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論文

中性子の減速,1; 原子炉中性子源

新居 昌至

波紋, 28(2), p.99 - 102, 2018/05

日本中性子科学会の学会誌「波紋」の入門講座「中性子のつくりかた」において、原子炉中性子源から発生する中性子の熱中性子及び冷中性子への減速について解説する。

論文

Design and burn-up analyses of new type holder for silicon neutron transmutation doping

米田 政夫; 新居 昌至; 玉井 和夫*; 川崎 幸三*

Applied Radiation and Isotopes, 113, p.60 - 65, 2016/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.63(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

研究用原子炉JRR-3におけるシリコン照射において、シリコンインゴットを均一に照射するためのシリコン照射ホルダーの設計・製作及び燃焼解析を行った。新型シリコン照射ホルダーでは、アルミニウムと中性子吸収材であるB$$_{4}$$Cからなる合金を用いることにより、軸方向の中性子束分布の均一化を図っている。しかし、中性子吸収材を用いることにより、長期使用時のフィルター性能の低下が懸念される。本研究により、800時間の照射では、ドーピング分布の変化がほとんど表れないことが分かった。ホルダーの寿命は、フィルターの性能低下以外に、ホルダーに含まれる不純物の放射化量で決まり、それは数百時間と推定される。不純物の放射化が問題となる照射時間の範囲では、ドーピング反応の分布は問題とはならないことが分かった。長期間照射で用いても安定した均一性を維持しており、ドーピング反応の軸方向の差異は、1600時間照射では1.08、4000時間照射では1.18であった。この新型ホルダーを用いることにより、従来のホルダーを用いることに比べて1.7倍の増産が期待されている。

論文

Status of JRR-3 after Great East Japan Earthquake

新居 昌至; 和田 茂; 村山 洋二

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.403 - 408, 2016/03

研究炉に係る国際会議RRFMにおいて、東日本大震災後の復旧したJRR-3の現状に加えて、福島第一原子力発電所事故を受けての新たな規制要求に対してJRR-3が適合していることを示す規制側への申請内容について報告する。

論文

The Investigation of the new multipurpose research reactor succeeding to JRR-3

滝野 一夫; 新居 昌至; 村山 洋二

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.667 - 676, 2016/03

研究炉加速器管理部ではJRR-3の後継炉となる多目的試験研究炉の概念検討を開始した。研究炉に関する国際会議であるRRFMにおいて次期試験研究炉の概要及び検討状況について報告する。

報告書

JRR-3冷中性子源装置における高性能減速材容器の開発

新居 昌至; 田村 格良; 羽沢 知也

JAEA-Technology 2015-010, 52 Pages, 2015/05

JAEA-Technology-2015-010.pdf:7.11MB

研究炉加速器管理部では、より多くの冷中性子をユーザーに供給するため、既存のCNS減速材容器の約2倍の冷中性子束を取り出すことのできる高性能減速材容器の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書では、高性能減速材容器の基本設計仕様に基づき、設計強度評価、試験体を用いた強度試験、液体水素の流動解析、異材接合部の強度評価を行った。評価の結果、開発した高性能減速材容器がJRR-3のCNS減速材容器として適用可能であることを確認した。

報告書

JRR-4におけるホウ素中性子捕捉療法のための乳がん照射技術の開発

中村 剛実; 堀口 洋徳; 柳衛 宏宣*; 新居 昌至

JAEA-Technology 2014-016, 61 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-016.pdf:30.48MB

研究炉加速器管理部では、乳がんに対するBNCTの適用拡大に向けた照射技術の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書は、JRR-4の医療照射設備において乳がん照射を実施する上での課題を解決するための技術開発についてまとめたものである。本報告書では、乳がんコリメータの設計解析、臨床モデルによる線量評価解析、深部線量増強のための検討、乳がん照射の固定方法の検討について実施した。評価結果より、開発した乳がん照射技術がJRR-4のBNCT照射場での乳がん照射において十分適用可能であることを確認した。ここで得られた知見は、他の研究用原子炉を用いたBNCTや将来の加速器を用いたBNCTにおいても有用である。

論文

Current status of JRR-3

木名瀬 政美; 新居 昌至; 丸尾 毅

Proceedings of Joint IGORR 2013 & IAEA Technical Meeting (Internet), 12 Pages, 2013/10

2011年3月に東北地方太平洋沖地震が発生した。その際、JRR-3は施設定期自主検査を実施していたが、放射性物質の漏えいはもとより、原子炉建家や安全上重要な設備に大きなダメージを受けなかった。その後、補修工事とともに、すげての機器の健全性確認および地震による荷重が許容範囲内であることを確認する耐震評価が実施された。その結果、健全であることが確認され、その内容を規制当局に報告した。別なトピックとして、規制当局は研究炉に対して新規制基準を導入することになっている。JRR-3は再起動に向け、その新基準に対する申請を行うことを考えている。本紙では、補修工事,地震評価として新規制基準について報告する。

報告書

研究用原子炉のJRF-90Y-950K型核燃料輸送物の臨界解析; 棒上傾斜落下時の変形量を想定

荒木 正明; 加藤 友章; 新居 昌至

JAEA-Technology 2010-015, 35 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-015.pdf:1.04MB

研究用原子炉JRR-3は、低濃縮ウランシリコンアルミニウム分散型合金を使用した軽水減速軽水冷却のプール型研究炉である。この燃料の輸送容器の仏国ライセンスの取得にあたり、棒上傾斜落下により輸送物の変形が生じても臨界安全性が保たれることを、仏国の審査当局から要求された。このため、JRR-3, JRR-4及びJMTRの新燃料を輸送するためのJRF-90Y-950K型核燃料輸送物について臨界解析を実施した。解析の結果、棒上傾斜落下試験時の変形を考慮しても、臨界安全性は確保されることを確認した。

論文

Conceptual study for the hollow core of a research reactor

米田 政夫; 新居 昌至; 佐川 尚司; 楠 剛

Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2009/10

We carried out conceptual study of a future research reactor focused on a hollow core. The hollow core satisfied both utilizations of neutron beam and irradiation. It was indicated that the hollow core with 40.8cm-by-40.8cm had higher neutron flux in the D$$_{2}$$O tank by 30% than a square core with 40.8cm-by-40.8cm. The hollow core could achieve almost same flux as a smaller square core with 35.7cm-by-35.7cm. Because there was the peak flux at the furthest point from the core in the D$$_{2}$$O tank in the case of the hollow core, it was able to obtain more neutrons for neutron irradiation utilization. The hollow core had flat and large (20.4cm-by-20.4cm) irradiation area of fast neutron in the central area. There the fast neutron flux was 7.0$$times$$10$$^{14}$$ (n/cm$$^{2}$$/s). There is not a reactor that has such a large irradiation field of fast neutron. Therefore the hollow core is regarded as an attractive research reactor for irradiation field of fast neutron.

口頭

JRR-3高性能減速材容器の強度評価,2

新居 昌至; 田村 格良; 米田 政夫; 峯島 博美

no journal, , 

既存のJRR-3冷中性子発生装置(CNS)に使用されている減速材容器は、ステンレス鋼(SUH660)を材質とした水筒形である。JRR-3ではビーム強度を増強させるため、減速材容器の材質をアルミニウム合金(A6061)に形状を船底形に変更した高性能減速材容器の開発を行っている。既に、この減速材容器にかかる最高使用圧力(内圧0.45MPa)における強度解析の結果から、設計強度は「試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準」に適合することを確認している。今回は、強度解析の結果と試験体を使用した水圧試験の結果を比較するとともに、最高使用圧力の1.5倍の圧力(内圧0.675MPa)が要求される技術基準の耐圧試験について評価した。その結果、実測値と計算値は同様の変形挙動を示し、解析手法が適切であることを確認した。また、内圧が0.55MPaを超えると容器の発生応力は局所的に0.2%耐力を超えるが、漏えいを生じる有意な変形には至らないことを確認した。

口頭

JRR-3のC3冷中性子導管直管部の輸送効率向上のための計算,1

田村 格良; 新居 昌至; 米田 政夫; 佐川 尚司

no journal, , 

競争的資金原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブによる事業を推進するために、C3冷中性子導管の冷中性子輸送効率の向上を実施している。C3冷中性子導管は大別して曲導管部と直導管部に分かれるが、この直導管部の中性子導管の形状を考慮し、中性子ビーム実験装置に有効な冷中性子供給のため、シミュレーションにより輸送効率を評価した。従来の矩形の中性子導管では輸送できなかった発散角度の大きな中性子ビームをビームポートまで供給することで、実験装置位置での中性子ビーム強度を増強することとした。ビームポートで、2A, 0.45度の発散角度を持つ中性子ビームが使用できるように、中性子ミラーの設置角度を考慮したテーパー型中性子導管モデルを作成し、シミュレーション計算を行った。Niミラーを使用した計算の結果、直導管の形状を変えない場合と比較して、中性子ビームの発散角度を考慮したテーパー型を使用すると中性子ビーム強度が1.1倍となることが明らかになった。一方で、3Qcのスーパーミラーを使用することでさらに強度は増加し、利用できる中性子ビーム強度は1.4倍となった。

口頭

JRR-3高性能減速材容器の温度評価

新居 昌至; 田村 格良; 米田 政夫; 峯島 博美

no journal, , 

JRR-3冷中性子源装置(CNS)の高性能化として、船底形をしたアルミニウム合金(A6061)製の高性能減速材容器を開発している。CNSでは、ヘリウム冷凍機により冷却されたヘリウムガスを使用したコンデンサにより水素ガスを冷却し液化する。ヘリウム冷凍機が停止しコンデンサの冷却能力が失われると、減速材容器への液体水素の供給が停止し、核発熱等により加熱された容器の温度は上昇を開始する。高性能減速材容器の材料であるA6061は、100$$^{circ}$$C以上の温度領域で引張強さ及び耐力が急激に低下するため、容器の最高温度が100$$^{circ}$$Cを超えないように管理する必要がある。今回、ヘリウム冷凍機停止後の減速材容器の温度の時間変化を計算し、容器の健全性について評価した。

口頭

JRR-3のC3冷中性子導管の輸送効率向上,2

田村 格良; 新居 昌至; 永堀 和久; 羽沢 知也; 佐川 尚司; 和田 茂

no journal, , 

原子力機構ではJRR-3のC3冷中性子導管の冷中性子輸送効率の向上を実施している。C3冷中性子導管は大きく分けて曲導管部と直導管部に分かれる。平成21度より競争的資金である原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブによる事業によって曲導管部を、さらに今年度は直導管部の一部をスーパーミラー化することとし、準備を実施している。本スーパーミラー化実施後の中性子ビーム強度並びにスペクトルをMcStasによって評価したのでその結果を報告する。冷中性子導管のスーパーミラー化において、3Qc(反射率80%)の中性子ミラーを使用した中性子導管に交換するが、中性子導管のサイズ、設置における曲率半径及び設置精度は変更しない。計算の結果、曲導管部+直導管7体の交換を実施すると、C3-1ビームポートでは既存の2.8倍の強度の中性子ビームが輸送されることが明らかになった。曲導管部だけの改良では既存の2.3倍の強度増強との計算結果が得られているので、さらなる輸送効率向上が見込める計算結果が得られた。一方、C3-2ビームポートでの計算の結果、既存の2.17倍の強度の中性子ビームが輸送されることが明らかになった。

口頭

JRR-3冷中性子導管C3のスーパーミラー化による輸送効率の向上

田村 格良; 新居 昌至; 佐川 尚司

no journal, , 

受託研究である原子力イニシアチブ「機能場における水・プロトンの輸送現象の解明」に有効な冷中性子ビームを供給するため、JRR-3のC3冷中性子ビームライン曲導管部15.28mのスーパーミラー化による中性子輸送効率の向上を、平成23年度に実施する予定である。そのため、C3冷中性子導管の曲導管部における中性子ミラーの仕様検討を中性子輸送を計算するコード(McStas)を用いて実施した。具体的には、中性子ミラーのm値を変えた輸送計算を実施し、各m値におけるスペクトル及び輸送効率を明らかにして比較検討した。ここでm値とはNiミラーの輸送能力を1とした値である。m=3のミラーを採用した場合、C3-1及びC3-2ビームポートにおいてそれぞれ2.3倍及び2.1倍との計算結果が得られた。検討結果によりm=3の中性子ミラーを採用した中性子鏡管ユニットを製作した。製作した中性子鏡管ユニットのm値を確認するために中性子鏡管ユニットの特性測定を実施し、設計通りm=3の能力が確保されていることを確認できた。

口頭

Study on a neutron guides for neutron beam transport in the straight section of C3 cold neutron beam line at JRR-3

田村 格良; 新居 昌至; 村山 洋二

no journal, , 

The neutron guides installed in the curved section of C3 cold neutron beam line have been replaced by the neutron guides with supermirror (m = 3). Since the radius of curvature of the C3 beam line was not changed, we should carry out the design of the neutron guides in the straight section of C3 beam line in order to supply the short wavelength neutron. One of the best solutions to above-mentioned problem is to adopt a tapered guide just before the neutron beam port. Therefore, the tapered guide was designed so that neutron beam with the wavelenght of 2 ${AA}$ and with a maximum divergence of 0.45 degree was focused on the monochromator of the neutron beam instrument. Compared with the case of the alignment installed the straight neutron guide with supermirror (m = 3), we obtained that the calculation result of transport efficiency increased by 1.45 times in the case of the alignment installed the tapered neutron guide with supermirror (m = 3) just before beam port.

口頭

Development of JRR-3 high-performance moderator vessel for cold neutron beam

新居 昌至; 田村 格良; 和田 茂

no journal, , 

熱中性子を減速させ冷中性子に変換する減速材容器の形状は、最近では円筒型や三日月型が主流になっている。一方で、JRR-3で使用している減速材容器はステンレス鋼製の水筒型である。そのため、新たに形状及び材質を最適化することで、冷中性子のビーム強度の増強を図る。

口頭

Current status of JRR-3; After 3.11 Earthquake in Japan

村山 洋二; 新居 昌至; 丸尾 毅

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震の発生時、JRR-3は定期検査期間中であった。点検の結果、原子炉建家や安全運転に必要な設備に大きな被害はなく、放射性物質の放出もないことが確認された。復旧作業は平成24年3月までに終了する予定である。また、全設備の健全性点検や当地震に耐えることを示すための耐震解析が行われている。JRR-3はこれらの手続きを済ませた後で運転を再開する予定である。

口頭

Current status of JRR-3; After 3.11 Earthquake in Japan

新居 昌至; 村山 洋二; 和田 茂

no journal, , 

東日本大震災の発生時、JRR-3は定期検査期間中であった。点検の結果、原子炉建家及び安全運転に必要な設備に大きな被害はなく、放射性物質の放出もないことが確認された。復旧作業は平成24年3月までに終了予定である。また、全設備の健全性点検や当地震に耐えられることを示すための耐震評価が行われている。JRR-3は規制当局にこれらの結果を報告した後に運転を再開する予定である。

口頭

JRR-3のC3冷中性子導管における中性子輸送の高効率化

田村 格良; 永堀 和久; 新居 昌至; 笹島 文雄; 和田 茂

no journal, , 

原子力機構の研究炉加速器管理部では原子力機構量子ビーム応用研究部門及び東京大学物性研究所と共同で「原子力基礎基盤戦略イニシアティブ」の受託研究を実施している。本受託研究では、実験装置へ供給する中性子ビームを増強するために、C3冷中性子導管における中性子輸送の高効率化を実施している。高効率化を進めるために平成22年度に予算を獲得することで、受託研究で計画している改良に加えて7体の中性子鏡管ユニットの製作及び据付を追加で実施できることとした。平成23年度はC3冷中性子導管の据付及び新規C3冷中性子導管の計算による評価を実施したので報告する。C3冷中性子導管の設置は震災の影響を受けて据付工事開始が遅れたが、無事年度内に据付工事は終了した。中性子輸送計算にはMcStasを使用し、改良後は約2倍の増強が得られる計算結果が得られた。据付後検査の位置データを用いての強度計算も実施し、据付誤差を含んだC3冷中性子導管の強度の計算値は、理想の位置に据付けた計算値と比較すると、約1.4%の強度減少にとどまっており、ほぼ設計位置に据付できたと考えられる。

口頭

JRR-3におけるフィルター機能付新型シリコン照射ホルダーの開発

米田 政夫; 新居 昌至; 和田 茂; 木村 崇弘*; 川崎 幸三*

no journal, , 

現在、研究炉JRR-3におけるNTD(Neutron Transmutation Doping:中性子核変換ドーピング)シリコンの生産方法は、反転法と呼ばれる照射手法を用いている。反転法では、アルミニウム合金のシリコンホルダーを用いて簡易に実施可能という長所を有する一方で、コサイン分布を有する軸方向の中性子束分布の上側半分を用いて照射するため、一つのシリコンインゴットに対して反転させて2回の照射が必要となり、この反転に伴う時間の非効率が短所である。この照射時間の効率を向上させるためには、反転が不用となるようにホルダー内の軸方向中性子束分布を均一に近付けることが必要であり、そのためのフィルター機能付シリコン照射ホルダー(新型ホルダー)の開発を進めている。新型ホルダーの収納部には、アルミニウム粒子とB$$_{4}$$C粒子の合金である中性子フィルターを取り付けている。アルミニウム粒子及びB$$_{4}$$C粒子の粒径は、各々約30$$mu$$mであり、B$$_{4}$$Cの密度は約0.27wt%である。本開発において、軸方向の中性子束分布を平坦化可能な新型ホルダーの設計について、核計算コードMVPを用いた解析により明らかにした。

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