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報告書

2020年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,3

石塚 悦男; 満井 渡*; 山本 雄大*; 中川 恭一*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 長住 達; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; et al.

JAEA-Technology 2021-016, 16 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-016.pdf:1.8MB

2020年度の夏期休暇実習において、昨年度に引き続きHTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討として、MVP-BURNを用いて炉心の小型化について検討した。この結果、$$^{235}$$U濃縮度20%、54燃料ブロック(18$$times$$3層)炉心、半径1.6mのBeO反射体を使用すれば5MWで30年の連続運転が可能になることが明らかとなった。この小型炉心の燃料ブロック数は、HTTR炉心の36%に相当する。今後は、更なる小型化を目指して、燃料ブロックの材料を変更したケースについて検討する予定である。

報告書

MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*

JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-015.pdf:2.74MB

MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所な$$^{235}$$U, $$^{239}$$Pu及び$$^{10}$$Bの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%$$Delta$$k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の内部溢水影響評価

栃尾 大輔; 長住 達; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 小野 正人; 小林 正一; 上坂 貴洋; 渡辺 周二; 齋藤 賢司

JAEA-Technology 2021-014, 80 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-014.pdf:5.87MB

2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故を受けて制定された新規制基準対応としてHTTRの内部溢水に係る対策及び影響評価を実施した。影響評価にあたっては、高温ガス炉の特徴を考慮し、機器・配管の想定破損による溢水、火災の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水及び地震に伴う機器・配管の破損による溢水を想定し、それぞれに対して没水、被水、蒸気による溢水の影響評価を行った。また、放射性物質を含む液体の管理区域外への溢水についても影響評価を行った。この結果、HTTRで発生した溢水は、対策をとることによって原子炉施設の安全機能に影響を及ぼさないことを確認した。

論文

Nuclear data processing code FRENDY; A Verification with HTTR criticality benchmark experiments

藤本 望*; 多田 健一; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

Annals of Nuclear Energy, 158, p.108270_1 - 108270_8, 2021/08

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

Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, namely FRENDY, to generate the ACE files from various nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF-B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transportation calculation for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k$$_{rm eff}$$ and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations.

報告書

HTTR燃料セルモデルにおける可燃性毒物周辺のメッシュ効果

藤本 望*; 福田 航大*; 本多 友貴*; 栃尾 大輔; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2021-008, 23 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-008.pdf:2.62MB

SRACコードシステムを用いて可燃性毒物棒周辺のメッシュ分割がHTTR炉心の燃焼計算に与える影響を調べた。この結果、可燃性毒物棒内部のメッシュ分割は燃焼計算に大きな影響を与えないこと、実効増倍率は可燃性毒物棒周辺の黒鉛領域をメッシュ分割することで従来計算より測定値に近い値が得られることが明らかとなった。これにより、HTTR炉心の燃焼挙動をより適切に評価するには、可燃性毒物棒周辺黒鉛領域のメッシュ分割が重要になることが明らかとなった。

論文

Preparation for restarting the high temperature engineering test reactor; Development of utility tool for auto seeking critical control rod position

Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男

Nuclear Engineering and Design, 377, p.111161_1 - 111161_9, 2021/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.22(Nuclear Science & Technology)

At high power operation of the HTTR, the control rod should be kept at the top of the active core for maintaining the optimized power distribution. It is important to calculate the control rod position each time the operating conditions change in order to ensure the safe operation of the reactor. Since the Monte Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation, the critical control rod position was determined by adjusting the control rods manually. Therefore, this study develops a new utility tool that seeks the control rod position automatically without any further handling procedures and waiting time. As a result, the determination of critical control rod position becomes simpler and the total time was also reduced significantly from about 5 days to less than 2 days. The calculated critical control rod position using the new tool also gives a good agreement with the experiment data.

論文

Revising the 4${it f}$ symmetry in CeCu$$_{2}$$Ge$$_{2}$$; Soft X-ray absorption and hard X-ray photoemission spectroscopy

荒谷 秀和*; 中谷 泰博*; 藤原 秀紀*; 川田 萌樹*; 金井 惟奈*; 山神 光平*; 藤岡 修平*; 濱本 諭*; 久我 健太郎*; 木須 孝幸*; et al.

Physical Review B, 98(12), p.121113_1 - 121113_6, 2018/09

AA2018-0352.pdf:1.16MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.8(Materials Science, Multidisciplinary)

We present a detailed study on the $$4f$$ ground state symmetry of the pressure-induced superconductor CeCu$$_2$$Ge$$_2$$ probed by soft X-ray absorption and hard X-ray photoemission spectroscopy. The revised Ce $$4f$$ ground states are determined as $$|{Gamma_7}rangle=sqrt{0.45}|{J_{z}=pm frac{5}{2}}rangle - sqrt{0.55}|{mp frac{3}{2}}rangle$$ with $$Sigmamathchar`-{rm type}$$ in-plane rotational symmetry. This gives an in-plane magnetic moment consistent with the antiferromagnetic moment as reported in neutron measurements. Since the in-plane symmetry is the same as that for the superconductor CeCu$$_2$$Si$$_2$$, we propose that the charge distribution along the $$c$$-axis plays an essential role in driving the system into a superconducting phase.

論文

Comparative study of granitic and sedimentary groundwater colloids by flow-field flow fractionation coupled with ICP-MS

斉藤 拓巳; 浜本 貴史*; 水野 崇; 岩月 輝希; 田中 知*

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 30(6), p.1229 - 1236, 2015/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.85(Chemistry, Analytical)

流動場分画法とICP-MSを組み合わせることで、花崗岩系地下水および堆積岩系地下水に含まれるコロイドの連続的なサイズ分布と元素組成を評価した。花崗岩系地下水には、10nm以下と140nm以上の領域に、有機物コロイドや無機元素が存在していた。10nm以下に存在する有機物コロイドは発色団と蛍光団の分布の点で異なる複数の成分からなり、蛍光団に富む有機物コロイドと大部分の無機元素のサイズ分布が対応していた。堆積岩系地下水では、5nm以下のサイズ領域に、有機物コロイドと無機コロイドが存在し、より大きなサイズ領域に、無機コロイドが存在した。有機物コロイドはサイズと発色団と蛍光団の分布の点で均質であった。無機微量元素のサイズ分布は、元素によって異なり、異なるホスト相の存在が示唆された。

報告書

HTTR後備停止系不具合の調査報告書

濱本 真平; 飯垣 和彦; 清水 厚志; 澤畑 洋明; 近藤 誠; 小山 直; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 鈴木 尚; et al.

JAEA-Technology 2006-030, 58 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-030.pdf:10.69MB

日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系の、動作原理の異なる二つの独立した系統で構成されている。通常運転時、原子炉の反応度を制御するとともに、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に安全かつ確実に原子炉を停止させるものである。後備停止系は、万一制御棒系のみで原子炉を停止できない場合に、中性子吸収材である炭化ホウ素ペレットを炉心内に重力落下させ、いかなる運転状態からも原子炉を停止する機能を有するものであり、炭化ホウ素ペレットと、ペレットを収めるホッパ,電動プラグ,後備停止系駆動機構,ガイドチューブ等で構成されている。HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータの上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータの駆動を妨げたことがわかった。

口頭

高配向$$beta$$-FeSi$$_{2}$$薄膜作製のための基板表面処理条件並びに蒸着条件の検討

濱本 悟*; 山口 憲司; 北條 喜一

no journal, , 

代表者らは、超高真空下でのスパッタエッチング(SE)を併用したイオンビームスパッタ蒸着(IBSD)法を用い、シリコン(Si)基板上に高配向した$$beta$$-FeSi$$_{2}$$薄膜を得ている。しかし、薄膜の構造とSi基板表面処理条件との関係に関しては、まだ十分に明らかになっていない。本研究では、Si基板表面処理条件(入射エネルギー、照射量)や蒸着温度について検討し、成膜への影響を系統的に調べた。その結果、照射量や蒸着温度によって$$beta$$(100)面以外の結晶成長を制御し、高配向膜を得ることができることを示した。

口頭

堆積岩系深部地下水中のコロイドのサイズ・組成分析

浜本 貴史*; 斉藤 拓巳; 水野 崇; 田中 知*

no journal, , 

放射性廃棄物処分の性能評価において、放射性核種の地下水コロイドへの収着が核種の移行挙動に大きな役割を果たすことが指摘されている。本研究では、有機物が豊富に含まれる堆積岩系地下水を対象に、有機物コロイドの特徴をFlFFF-ICP-MS測定と励起・蛍光マトリクス(EEM)測定によって明らかにすることを目的とした。地下水試料は北海道幌延町にある日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターの地下140, 250, 350mの調査坑道中の採水孔から採水した。幌延地下水中には流体力学径が約2nmの有機物コロイドと10-30nmの鉄を主成分とするコロイドが含まれており、大部分の元素が前者に取り込まれていたことから、地下水中での放射性核種の移行には主に比較的低サイズの有機物コロイドが寄与することが示唆された。また、この有機物コロイドの蛍光特性は海洋の腐植(様)物質と類似していることから、幌延地下水中の有機物コロイドの主要成分は海洋起源の腐植(様)物質に由来するものと考えられる。

口頭

Calculation of 3D neutron flux distribution in the HTTR using MCNP6

Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

In this study, a detail 3D thermal/fast neutron flux in the HTTR core was calculated using the Monte-Carlo MCNP6 code with FMESH tally. The results is useful for understanding the neutronic characteristic as well as for the core optimization and safety analyses of the HTTR.

口頭

モンテカルロコードを用いた黒鉛減速体系における詳細熱中性子束分布評価

中川 直樹*; 藤本 望*; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

臨界集合体であるVHTRCを対象炉として、モンテカルロコードMVPを用いて詳細な熱中性子束分布 の解析精度の検証を行った。この結果、特に燃料領域については実測値と解析値の差異は平均で約0.75%に収まり、燃料温度, 燃料濃縮度に依らず高精度な予測が可能であることが明らかになった。

口頭

炉内温度分布を考慮したHTTR全炉心燃焼計算

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

MVP-BURNを用いて炉内温度分布を考慮したHTTR炉心の燃焼計算を実施した結果、温度分布を考慮することで反応度が燃焼期間を通して約1%$$Delta$$k/k低下すること、炉心全体の$$^{235}$$U物質量が約0.3%変化することが明らかになった。

口頭

黒鉛減速臨界集合体におけるモンテカルロコードの解析精度評価

中川 直樹*; 藤本 望*; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

臨界集合体であるVHTRCを対象炉として、中性子輸送モンテカルロコードを用いて核特性評価精度の検証を行った。この結果、燃料領域については実測値と解析値の差異は平均で約0.75%に収まり、燃料温度,燃料濃縮度に依らず高精度な予測が可能であることが明らかになった。

口頭

モンテカルロ法によるHTTRの全炉心燃焼計算における炉内温度分布の影響評価

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

モンテカルロ法を用いて炉内温度分布を考慮したHTTR炉心の燃焼計算をはじめて実施した結果、温度分布による反応度への影響が確認された。この結果から炉心の核特性を高精度に評価するには温度分布も考慮する必要があることが明らかとなった。

口頭

Feasibility study of low power HTGR for long-term operation

Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

In this study, feasibility study for a low-power HTGR with long-term operation based on the HTTR design was carried out. The fuel enrichment and burnable poison were optimized to achieve 30 years operation with reactor power of 5 MW.

口頭

Calculation of control rods position for restarting the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男

no journal, , 

The HTTR has not been in operation since the great east Japan earthquake occurred on March 2011. Before the earthquake, the HTTR was operated by about half of its life of the first core. In order to prepare for restarting the HTTR, the information of nuclear characteristics such as control rod position is important. This study calculates the control rods position along with the burnup of the HTTR using the Monte-Carlo MVP code. Normally, the Monte-Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation. Therefore, this study develops an utility tool that allows the control rod to be changed during burnup calculation.

口頭

Development of a utility tool for auto-seeking critical control rod position of the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男

no journal, , 

Determination of critical control rod position of a reactor during burnup is quite complicated because Monte-Carlo cannot change the geometry during transport calculation. This study develops a utility tool coupled with MVP-BURN code to automatically seek the critical control rod position of the HTTR. With the new tool, the procedure to determine the critical control rod position becomes simple, and the calculation time is also reduced.

口頭

HTTR(高温工学試験研究炉)の新規制基準に係る適合性審査について,3; 多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故時の原子炉挙動と対策

濱本 真平; 島崎 洋祐; 長住 達; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 石塚 悦男

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)の適合性審査の項目のひとつである多量の放射性物質を放出するおそれのある事故への対策について、事故選定の考え方、選定された事故が生じた際の原子炉挙動の評価方法と評価結果、さらにその時の対策について報告する。

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