear Science & Technology)原子力機構では改良ループ型ナトリウム冷却高速炉の開発を進めている。炉容器径の削減を目的として燃料交換システムの簡素化を行った結果、炉上部機構(UIS)は燃料交換機のアームを通すために半径方向の切込みを有する構造とした。このUIS切込みは炉心出口から上方に向かう速い流れを許すことになり、炉容器内自由液面でのガス巻込みや破損燃料位置検出器における遅発中性子先行核のサンプリングに影響を及ぼす。そこで、1/10縮尺炉上部プレナムモデルを用いた水試験により、可視化と流速測定を行った。粒子画像流速測定法を用いて流速場を測定した結果、切込み部の流速はUISの水平多孔板の高さで加速され、炉上部プレナムの高い位置まで速い流速を維持することがわかった。複雑な形状を持つUISに対して適切な流動解析手法の知見を得るため、商用CFDコードを用いた実験解析を実施した結果、解析された流速場は実験結果によく一致した。
相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人
第15回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.229 - 230, 2010/06
ナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、スリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されている。したがって、JSFRは破損燃料位置検出器のサンプリング管をスリット部の燃料集合体出口近傍に設置できず、サンプリング管をUIS内の適切な位置に配置する必要がある。UISのスリット周辺構造を1/5縮尺で模擬した水流動試験を実施して、UISの第1BP及び第2BPにサンプリング管を設けることで、スリット部の燃料集合体について目標のサンプリング性能が得られる結果を得た。
相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾; 笠原 直人
Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.645 - 652, 2010/06
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、すべての燃料集合体を対象にセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(FFDL)を開発している。セレクタバルブ方式FFDLは、各燃料集合体出口にサンプリング管を設置して、サンプリング管により採取したナトリウムを回転プラグ上に設置した遅発中性子検出器及び核分裂性生成物ガス検出器で分析することにより、破損燃料を同定するものである。本検討では、JSFRに適合するセレクタバルブ方式FFDL構造を具体化するとともに、耐久試験の要求条件を検討し、これをもとに実規模のセレクタバルブを模擬した耐久試験装置の設計・製作を実施した。製作したセレクタバルブ耐久試験装置を用いて、ナトリウム中耐久試験を実施し、セレクタバルブ摺動部の耐久性を評価した。
上出 英樹; 相澤 康介; 大嶋 淳*; 中山 王克*; 笠原 直人
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
原子力機構では改良ループ型ナトリウム冷却高速炉の開発を進めている。炉容器径の削減を目的として燃料交換システムの簡素化を行った結果、炉上部機構(UIS)は燃料交換機のアームを通すために半径方向の切込みを有する構造とした。このUIS切込みは炉心出口から上方に向かう速い流れを許すことになり、炉容器内自由液面でのガス巻込みや破損燃料位置検出器における遅発中性子先行核のサンプリングに影響を及ぼす。そこで、1/10縮尺炉上部プレナムモデルを用いた水試験により、可視化と流速測定を行った。UISは制御棒上部案内管(CRGT)と6枚の水平多孔板からなっている。この複雑な形状に対応するため、可視化には、屈折率調整の手法を用いた。UISの1/4セクター部にあるCRGTを水と屈折率がほぼ等しいフッ素系樹脂を用いてモデル化した。粒子画像流速測定法を用いて流速場を測定した結果、切込み部の流速はUISの水平多孔板の高さで加速され、炉上部プレナムの高い位置まで速い流速を維持することがわかった。複雑な形状を持つUISに対して適切な流動解析手法の知見を得るため、CFDコードを用いた実験解析を実施した結果、解析された流速場は実験結果によく一致した。
燃料における適用性検討渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 山本 章夫*
no journal, ,
現在、核燃料の核種組成を計算する燃焼計算では、燃焼ステップ毎に中性子輸送計算を行い中性子スペクトルの変化を考慮する手法が主流となっている。この手法は高精度である一方、中性子輸送計算の大きな計算コストが問題となる場合がある。そのため、固有直交分解(POD)を用いて中性子スペクトルを再構成に基づく高速かつ高精度な燃焼計算手法の開発を行っている。本発表では手法の概要とPWRのUO燃料ピンセルモデルにおける検討結果を報告する。本手法では、様々な入力パラメータに対する詳細燃焼計算により得られた多数の中性子束に対してPODによる次元削減を行い、低次元化した中性子束とパラメータを関係づける回帰モデルを構築する。この回帰モデルに計算対象である任意の入力パラメータを与えて中性子束を再構成し、燃焼計算を行う。本手法により、中性子輸送計算を行うことなく、入力条件に基づく中性子スペクトルの変化を考慮した燃焼計算を行うことができる。検討の結果、展開係数を5次まで考慮することにより、詳細計算と比較して核種インベントリを数パーセント以内の差異で計算できる見通しが得られた。
相澤 直人*; 渡邉 友章; 山本 章夫*; 千葉 豪*; 多田 健一
no journal, ,
現在、核燃料の核種組成を計算する燃焼計算では、燃焼ステップ毎に中性子輸送計算を行い中性子スペクトルの変化を考慮する手法が主流となっている。この手法は高精度である一方、中性子輸送計算の大きな計算コストが問題となる場合がある。そのため、固有直交分解(POD)を用いた中性子スペクトル再構成に基づく高速かつ高精度な燃焼計算手法について検討した。本手法では、燃焼ステップ毎の中性子輸送計算が不要となる。本発表では、高速炉ピンセル体系における本手法の適用性についての検討結果を報告する。
中村 謙佑*; 相澤 広記*; 浅森 浩一; 大志万 直人*; 井上 智裕*; 臼井 嘉哉*; 市原 寛*; 山口 雅弘*; 宇都 智史*; 畑岡 寛*; et al.
no journal, ,
We present the resistivity structure around the focal region of the 2000 Western Tottori Earthquake (M7.3) to investigate the relationship between the mainshock rupture and the resistivity stricture. The Western Tottori Earthquake occurred on October 6, 2000, in an area without surface faulting. Deep low-frequency earthquakes were observed approximately 8 km west of the epicenter at depths of around 30 km. To obtain a detailed resistivity structure, we conducted additional observations at 35 sites between October and December 2024, including 21 telluric-only sites. For our three-dimensional resistivity analysis, we utilized MT data from 52 sites used in previous study, 12 sites observed in 2001 by Kyoto University and Tottori University, and the newly added 35 sites. As a result, we identified a low-resistivity zone directly beneath the epicenter. We discuss the relationship between this resistivity structure, the slip distribution of the mainshock, and the occurrence of aftershocks.
中島 健次; 河村 聖子; 梶本 亮一; 稲村 泰弘; 高橋 伸明; 長壁 豊隆; 脇本 秀一; 中村 充孝; 伊藤 晋一*; 相澤 一也; et al.
no journal, ,
アマテラスは、JAEAが中心となってJ-PARC、物質・生命科学実験施設に建設中の新しい冷中性子ディスクチョッパー型分光器である。パルス整形チョッパーや新しい分光方法の採用,新しく開発した高速チョッパーの導入などによって、
%の高い分解能,従来の装置に比べて1桁以上高い散乱強度という従来にない性能で、冷中性子
熱中性子領域の非弾性散乱,準弾性散乱実験を行うことのできる中性子散乱実験装置である。アマテラスは、共用開始を目前に整備が進められており、今回の発表では、アマテラスの概要,性能,アマテラスの建設の状況等を報告する。
中島 健次; 河村 聖子; 中村 充孝; 梶本 亮一; 稲村 泰弘; 高橋 伸明; 長壁 豊隆; 脇本 秀一; 相澤 一也; 鈴谷 賢太郎; et al.
no journal, ,
アマテラスは、J-PARC,物質・生命科学実験施設に建設された冷中性子チョッパー型分光器であり、冷中性子熱中性子領域の非弾性散乱,準弾性散乱実験を大強度,高分解能で行うことを目的としている。装置は、昨年度末に完成し、この5月から中性子ビームを使ったコミッショニングを開始している。発表では、装置の状況を報告する。
相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人
no journal, ,
スリット付き炉上部機構を有するナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器を開発するため、炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、スリット部に位置する燃料集合体に対するサンプリング手法の成立性を評価した。
阿部 拓海*; 相澤 直人*; 菅原 隆徳; 岩崎 智彦*
no journal, ,
プルトニウム燃焼を目的とした加速器駆動システムに関して、長期間運転を可能とするために金属水素化物可燃性毒物を用いた反応度制御手法を炉心に適用した。その結果、炉心に装荷する可燃性毒物集合体を最適化することによって、200日の運転期間に対し、燃焼反応度損失を5%dk/kから1.4%dk/kに低減し、被覆管表面最高温度を533
Cに低減できることを示した。
河端 恒介*; 相澤 直人*; 菅原 隆徳
no journal, ,
様々なRI製造、燃料・材料照射を目的とした、最大熱出力100MWとなる加速器駆動システム(ADS)の炉心核設計を行った。Serpent2コードを用いた解析を行い、各制限値を満足する炉心概念を提示した。
