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Am
O
at 1473, 1573, and 1673 K渡部 雅; 横山 佳祐; Vauchy, R.; 加藤 正人; 菅田 博正*; 関 崇行*; 日野 哲士*
Journal of Nuclear Materials, 599, p.155232_1 - 155232_5, 2024/10
被引用回数：2 パーセンタイル：92.08(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では熱重量法を用いて1473、1573及び1673KにおけるUAmO
の新たな酸素ポテンシャルデータを取得した。同じy及びO/M比で比較した場合、U
Am
Oの酸素ポテンシャルは、UPuOよりも高いことがわかった。また、hypostoichiometric領域のカチオン価数はNd含有UOと類似しており、定比組成では、Am
, U
, and U
となると推定された。実験データを欠陥化学モデルを用いて解析し、O/M比を温度と酸素分圧の関数として表すことができた。
Pu
Am
)O (z = 0.05, 0.10, and 0.15)横山 佳祐; 渡部 雅; 所 大志郎*; 杉本 理峻*; 森本 恭一; 加藤 正人; 日野 哲士*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101156_1 - 101156_7, 2022/06
被引用回数：4 パーセンタイル：60.79(Nuclear Science & Technology)高レベル放射性廃棄物の減容化の一環として、マイナーアクチニドを含んだ酸化物燃料が高速炉における選択の一つである。しかし、高Am含有MOX燃料の熱伝導率に関する実験データがないために、燃料中のAm含有量が熱伝導率に及ぼす影響は明らかとなっていない。本研究では化学量論組成近傍における(UPuAm)O (z = 0.05, 0.10, and 0.15)の熱伝導率をレーザーフラッシュ法を用いて室温から1473Kまでの範囲で測定した。結果として、熱伝導率はAm含有量が増加するに従い低下する傾向を示し、1473Kまでは古典的フォノン輸送モデル((A+BT)
)に従うことが明らかとなった。係数AはAm含有量に比例して増加する傾向を示し、U及びAmが固溶することによるイオン半径の変化がフォノン伝導に影響したためであると考えられる。係数BはAm含有量に依存しない傾向を示した。
with Pu = 0.45 and 0.68 and related defect formation energy廣岡 瞬; 松本 卓; 砂押 剛雄*; 日野 哲士*
Journal of Nuclear Materials, 558, p.153375_1 - 153375_8, 2022/01
被引用回数：5 パーセンタイル：54.24(Materials Science, Multidisciplinary)日立GEニュークリアエナジーでは、商用炉として実績のあるBWRをベースとして、高速中性子によりTRU元素を燃料として燃やすことができる資源再利用型BWR(RBWR)の開発が進められている。RBWRでは燃料設計上PuやMAの含有率が高くなる傾向があることから、本研究ではPu含有率が45at%及び68at%と、これまでの高速炉用MOXで研究されてきたものよりも高いPu含有率のMOXを対象に、酸素ポテンシャルの測定、評価を行った。還元しやすいPuの含有率が高くなると酸素ポテンシャルは高くなることが分かっているが、本研究の結果、Pu含有率68at%のMOXとPuOでは大きな違いがないことが確認された。得られたデータから、MOXの酸素/金属原子数比(O/M),温度,Pu含有率,雰囲気の酸素分圧の関係式を導出し、さらに、解析の過程で得られる欠陥生成エネルギーから、電気伝導率や比熱の考察を行った。
渡辺 幸信*; 深堀 智生; 小迫 和明*; 執行 信寛*; 村田 徹*; 山野 直樹*; 日野 哲士*; 真木 紘一*; 中島 宏; 小田野 直光*; et al.
AIP Conference Proceedings 769, p.326 - 331, 2005/05
JENDL高エネルギーファイル(JENDL-HE)のために行われた核データ評価について概要を報告する。JENDL-HEには132核種に対する3GeVまでの中性子及び陽子入射断面積が格納される予定である。JENDL-HEの現在の版は、ENDF-6フォーマットにより、中性子全断面積,弾性散乱断面積及び角度分布,弾性散乱外断面積,粒子(
He, 
, 
)生成断面積及び二重微分断面積,同位体生成断面積,核分裂断面積が格納されている。現在のところ、評価は実験データ及びモデル計算を用いて行われている。断面積計算には、ECIS96, OPTMAN, GNASH, JQMD, JAM等の種々のモデル計算コード及びTOTELA, FISCAL等の系統式を用いたコードを用いている。評価された断面積は、実験データ及び他の評価値と比較される。今後、提案された高エネルギー断面積データニーズにしたがって、整備を進める予定である。
瑞慶覧 篤*; 中川 庸雄; 柴田 恵一; 石川 眞*; 日野 哲士*
JAERI-Research 2004-026, 102 Pages, 2005/02
JAERI-Research-2004-026.pdf:7.68MB
実効増倍率(k
)等の反応度の不確かさは、無限希釈断面積と共鳴自己遮蔽因子の着目している共鳴パラメータの変化に対する感度係数を用いて評価することができる。本研究では、評価済核データファイルJENDL-3.2に格納されている分離共鳴パラメータの不確かさをBreit-Wigner多準位公式を用いて推定した。NR近似に基づく共鳴自己遮蔽因子を解析式で表し、実効増倍率k,温度係数,ドップラー反応度
に対する共鳴パラメータの感度係数から反応度の不確かさを評価する手法を開発した。分離共鳴パラメータの不確かさによる反応度の最終的な不確かさを個々の共鳴レベルの寄与に対する不確かさをもとに、誤差伝播則で全共鳴レベルに対する値を評価した。予備的な評価によると、 ナトリウム冷却大型高速炉のドップラー反応度の不確かさは、728Kで、約4%であった。
森本 恭一; 渡部 雅; 加藤 正人; 日野 哲士*
no journal, ,
燃料棒の稠密配置とBWRにおける冷却水の沸騰事象を組み合わせた軽水による高速炉の開発が進められている。本開発の目的は、短中期的には既存BWRの燃料集合体等の変更により従来よりも多くのPuを装荷できる炉心とし、分離済みPuの蓄積を抑制すること、長期的にはPu及びMAの多重リサイクルを実現し、資源有効利用と高レベル放射性廃棄物減容・有害度低減に寄与することである。本研究では、この開発の一環としてPu含有量が40%を超える高富化度燃料ペレットの焼結試験を開始した。今回はUO及びPuOの原料粉末を用いてPu含有率が30, 50, 70%となるように調整した混合粉末を準備し、酸素分圧を制御した雰囲気においてそれぞれの試料の焼結試験を実施、評価した。
の物性評価渡部 雅; 横山 佳祐; 加藤 正人; 日野 哲士*
no journal, ,
次世代革新炉として開発が進められている軽水冷却高速炉(RBWR)ではAm含有率が15%程度までの高Am含有UO燃料を装荷し、Am241の核変換を行う概念が検討されている。本研究では、上記燃料の基礎物性データを整備することを目的とし、Am含有率が10及び15%のUOを対象にして室温における音速測定を実施し、UOの機械特性に与えるAm含有量の影響を調べた。また、これまでに得られた酸化物燃料の基礎物性の知見をもとに、Am含有UOにおける機械特性、格子定数、熱膨張率及び比熱の関係を評価した。本研究は経済産業省補助事業「社会的要請に応える革新的な原子力技術開発支援事業」の成果を含む。
三輪 順一*; 日野 哲士*; 光安 岳*; 長家 康展
no journal, ,
革新的BWRの一つである資源再利用型沸騰水型軽水炉RBWRの核設計の検証のため全炉心モンテカルロ計算を実施した。この計算は、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと内製の熱水力計算コードを用いた核熱結合計算とMVP-BURNコードを用いた燃焼計算を含んでいる。RBWRに対するこのような計算は、膨大なメモリサイズと膨大な計算時間の観点から非常に困難な計算である。典型的なメモリサイズは、デスクトップPCクラスタの1CPU当り10ギガバイトのオーダーであった。このクラスタを用いた並列計算によりRBWRの平衡炉心の特性を計算したところ、全計算時間は約20日であった。デスクトップPCクラスタでもRBWRに対する設計計算が可能であることが実証できた。
の酸素ポテンシャルと熱伝導率渡部 雅; 横山 佳祐; 加藤 正人; 日野 哲士*
no journal, ,
UAmOの酸素ポテンシャル及び熱伝導率の測定を行った。酸素ポテンシャルは気相平衡法を用いて1473K, 1573K及び1673Kのデータを取得することに成功し、先行研究との比較から概ね妥当な値であることがわかった。熱伝導率は酸素ポテンシャル測定結果を参考にして、定比組成近傍で測定を行うことに成功し、取得した値はUO及びAmOよりも低い値を示した。
村上 洋平*; 光安 岳*; 三輪 順一*; 日野 哲士*; 須山 賢也; 長家 康展
no journal, ,
高効率TRU燃焼を可能とする革新的水冷却炉RBWR(Resource-renewable Boiling Water Reactor:資源再利用型沸騰水型軽水炉)を対象に、群定数計算に起因する誤差を排除できる全炉心モンテカルロ計算システムに熱水力計算を連成させた核熱結合計算および燃焼計算が可能な核熱連成計算システムを構築した。擬似物質法を使用することにより、計算に必要なメモリ使用量を大幅に削減し、現在の計算機リソースで全炉心モンテカルロ計算による炉心設計ができることを確認した。
深堀 智生; 国枝 賢; 千葉 敏; 原田 秀郎; 中島 宏; 森 貴正; 島川 聡司; 前川 藤夫; 渡辺 幸信*; 執行 信寛*; et al.
no journal, ,
JENDL高エネルギーファイル(JENDL/HE)及びJENDL光核反応データファイル(JENDL/PD)の最新版として、JENDL/HE-2007及びJENDL/PD-2007が公開予定である。JENDL/HE-2007にはJENDL/HE-2004から改訂及び追加をあわせて約100核種のデータが、JENDL/PD-2007には約170核種のデータが格納される予定である。
