検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 26 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

第2回再処理施設の定期的な評価報告書

白井 更知; 三浦 靖; 立花 郁也; 大森 悟; 和家 純一; 福田 一仁; 中野 貴文; 永里 良彦

JAEA-Technology 2016-007, 951 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-007-01.pdf:11.93MB
JAEA-Technology-2016-007-02.pdf:4.7MB

再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取り組みである。本報告書は、東海再処理施設における第2回の定期的な評価として、以下の4項目に係る評価を行った結果を取りまとめたものである。(1)保安活動の実施の状況の評価では、必要な文書、体制が整備され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映され、安全性・信頼性の向上が図られていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全上重要な施設及び海中放出管を対象に評価を行った結果、「着目すべき経年変化事象」に該当するものはなく、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、経年変化に関する技術的な評価の結果から新たに取り込むべき追加保全策はないとの結論に至った。

報告書

汎用炉心解析システムMARBLEにおけるORIGEN2コード整備

菅原 隆徳; 小玉 泰寛*; 西原 健司; 平井 康志*

JAEA-Data/Code 2015-016, 27 Pages, 2015/10

JAEA-Data-Code-2015-016.pdf:0.87MB

汎用炉心解析システムMARBLEを用いて加速器駆動核変換システム(ADS)の核設計検討を行う場合、燃焼計算において核分裂生成物がランプ化して扱われるため、燃料交換時に考慮されるべきレアアース等の残存が考慮されないという問題があった。これを改善するため、燃焼計算コードORIGEN2コードをMARBLEで利用できるよう整備を行った。すなわちMARBLE用にORIGEN2コードのカプセル化を行い、高速炉およびADSの燃焼計算にORIGEN2コードを使えるように整備した。これにより燃焼計算における核分裂生成物を核種毎に扱うことが可能となり、燃料交換時のレアアース等の残存を考慮することが可能となった。

報告書

汎用炉心解析システムMARBLE2の開発

横山 賢治; 神 智之; 平井 康志*; 羽様 平

JAEA-Data/Code 2015-009, 120 Pages, 2015/07

JAEA-Data-Code-2015-009.pdf:1.93MB

汎用炉心解析システムMARBLEの第2版であるMARBLE2を開発した。MARBLE2では第1版(MARBLE1)で開発した基盤技術を利用して各種の機能拡張を行った。MARBLE1では導入できていなかった従来システム(JOINT-FR、SAGEP-FR)の機能を導入し、従来システムのほぼ全ての解析機能を統一されたユーザインターフェースを持つMARBLE上のサブシステムSCHEME上で実行できるようになった。特にMARBLE2では、MARBLE1では対応できていなかった感度解析にも対応できるようになった。また、将来の拡張性や柔軟性を確保するために、独自ソルバーの開発や改良を行った。更に、原子力機構で開発された解析コードやライブラリを導入し、同様にSCHEME上で利用できるように整備した。その他、外部機関で開発された解析コード等も必要に応じて導入した。これにより、$$gamma$$線計算や発熱計算等が可能となった。また、MARBLE上のもうひとつのサブシステムである高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSの改良として、MARBLE1での利用経験をもとに各種の機能拡張や高速化を行いユーザ利便性を向上させた。

報告書

加速器駆動核変換システム用三次元炉心解析コードADS3Dの整備

菅原 隆徳; 平井 康志*; 西原 健司; 岩元 大樹; Sambuu, O.*; 牛尾 直史*

JAEA-Data/Code 2014-024, 86 Pages, 2015/02

JAEA-Data-Code-2014-024.pdf:6.04MB

未臨界度調整機構を導入した加速器駆動核変換システム(ADS)検討に資するため、汎用炉心解析システムMARBLEの機能を利用して、三次元炉心解析コードADS3Dを整備した。従来のADS核解析では二次元RZ計算モデルを主に扱ってきたが、この整備により、三次元の非均質な計算体系を対象として、陽子・中性子の輸送から燃焼計算、燃料交換までを扱うことが可能となった。これにより、制御棒や可燃性毒物などの未臨界度制御機構を取り入れた三次元の非均質な計算体系を計算対象とすることが可能となり、より幅広いADS炉心概念の検討が可能となる。

報告書

次世代炉心解析システムMARBLEの開発

横山 賢治; 巽 雅洋*; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 羽様 平; 長家 康展; 千葉 豪; et al.

JAEA-Data/Code 2010-030, 148 Pages, 2011/03

JAEA-Data-Code-2010-030.pdf:3.23MB

高速炉核特性解析のための次世代炉心解析システムMARBLEを開発した。MARBLEは、これまでにJUPITER標準解析手法と呼ばれる高速炉詳細解析手法として開発されてきたJOINT-FR, SAGEP-FRと呼ばれる解析システム(従来システム)の後継である。MARBLEは従来システムと同等の解析機能を有する。これに加えて、燃焼を伴う高速炉実機の核特性解析に関する機能を向上させている。MARBLEの開発では、オブジェクト指向技術を採用した。この結果として、MARBLEは一定の入力を受けて出力を返すような独立した解析コードではなく、解析システムを構築するための部品の集まり(フレームワーク)となった。一方で、MARBLEは構築済みの解析システムを含んでおり、従来システムに相当する高速炉核特性解析システムSCHEME,高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSを利用することができる。

報告書

次世代炉物理解析システムのためのフレームワーク開発,4

横山 賢治; 平井 康志*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2010-015, 218 Pages, 2010/11

JAEA-Data-Code-2010-015.pdf:49.32MB

原子力機構では、次世代原子力システムの基礎・基盤研究における革新的な解析手法・モデルの開発を推進し、これらの最新解析手法・モデルを実用化炉の基本設計や発電炉の運転管理等に効率的・効果的に適用し反映していくために、オブジェクト指向技術を採用した次世代解析システムMARBLEの開発を進めている。本研究ではフレームワークを利用する開発者の利便性の向上を目的として、フレームワークのエラー処理機構を整備し、デバッグ処理用の機能を充実させた。またフレームワークに各種の計算手順を定義・拡張できる機構を実装することにより、臨界実験解析などの複雑な補正計算処理を必要とする解析にも対応できるようにした。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの高度化,2

横山 賢治; 平井 康志*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2010-016, 92 Pages, 2010/10

JAEA-Data-Code-2010-016.pdf:12.22MB

高速炉実機の燃焼解析評価及び予測精度向上に資する、モジュラー性と柔軟性を備えた高速炉実機燃焼解析システムを開発している。本研究ではこれまでの成果を踏まえて、制御棒を柔軟に取り扱うための機能や少数群への縮約計算機能などを設計・実装した。また、リスタートファイルの概念を拡張し、計算条件・計算結果を収めたデータベースとして取扱うための仕組みを設計・実装した。これによりユーザはさまざまな計算データに容易にアクセス可能となった。

論文

Measured and simulated transport of 1.9 MeV laser-accelerated proton bunches through an integrated test beam line at 1 Hz

西内 満美子; 榊 泰直; 堀 利彦; Bolton, P.; 小倉 浩一; 匂坂 明人; 余語 覚文; 森 道昭; 織茂 聡; Pirozhkov, A. S.; et al.

Physical Review Special Topics; Accelerators and Beams, 13(7), p.071304_1 - 071304_7, 2010/07

 被引用回数:24 パーセンタイル:15.22(Physics, Nuclear)

1.9MeVレーザー駆動陽子線のビームライン中に伝送した。ビームラインは、PMQ, RF cavity,monochrometerからなり、伝送の様子をPARMILAのシミュレーションによって再現した。このような試みは世界初のことである。ビームラインの最終端において、6nsのバンチ幅を道、5%のエネルギースプレッドを持つビームが10%の効率で検出された。この様子はPARMILAにより再現でき、PARMILAコードがレーザー駆動陽子線のビームラインの構築に使用できることを証明した。

論文

Laser-driven proton accelerator for medical application

西内 満美子; 榊 泰直; 堀 利彦; Bolton, P.; 小倉 浩一; 匂坂 明人; 余語 覚文; 森 道昭; 織茂 聡; Pirozhkov, A. S.; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.88 - 90, 2010/05

レーザー駆動陽子線の研究の発展により、加速器の小型化が期待されるようになってきている。ここでは、日本原子力研究開発機構、関西光科学研究所内のPMRCセンターにおけるレーザー駆動陽子線加速器開発の現状について述べる。われわれは、医療用のレーザー駆動陽子線加速器開発の一環として、レーザー駆動陽子線のトランスポートラインを構築し、伝送実験を行った。

論文

Study of oxygen ion diffusion in (Ba$$_{0.5}$$Sr$$_{0.5}$$)(Co$$_{0.8}$$Fe$$_{0.2}$$)O$$_{2.33-delta}$$ through ${it in-situ}$ neutron diffractions at 300 and 720 K

伊藤 孝憲*; 平井 岳根*; 山下 純一*; 渡部 昌司*; 川田 悦也*; 北村 尚斗*; 井手本 康*; 井川 直樹

Physica B; Condensed Matter, 405(8), p.2091 - 2096, 2010/04

 被引用回数:13 パーセンタイル:41.16(Physics, Condensed Matter)

酸素イオン伝導体(Ba$$_{0.5}$$Sr$$_{0.5}$$)(Co$$_{0.8}$$Fe$$_{0.2}$$)O$$_{2.33-delta}$$について、高温中性子回折実験を行い、リートベルト法,最大エントロピー法(MEM)及びMEMに基づくパターンフィッティング法(MPF)解析によって、本物質における酸素拡散機構を解析した。720Kでは、多量の欠損が生じている4${it c}$サイト上に存在する酸素の異方性原子変位パラメータと中性子散乱長密度は4${it c}$及び8${it d}$サイト方向を向いていることから、酸素イオンは4${it c}$-4${it c}$サイト間及び4${it c}$-8${it d}$サイト間を経由して拡散していることを明らかにした。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの高度化

横山 賢治; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2009-016, 100 Pages, 2010/02

JAEA-Data-Code-2009-016.pdf:8.18MB

高速炉実機の燃焼解析評価及び予測精度向上に資する、モジュラー性と柔軟性を備えた高速炉実機燃焼解析システムを開発している。本研究ではこれまでの成果を踏まえて、ライブラリから定数を作成し、かつ燃焼が進むに合わせて適切に定数を更新する機能を実装した。これにより既存のシステムを意識することなく、本システムのみで一連の解析を実施することが可能となった。またユーザ入力のフォーマットを見直し、システムの利便性の向上を図った。さらにこれまでの実装では機能の実現に重点を置いていたため、パフォーマンス面で最適化されていない箇所が存在した。そこでボトルネックを調査し、実装を見直すことで処理速度・メモリ使用量の効率化を実現した。

報告書

次世代炉物理解析システムのためのフレームワーク開発,3

横山 賢治; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2009-012, 208 Pages, 2010/02

JAEA-Data-Code-2009-012.pdf:11.28MB

原子力機構では、次世代原子力システムの基礎・基盤研究における革新的な解析手法・モデルの開発を推進し、これらの最新解析手法・モデルを実用化炉の基本設計や発電炉の運転管理等に効率的・効果的に適用し反映していくために、オブジェクト指向技術を採用した次世代解析システムMARBLEの開発を進めている。本研究では次世代炉物理解析システムを実機燃焼解析のみならず、さまざまな臨界実験解析に対応できるものとするため、既存のZPPR臨界実験解析データベースの設計・実装について検討した。そこで、これまでに実装した次世代炉物理解析システムにおける既存の実機燃焼解析のデータモデルと新たに作成すべき臨界実験解析のデータモデルとの統合についてその詳細を検討した。さらに臨界実験解析システムに必要となる計算結果補正処理について検討し、ZPPR臨界実験体系をはじめとするさまざまな臨界実験体系の解析に対応可能なシステムを設計・実装した。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの開発,3(委託研究)

平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*; 横山 賢治

JAEA-Data/Code 2008-021, 110 Pages, 2008/10

JAEA-Data-Code-2008-021.pdf:3.47MB

高速炉実機の燃焼解析評価及び予測精度向上に資する、モジュラー性と柔軟性を備えた高速炉実機燃焼解析システムを開発している。平成18年度の「高速炉実機燃焼解析システムの開発(その2)」においては、集合体の詳細幾何形状,燃料装荷パターン等のモデルの設計と実装を行った。またそれらのモデルを構築するためにシステムに与える入力ファイルの仕様を作成し、入力ファイル処理機能を実装した。本年度は「次世代炉物理解析システムのためのフレームワーク開発(その2)」の成果を利用して、マクロ定数作成機能・炉心計算機能・燃焼計算機能を組み込んだプロトタイプシステムの実装を行った。さらに複数サイクルにまたがる燃焼解析において、簡便なユーザ入力をもとに適切な燃料交換・シャッフリングを行う機能を実装した。

報告書

次世代炉物理解析システムのためのフレームワーク開発,2(委託研究)

平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*; 神 智之*; 横山 賢治

JAEA-Data/Code 2008-020, 188 Pages, 2008/10

JAEA-Data-Code-2008-020.pdf:15.06MB

原子力機構では、次世代原子力システムの基礎・基盤研究における革新的な解析手法・モデルの開発を推進し、これらの最新解析手法・モデルを実用化炉の基本設計や発電炉の運転管理等に効率的・効果的に適用し反映していくために、オブジェクト指向技術を採用した次世代解析システムMARBLEの開発を進めている。本年度はPythonシステム側からC,Fortran等で記述された計算コードを実行するためのフレームワークに関する詳細な設計と実装及びテストを行った。すなわち計算コードとPythonで実装されたシステムとの入出力データの授受を抽象化することで、システムからさまざまな計算コードを統一的に取り扱うことを可能とする基盤を開発し、同じ枠組みの中で拡散計算コード・輸送計算コード・燃焼計算コードを取り扱うことができることを確認した。

論文

MARBLE; A Next generation neutronics analysis code system for fast reactors

横山 賢治; 平井 康志*; 巽 雅洋*; 兵頭 秀昭*; 千葉 豪; 羽様 平; 長家 康展; 石川 眞

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

原子力機構では次世代炉物理解析コードシステムMARBLEの開発プロジェクトを開始した。本システムの実現に向けて、高速炉の炉物理解析のためのソフトウェア基盤と共用データモデルの開発を行った。現在までに、高速炉の燃焼解析システムORPHEUSをMARBLEシステム内に実装した。新システムは従来コードのベンチマーク結果を再現しており、共用データモデルによって実現された機能によりユーザの入力作成の手間を低減することができた。また、高速実験炉「常陽」で測定された燃焼係数解析を使って新システムを検証した。これらの結果は、MARBLE/ORPHEUSが高速炉用の新しい標準炉物理解析システムとして採用可能なことを示している。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの開発,2(委託研究)

平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2007-019, 133 Pages, 2007/11

JAEA-Data-Code-2007-019.pdf:16.41MB

従来の核特性解析システムは臨界実験体系を想定しているため、燃料組成の燃焼変化を考慮した計算機能は十分には整備されておらず、機能的な制限により解析作業が極めて非効率的になるという問題がある。このため、各計算機能を必要に応じて組み立てたり分解したりできるような高速炉実機燃焼解析システムを開発して、高速炉実機の燃焼解析評価及び予測精度向上に資する。平成17年度の「(高速炉)実機燃焼解析システムの開発」の検討においては、システムを入力データ処理部・ソルバー部・計算結果処理部の各コンポーネントに分割し、それらと全体制御を行うドライバ部を、中間データモデルによって結合する基本設計を実施した。本年度においては、この基本設計にしたがって、本システムの詳細設計と入出力処理部の実装、及び、本システム全体のプロトタイプの実装を実施した。

論文

Vibro-packing experiment of non-spherical uranium dioxide particles with spherical metallic uranium particles

松山 慎一郎*; 石井 克典; 平井 睦*; 坪井 靖*; 木原 義之

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.317 - 322, 2007/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、FBR燃料サイクル実用化戦略調査研究の一環としてバイパック燃料の開発を進めてきた。本研究は充填中における粒子の挙動と最終的な充填状態を調べることを目的として実施したもので、酸化物燃料粒子と酸素ゲッター粒子の模擬材としてそれぞれ非球形のUO$$_{2}$$粒子と球状の金属ウラン粒子を用いた。試験の結果、酸素ゲッター粒子を燃料中に均一に分散させるためには、各サイズの酸化物粒子を偏析させることなく均一に被覆管に充填することが重要であることがわかった。定量フィーダを用いた同時充填法は、酸素ゲッター粒子を添加したバイパック充填法として有用であることが確認された。

論文

Vibro-packing experiment of granular UO$$_{2}$$ with uranium particles

松山 慎一郎; 石井 克典; 平井 睦*; 坪井 靖*; 木原 義之

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

FBR用MOXバイパック燃料には、燃料-被覆管化学的相互作用(FCCI)による被覆管内面腐食防止のために酸素ゲッターとして金属ウランを主成分とする球形粒子(ゲッター)の添加が検討されている。本研究では、非球形UO$$_{2}$$粒子と球形金属U粒子を用いた振動充填試験及び充填後試験(破壊試験)を実施した。その結果、ゲッター粒子分布の均質なバイパック燃料を製造するためには、粒子の被覆管投入時の均質性を確保することが重要であり、そのためには定量フィーダーが有効であることが明らかになった。

論文

Thermal Conductivities of Granular UO$$_{2}$$ Compacts with/without Uranium Particles

石井 徹哉; 油田 良一*; 平井 睦*; 坪井 靖*; 鵜飼 重治

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1204 - 1210, 2004/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.13(Nuclear Science & Technology)

振動充填燃料の熱特性評価のため、不定形状のUO$$_{2}$$粒子充填体と10wt.%の金属ウラン顆粒を混合した不定形状のUO$$_{2}$$粒子充填体の熱伝導度を測定した。その結果から、金属ウラン顆粒を添加することで、充填体の熱伝導度が改善されることを明らかにし、その効果を定量的に評価するモデルを構築した。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

26 件中 1件目~20件目を表示