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論文

Nuclear design

藤本 望; 野尻 直喜; 安藤 弘栄*; 山下 清信*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.23 - 36, 2004/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.54(Nuclear Science & Technology)

HTTRの核設計では、設計要求を完全に満たすように反応度バランスが計画されている。また、反応度係数の評価から、原子炉の安全性を確認した。炉内の出力分布はウランの濃縮度を変化させることにより燃料温度を制限値である1600$$^{circ}$$C以下に維持するよう最適化されている。この最適化された出力分布の燃焼による変化は、局所的な反応度変化によって低減している。この低減は可燃性毒物の緒言の最適化により行われている。設計に用いた解析モデルは初臨界試験の結果に基づいて修正が行われた。モンテカルロコードMVPもまた初臨界の予測に用いられた。過剰反応度の予測値は実験値とよい一致を見た。

論文

モンテカルロ計算コードMVPによるHTTR炉心の解析

藤本 望; 野尻 直喜; 山下 清信; 島川 聡司; 安藤 弘栄; 森 貴正

日本原子力学会モンテカルロ法による粒子シミュレーションの現状と課題, p.201 - 210, 2002/01

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心をモンテカルロコードで解析する場合、被覆燃料粒子が燃料領域内で不規則に配列しているため、そのモデル化が困難であった。そこで、不規則配列の粒子の位置を、村田らが提案した確率分布(最近接粒子分布及び角度分布)で取り扱う方法をMVPコードに取り入れた。これを用いて、臨界近接における実効増倍率を再評価したところ試験結果と0.01$$Delta$$k/k以内の差で一致する結果を得た。さらに、このコードを用いて出力上昇試験における臨界制御棒位置及び温度係数を実施した。臨界制御棒位置の解析値と実測値は、5cm以内の差で一致し、温度係数の解析値及び実測値は、高い炉心温度においてその絶対値が小さくなるという傾向は一致した。本会議においては、MVPを用いて行ったこれら被覆燃料粒子のモデル化とその反応度効果、臨界制御棒位置、温度係数等の解析について報告する。

論文

Monte Carlo analysis of HTTR with the MVP statistical geometry model

森 貴正; 奥村 啓介; 長家 康展; 安藤 弘栄

Transactions of the American Nuclear Society, 83, p.283 - 284, 2000/00

燃料コンパクト中の被膜粒子燃料による非均質性がHTTRの核特性に与える影響を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPの確率論的幾何形状モデルを用いた評価した。本モデルで必要となる最近接セル分布(NND)として計算コストの高いモンテカルロ充填模擬法コードMCRDFによる高精度NNDと理論的近似式NNDの両者を用いて評価した結果、30燃料カラム全装荷のコールド炉心において、その非均質効果は約1%$$delta$$k/kk'であった。また、代表的なHTTR燃料ロッドセルを対象とした燃焼解析の結果、非均質性に起因する増倍係数の差異($$delta$$k)は、HTTRの最大取り出し燃焼度である33GWd/tまではほぼ一定であることがわかった。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析試験; モンテカルロコードMVPに基づく解析

野尻 直喜; 中野 正明*; 安藤 弘栄; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-032, 59 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-032.pdf:2.48MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験の事前評価として、連続エネルギー法に基づくモンテカルロ計算コードMVPにより核特性解析を行った。拡散理論による炉心計算では直接モデル化が困難であった、燃料コンパクト、燃料棒、燃料棒挿入孔、反応度調整材等の燃料体内の非均質構造、制御棒及び制御棒挿入孔、後備停止系ほう素ペレット落下孔、炉心構成要素間の間隙等を詳細にモデル化した。解析により、初回臨界は16カラム前後燃料を装荷した状態で到達する見込みであること、その際第1,2,3リング制御棒を全引き抜きし中心制御棒だけを操作することで臨界調節が可能であることを確認した。また、臨界時の制御棒位置、過剰反応度、炉停止余裕等を求めた。これらの解析結果を臨界試験の計画策定に用いた。

論文

高温工学試験研究炉におけるトリチウム製造試験のための被覆リチウム粒子の開発

山下 清信; 沢 和弘; 安藤 弘栄; 北村 昶*; 西村 一久*

日本原子力学会誌, 40(1), p.65 - 69, 1998/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.82(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉でのトリチウム製造試験に被覆リチウム粒子を用いることを提案し、この粒子のトリチウム保持特性を評価した。この粒子は、セラミックをリチウム化合物のカーネルに被覆したものであり、セラミック被覆にはAl$$_{2}$$O$$_{3}$$、カーネルにはLiAlO$$_{3}$$等の物質を使用する。本検討より、1000Kで400日加熱しても、この粒子からのトリチウムの漏洩率は1%以下に押さえることができ、また、1400K以上で加熱すれば短時間でほぼ完全に放出できることが明らかとなった。この特性から、HTTRのトリチウム製造試験では1000K以下で照射し、照射後この粒子を1400K以上に加熱することにより容易にトリチウムを抽出できるものと考える。更に、この粒子を核融合炉に装荷しバッチ交換してトリチウムを製造すれば、ブランケット等のトリチウム漏洩防止機能への要求は低くなるものと考えられる。

論文

Benchmark problems of start-up core physics of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

山下 清信; 野尻 直喜; 藤本 望; 中野 正明*; 安藤 弘栄; 長尾 美春; 長家 康展; 秋濃 藤義; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; et al.

Proc. of IAEA TCM on High Temperature Gas Cooled Reactor Applications and Future Prospects, p.185 - 197, 1998/00

本報は、核設計コードの解析精度の向上を目的とした高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性試験に関するベンチマーク問題を高温ガス炉に関するIAEA-TCM会議参加国に提供するものである。HTTRの有効炉心直径及び炉心高さは、それぞれ230及び290cmであるので、設計検討された実用高温ガス炉の寸法の約1/2の大きさに相当する。過剰反応度は、実用炉のものとほぼ同じ高い値である。実用炉で計画されている環状炉心の特性を臨界近接時に取得する。これら3点から、HTTRを用いたベンチマーク問題は、実用高温ガス炉設計用核設計コードの解析精度の向上に役立つものと考える。本報告では、棒状の反応度調整材の取り扱いの難しさを含め、これまで原研で行った解析結果についても発表する。

論文

Evaluation of the high temperature engineering test reactor's first criticality with Monte Carlo code

山下 清信; 安藤 弘栄; 野尻 直喜; 藤本 望; 中田 哲夫*; 渡部 隆*; 山根 剛; 中野 正明*

Proc. of SARATOGA 1997, 2, p.1557 - 1566, 1997/00

将来型の高温ガス炉として、固有の安全性が高い環状炉心が提案されている。このため、高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近傍では、炉心外周から燃料体を装荷し環状炉心の炉物理特性を取得する計画である。そこで、環状炉心を介して初期炉心を構成するまでの実効増倍率k$$_{eff}$$の変化を求め、臨界近傍の方法を検討した。解析には、燃料棒、反応度調整材、制御棒挿入孔、模擬燃料体等の位置及び形状を正確にモデル化できるモンテカルロコード(MVP)を用いた。MVPの評価精度は、高温ガス炉臨界実験装置の実験データを用いて評価した。本検討より、炉心の中心から燃料を装荷する従来の方法に比べ、外周から燃料を装荷する本方法では、環状炉心達成後、炉心中心部に燃料装荷する時に反応度が急激に増加するため、反応測定に注意を払う必要があることが明らかとなった。

論文

Irradiation induced stress relaxation and high temperature doformation behavior of neutron irradiated Ti based shape memory alloys

星屋 泰二; 後藤 一郎; 近江 正男; 安藤 弘栄; 江南 和幸*; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.818 - 822, 1994/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.09

原子力関連機器設計において、構成材料の弾性力を利用した構成要素の拘束・支持機構の設計が数多くなされてきた。最近、こうした構造材料の弾性力が、照射中に急激に低減・消滅する照射誘起応力緩和現象の存在が深刻な課題となっている。母相の弾性力を形状回復力として利用する形状記憶合金においても、同現象は不可避の問題である。本報告では、JMTRにおいてTiNi及びTiPd系形状記憶合金の中性子照射実験を実施し、照射誘起応力緩和機構を解明するとともに、TiPd系合金の中性子照射挙動について明らかにすることを目的とした。照射後の応力緩和実験結果から、照射下における形状記憶合金の応力緩和機構は、格子間原子以外の空孔の挙動に大きく左右され、空孔依存型の現象であること、さらに、環境温度を制御することによって、この応力緩和が抑制できることを見出した。

論文

Effect of neutron irradiation on deformation behavior in TiPd-Cr high temperature shape memory alloys

星屋 泰二; 後藤 一郎; 近江 正男; 安藤 弘栄; 江南 和幸*; 山内 清*

Shape Memory Materials and Hydrides (Trans. of Materials Research Soc. Jpn., Vol. 18B), 0, p.1025 - 1028, 1994/00

TiPd系形状記憶合金は、Fe,Cr,Vなど第三元素を添加することによって、変態開始温度を800Kから室温まで任意に調整できることから、高温作動型の実用形状記憶合金として期待されている。本報告では、TiPd系形状記憶合金の変形挙動に及ぼす中性子照射効果を解明することを目的とした。JMTRにおいて、TiPd系合金の中性子照射実験後、照射後高温引張試験を実施した。その結果、TiPd-3Cr,TiPd-4Cr合金では、中性子照射によるMs温度及びAs温度変化は小さいこと、さらに、照射したTiNi合金の場合と同様の照射誘起擬弾性を呈することを見出した。また、照射後のヤング率に関する温度依存性から、TiPd系合金のマルテンサイト変態に及ぼす照射の影響は小さく、同合金特有の損傷回復の大きさと関連することを明らかにした。

報告書

高温高圧ガスループ中のヨウ素沈着分布

松本 実喜夫*; 遠藤 泰一; 伊藤 治彦; 板橋 行夫; 猿田 徹; 横内 猪一郎; 安藤 弘栄

JAERI-M 92-212, 62 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-212.pdf:2.09MB

高温ガス冷却炉(HTGRs)の設計及び安全解析において、燃料から放出する核分裂生成物(FP)の1次冷却系への沈着・離脱挙動を把握することは重要である。JMTRでは、高温工学試験研究炉(HTTR)用燃料照射研究に用いている高温ガス冷却ループ照射装置(OGL-1)の1次冷却系に沈着するFP分布測定を原子炉運転中及び停止後にわたって行ってきた。その結果、ヨウ素の沈着が温度上昇に対して指数関数的に減少すること、表面が冷却されている2基の再生熱交換器に系内全ヨウ素の60%が沈着することを明らかにした。また、燃料照射温度が1500°Cの場合、ヨウ素放出率は1300°Cの約100倍になることを確認した。更に、本報では、原子炉運転中と停止後によるFP沈着・離脱に係る系内ヨウ素分布の変化について報告する。

論文

Experimental study on DNB heat flux correlations for JMTR safety analysis

小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 数土 幸夫; 二村 嘉明

ANL/RERTR/TM-18, CONF-9009108, 0, p.241 - 248, 1993/00

JMTRの低濃縮化に係る安全解析を行うにあたり、使用するDNB熱流束相関式について実験を含めた検討を実施した。実験では、JMTR燃料要素の冷却水チャンネルを模擬した矩形流路のテストセクションを製作し、JMTRの圧力及び流量範囲におけるDNB熱流束データを採取した。実験データと既存の相関式を比較した結果、低流量及び中間流量域(約10m/s以下)では、Sudoの式が最も良く実験データと合うことが分かった。なお、Sudoの相関式のうちの高流量域の式については、圧力効果が含まれていないため、加圧条件下にも適用出来るようにするために一部修正した。また、この相関式を用いた場合のDNBRの許容限界値としては、1.5とすることが適当であるとの結果が得られた。

論文

Surface characterization of hot-pressed beryllium with X-ray photoelectron spectroscopy

石塚 悦男; 河村 弘; 芦田 完*; 松山 政夫*; 渡辺 国昭*; 安藤 弘栄; 二村 嘉明

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.183 - 185, 1992/00

ベリリウムはプラズマ対向材料として研究されており、JETにおいては、ベリリウムを第一壁に用いた不純物/粒子制御によりプラズマパラメータの大幅な改善が報告されている。このメカニズムを理解するには、プラズマの研究と同様に、材料特性を把握することは重要となる。これらの材料特性を把握するための第一段階として、真空加熱及び重水素打込みによるホットプレスベリリウムの表面の変化をX線光電子分光法によって調べた。この結果真空加熱では表面の洗浄化が観測され、重水素打込みでは表面の酸化が観測された。

論文

Ti-Ni系形状記憶合金の中性子照射損傷の回復

星屋 泰二; 高田 文樹; 近江 正男; 後藤 一郎; 安藤 弘栄

日本金属学会誌, 56(5), p.502 - 508, 1992/00

二種類の照射温度(323及び520K)で最大速中性子フルエンス10$$^{25}$$m$$^{-2}$$まで中性子照射し、さらに照射後に523K以上の温度で焼鈍したTi-Ni系形状記憶合金の変態特性及び変形挙動を電気抵抗測定及び引張試験によって調べた。323Kで照射した場合、照射の影響は大きく、Ti-Ni系合金のM$$_{s}$$温度は、10$$^{-2}$$dpa以上の損傷で急激に低下した。520Kで照射した場合、M$$_{s}$$温度低下は小さく、損傷の影響は極めて小さかった。Ti-Ni系形状記憶合金の照射下状態は二つの相反過程、すなわち不規則化と規則化からなる。この合金では、520K照射によって、空孔などの欠陥移動が熱振動で助長され、規則化が不規則化よりも優勢になるため、損傷回復現象が起こる。照射下の規則-不規則化理論を用いて、この現象を温度、損傷及び損傷率の関連から説明し、損傷回復現象が起こるしきい温度が520Kであることを明らかにした。

論文

Ti-Ni系形状記憶合金の変形挙動に及ぼす中性子照射の影響

星屋 泰二; 田昭 治*; 安藤 弘栄

日本金属学会誌, 56(7), p.741 - 746, 1992/00

中性子照射したTi-Ni系形状記憶合金の673K以下の温度における高温変形挙動さらには照射後に473,523,573Kで焼鈍した際の変形挙動を引張試験及び硬度試験を用いて調べた。中性子照射によって照射誘起超弾性など特異な変形挙動が生じた。これらは523K以上の温度における照射後焼鈍によって完全に回復した。この原因としては、照射によって生成した空孔などの欠陥移動が熱振動で助長され規則化過程を促進するためである。照射中のTi-Ni系形状記憶合金では、二つの相反する過程が競合して起きる。すなわち、照射誘起不規則と空孔移動によって促進される規則化である。これらの過程は照射温度と照射フルエンスに依存する。

論文

Ti-Ni系形状記憶合金の変態特性および変形挙動に及ぼす水素の影響

星屋 泰二; 田昭 治*; 勝田 博司; 安藤 弘栄

日本金属学会誌, 56(7), p.747 - 756, 1992/00

低圧水素(1.1~78.5kPa)を吸収させたTi-50.5at.%Ni合金について、電気抵抗測定、引張試験、X線回折及び組織観察を行ない、Ti-Ni系合金の変態特性及び変形挙動に及ぼす水素の影響について調べた。電気抵抗測定及び引張試験結果から、この合金のM$$_{s}$$温度は水素濃度とともに低下した。これは試料冷却過程のX線回折実験から判明した、水素による母相の安定化現象、すなわちマルテンサイト変態遅滞効果に対応する。すべり変形誘起応力は水素濃度とともに変化した。水素濃度が0.032mol%を越える場合は固溶体硬化現象(hardening)が、0.032mol%以下の場合は固溶体軟化現象(softening)が支配的であった。水素濃度が1.9mol%以上になると水素化物が形成した。これは組織観察において確認されたR相の兄弟晶の再配列や水素吸蔵後の母相格子の格子歪増加と関連する。

論文

JMTR燃料の低濃縮化に伴う施設整備

佐藤 猛; 桜井 文雄; 永岡 芳春; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 石塚 悦男; 安藤 弘栄; 斎藤 実; 二村 嘉明

UTNL-R-0274, p.1-1 - 1-11, 1992/00

JMTRは、燃料の低濃縮化のために1991年4月から1992年2月の間に国の安全審査を受けた。一方、この審査期間中の1991年7月には原子力安全委員会により水冷却型試験研究用原子炉施設の安全設計及び安全評価に関する審査指針が定められた。JMTRの低濃縮燃料への変更においてはこれらの指針に基づき燃料の機械設計、炉心設計、安全評価等の全面的な見直しを実施した。これらの見直しの一環として「一次冷却水流出事故」について解析した結果、非常用冷却系統、非常用電源及び安全保護回路に係る一部施設整備も必要となった。今回はこの「一次冷却水流出事故」の検討結果及びそれに伴う上記施設整備について報告する。

報告書

ウランシリサイド-アルミニウム分散型燃料の熱伝導率測定

齋藤 順市; 小森 芳廣; 桜井 文雄; 安藤 弘栄

JAERI-M 91-065, 42 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-065.pdf:1.31MB

JMTRでは、濃縮度低減化計画の一環として低濃縮燃料の安全評価に資するため、ウランシリサイド-アルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料の熱伝導率を室温から400$$^{circ}$$C近傍まで測定した。熱伝導率は、熱拡散率、熱容量及び密度の積として求めることができる。従って、熱伝導率はこれら3つの物性を個々に測定して決定した。試料の熱拡散率及び熱容量は、レーザーフラッシュ法により測定した。また、温度に依存する密度は、示差熱膨張計により測定した線膨張率から求めた。U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al分散型燃料の熱伝導率は、温度上昇とともに僅かに大きくなり、300$$^{circ}$$C近傍で最大となる傾向が認められた。

論文

Preliminary safety analysis for JMTR core conversion to LEU fuel

桜井 文雄; 石塚 文雄; 安藤 弘栄; 斎藤 実; 小山田 六郎

11th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 18 Pages, 1991/00

LEU炉心の安全評価に先立ち、軽水炉熱水力過渡解析コードTHYDEを用いて予備的安全解析を進めている。予備解析を実施することにより、解析手法を確立するとともに、その解析結果に基づいて安全評価方針の検討を行う。今回は、冷却水流量低下の原因となる次の事象に関する予備的解析結果について報告する。(1)商用電源喪失、(2)1次冷却材ポンプ軸固着、(3)2次冷却材ポンプ軸固着、さらに、以下に示すLEU炉心の安全評価上重要な課題に対するJMTRの対応についても報告する。

論文

Safety criterion for burnout of the plate-type fuel in pressurized conditions

小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明

Proc. of the Asian Symp. on Research Reactor, p.1 - 8, 1991/00

JMTRの低濃縮化のための準備が現在進められており、これに係る低濃縮炉心の安全評価を実施した。安全評価の中で使用するDNB熱流束相関式について見直しを行うため、JMTR燃料要素の冷却水のチャンネルを模擬した実験装置を製作し、JMTRの圧力及び流量条件下におけるDNB熱流束を測定した。実験装置の製作に際しては、冷却水チャンネルの形状及び等価直径、加熱部の長さ等、熱水力上重要なパラメータが実際の燃料要素とほぼ等しくなるようにした。測定結果と既存のDNB熱流束相関式を評価した結果、Sudoの式が最も良く合うことが分かった。同式のうちの高流量域については、圧力効果を考慮するためにサブクール度を含む因子を加えて補正した。Sudoの式による予測値と測定結果を比較した結果、DNBRの許容限界値としては1.5とすることが適当であるとの結論が得られた。

論文

Progress in safety evaluation for the JMTR core conversion to LEU fuel

桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 小向 文作; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 坂倉 敦; 新保 利定; 斎藤 実; 二村 嘉明

Proc. on 12th Int. Meeting,Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, p.269 - 280, 1991/00

材料試験炉部では、JMTRのLEU化に係る安全審査のための準備作業の一環として、LEUシリサイド燃料に関する各種の試験・開発を進めている。この内、今回は、可燃性吸収体Cdワイヤ入りLEU炉心の核計算法の開発、LEU燃料要素の活動試験及びLEUシリサイド燃料のFP放出実験について報告する。

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