検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 345 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

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

論文

福島原発周辺土壌中の$$^{36}$$Clの深度・蓄積量分布

太田 祐貴*; 末木 啓介*; 笹 公和*; 高橋 努*; 松中 哲也*; 松村 万寿美*; 戸崎 裕貴*; 本多 真紀*; 細谷 青児*; 高野 健太*; et al.

JAEA-Conf 2018-002, p.99 - 102, 2019/02

福島第一原子力発電所事故により放出された放射性核種に長寿命の$$^{36}$$Cl(半減期: 30.1万年)がある。$$^{36}$$Clは放射性廃棄物の処理の際に土壌中における高い移動能と相まって重要な核種である。しかし、土壌中では無機塩素(Clinorg)が有機塩素(Clorg)に変換・保持されることで、その移動の機構は不明である。本研究では、汚染地域の無機$$^{36}$$Clの深度分布を得ることで$$^{36}$$Clの動態を検討し、事故による$$^{36}$$Cl汚染の程度を検討した。また、5cm表土に含まれる$$^{36}$$Clについても検討した。2017年における深度分布では、$$^{36}$$Cl濃度は表層で最も高くなり、深度とともに緩やかに減少した。一方で、$$^{36}$$Cl/Clはほぼ一定(平均値: 3.24$$pm$$0.55 ($$times$$10$$^{-12}$$))の値を示した。事故前の$$^{36}$$Cl/Clと比べると$$^{36}$$Cl/Clの増加を示し、事故由来の$$^{36}$$Clは土壌3.6g/cm$$^{2}$$(=5cm深)より深く移動していることが分かった。

論文

Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 140, p.209 - 214, 2018/10

 パーセンタイル:100(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the $$^{125}$$I production could be maximized and the $$^{126}$$I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of $$^{125}$$I production.

論文

Feasibility study of new applications at the high-temperature gas-cooled reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

Besides the electricity generation and hydrogen production, HTGRs have many advantages for thermal neutron irradiation applications such as stable operation in longterm, large space available for irradiation target, and high thermal neutron economy. This study summarized the feasibility of new irradiation applications at the HTGRs including neutron transmutation doping silicon and I-125 productions. The HTTR located in Japan was used as a reference HTGR in this study. Calculation results show that HTTR could irradiate about 40 tons of doped Si particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.8x105 GBq in a year of I-125, comparing to 3.0x103 GBq of total I-125 supplied in Japan in 2016.

論文

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 由貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

論文

Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031013_1 - 031013_11, 2018/07

近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉の不確実さ伝搬評価の入力値となる影響因子の系統的な選定手順を提案するとともに本手法の適用性確認を目的とし試評価を実施した。試評価は、高温ガス炉の代表的な過渡事象である減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した場合を対象とし、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度を不確実さ因子に設定し核熱流動の観点から実施し、結果として、提案した手法により16の影響因子を選定した。今後は選定した影響因子を入力値とし不確実さ伝搬解析を実施予定である。

論文

Effects of magnetic field and pressure on the valence-fluctuating antiferromagnetic compound EuPt$$_2$$Si$$_2$$

竹内 徹也*; 屋良 朝之*; 安次富 洋介*; 伊覇 航*; 垣花 将司*; 中島 美帆*; 天児 寧*; 本多 史憲*; 本間 佳哉*; 青木 大*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(7), p.074709_1 - 074709_14, 2018/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.91(Physics, Multidisciplinary)

Effects of magnetic field and pressure on the Kondo-like behavior in the valence-fluctuating antiferromagnetic compound EuPt$$_2$$Si$$_2$$ were studied using single-crystalline samples. Anomalous features in EuPt$$_2$$Si$$_2$$ are due to valence fluctuation and/or valence change of the Eu ions at low temperatures.

論文

Electronic states in EuCu$$_2$$(Ge$$_{1-x}$$Si$$_x$$)$$_2$$ based on the doniach phase diagram

伊覇 航*; 屋良 朝之*; 安次富 洋介*; 垣花 将司*; 竹内 徹也*; 本多 史憲*; 仲村 愛*; 青木 大*; 郷地 順*; 上床 美也*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(6), p.064706_1 - 064706_14, 2018/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.91(Physics, Multidisciplinary)

We succeeded in growing single crystals of the series of EuCu$$_2$$(Ge$$_{1-x}$$Si$$_x$$)$$_2$$ compounds.Physical property measurements demonstrate a maximum of the antiferromagnetic transition temperature appears at $$x = 0.5$$. Antiferromagnetism then disappears around $$x = 0.7$$ followed by a heavy-fermion formation at higher concentrations. These observations follow the Doniach phase diagram as a function of $$x$$.

論文

Proposal of a neutron transmutation doping facility for n-type spherical silicon solar cell at high-temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 元山 瑞樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 135, p.12 - 18, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The p-type spherical silicon solar cell is a candidate for future solar energy with low fabrication cost, however, its conversion efficiency is only about 10%. The conversion efficiency of a silicon solar cell can be increased by using n-type silicon semiconductor as a substrate. This study proposed a new method of neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) for producing the n-type spherical solar cell, in which the Si-particles are irradiated directly instead of the cylinder Si-ingot as in the conventional NTD-Si. By using a screw, an identical resistivity could be achieved for the Si-particles without a complicated procedure as in the NTD with Si-ingot. Also, the reactivity and neutron flux swing could be kept to a minimum because of the continuous irradiation of the Si-particles. A high temperature engineering test reactor (HTTR), which is located in Japan, was used as a reference reactor in this study. Neutronic calculations showed that the HTTR has a capability to produce about 40 ton of 10 $$Omega$$ cm resistivity Si-particles for fabrication of the n-type spherical solar cell.

論文

Investigation of uncertainty caused by random arrangement of coated fuel particles in HTTR criticality calculations

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二

Annals of Nuclear Energy, 112, p.42 - 47, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Coated fuel particle (CFP) is one of important factors attributing to the inherent safety feature of high temperature engineering test reactor (HTTR). However, the random arrangement of CFPs makes the simulation more complicated, becoming one of the factors affects the accuracy of the HTTR criticality calculations. In this study, an explicit random model for CFPs arrangement, namely realized random packing (RRP), was developed for the whole core of HTTR using a Monte-Carlo MCNP6 code. The effect of random placement of CFPs was investigated by making a comparison between the RRP and conventional uniform models. The results showed that the RRP model gave a lower excess reactivity than that of the uniform model, and the more number of fuel columns loading into the core, the greater the difference in excess reactivity between the RRP and uniform models. For example, the difference in excess reactivity increased from 0.07 to 0.17%$$Delta$$k/k when the number of fuel column increased from 9 to 30. Regarding the control rods position prediction, the RRP showed the results, which were closer to experiment than the uniform model. In addition, the difference in control rods position between the RRP and uniform models also increases from 12 to 17 mm as increasing number of fuel columns from 19 to 30.

論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

論文

Stability of montmorillonite edge faces studied using first-principles calculations

佐久間 博*; 舘 幸男; 四辻 健治; 末原 茂*; 有馬 立身*; 藤井 直樹*; 河村 雄行*; 本田 明

Clays and Clay Minerals, 65(4), p.252 - 272, 2017/08

 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

層電荷0.33及び0.5を有する4種類のモンモリロナイト・エッジ表面(110), (010), (100)及び(130)の構造と安定性を評価するため、密度汎関数理論に基づく第一原理計算手法を用いて調べた。特にモンモリロナイト層状体が積層した場合の影響を調べるため、単層モデルと積層モデルを設定して、エッジ表面の安定性を比較した。ほとんどのケースで、層状体間の水素結合により、表面エネルギーは単層モデルよりも積層モデルの方が低くなり安定化する。このことは、エッジ面の表面エネルギーは膨潤状態に依存することを示唆している。エッジ面(010)及び(130)の最も低い表面エネルギーは、エッジ面近傍にMgイオンが露出することにより実現される。これらのエッジ面は、エッジにおける局所的な負電荷によって、カチオンに対する強い吸着サイトを有する。

論文

Missing-mass spectroscopy with the $$^6$$Li$$(pi^-,K^+)X$$ reaction to search for $$^6_Lambda$$H

本多 良太郎*; 長谷川 勝一; 早川 修平; 細見 健二; 市川 裕大; 今井 憲一; 永宮 正治; 佐甲 博之; 佐藤 進; 杉村 仁志; et al.

Physical Review C, 96(1), p.014005_1 - 014005_23, 2017/07

AA2017-0465.pdf:1.08MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:23.71(Physics, Nuclear)

We searched for the bound state of the neutron-rich $$Lambda$$-hypernucleus $$^6_Lambda$$H, using the $$^6$$Li$$(pi^-,K^+)X$$ double charge-exchange reaction at a $$pi^-$$ beam momentum of 1.2 GeV/$$c$$ at J-PARC. A total of $$1.4 times 10^{12}$$ $$pi^-$$ was driven onto a $$^6$$Li target of 3.5 g/cm$$^2$$ thickness. No event was observed below the bound threshold, i.e., the mass of $$^4_Lambda$$H+$$2n$$, in the missing-mass spectrum of the $$^6$$Li$$(pi^-,K^+)X$$ reaction in the $$2^{circ} < theta_{pi K} <20^{circ}$$ angular range. Furthermore, no event was found up to 2.8 MeV/c$$^2$$ above the bound threshold.

論文

Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07

近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。

報告書

HTTRを用いた崩壊熱最適評価手法の適用性確認試験(非核加熱試験); 原子炉の残留熱除熱特性評価モデルの検証

本多 友貴; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 山崎 和則; 小林 正一; 青野 哲也; 柴田 大受; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2017-013, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-013.pdf:2.52MB

崩壊熱は高温ガス炉の代表的な事象である減圧事故時の高温ガス炉の固有の安全性を示す上で重要な因子である。これまで、安全評価で使用する崩壊熱については、旧原子力安全委員会の安全審査指針に基づき、十分な保守性を考慮した評価式を用いてきた。一方で、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて不確実さ評価の重要性が高まっている。これを受けて、原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)を活用して不確実さ評価手法の確立を目指した研究を進めているが、本検討を進めるにあたり参照値となる崩壊熱データが必要となった。しかしながら、これまで、ブロック型高温ガス炉を対象とした崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータは存在していない。そこで、HTTRを用いて、実炉データに基づく崩壊熱の評価を実施し、崩壊熱最適評価手法の適用性確認に必要なデータ取得を目指す。一連の試験の初めとして、平成28年度2月に、長期運転をしていないHTTRを用いて、崩壊熱が無い理想的な条件の下、崩壊熱評価の適用性確認試験(コールド試験)実施し、高温ガス炉の残留熱除熱特性データを取得した。本報告書では、実炉データに基づく崩壊熱の評価手法の提案をすると共に、当該評価に必要となる原子炉の残留熱除熱特性評価手法の検証について報告する。

論文

Numerical investigation of the random arrangement effect of coated fuel particles on the criticality of HTTR fuel compact using MCNP6

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二

Annals of Nuclear Energy, 103, p.114 - 121, 2017/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.02(Nuclear Science & Technology)

This study investigated the random arrangement effect of Coated Fuel Particle (CFP) on criticality of the fuel compact of High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR). A utility program coupling with MCNP6, namely Realized Random Packing (RRP), was developed to model a random arrangement of the CFPs explicitly for the specified fuel compact of HTTR. The criticality and neutronic calculations for pin cell model were performed by using the Monte Carlo MCNP6 code with an ENDF/B-VII.1 neutron library data. First, the reliability of the RRP model was confirmed by an insignificant variance of the infinite multiplication factor (k$$_{rm inf}$$) among 10 differently random arrangements of the CFPs. Next, the criticality of RRP model was compared with those of Non-truncated Uniform Packing (NUP) model and On-the-fly Random Packing (ORP) model which is a stochastic geometry capability in MCNP6. The results indicated that there was no substantial difference between the NUP and ORP models. However, the RRP model presented a lower k$$_{rm inf}$$ of about 0.32-0.52%$$Delta$$k/k than the NUP model. In additions, the difference of k$$_{rm inf}$$ could be increased as the uranium enrichment decreases. The investigation of the 4-factor formula showed that the difference of k$$_{rm inf}$$ was predominantly given by the resonance escape probability, with the RRP model showing the smallest value.

論文

Effect of pressure on magnetism of UIrGe

Pospisil, J.; 郷地 順*; 芳賀 芳範; 本多 史憲*; 上床 美也*; 立岩 尚之; 神戸 振作; 長崎 尚子*; 本間 佳哉*; 山本 悦嗣

Journal of the Physical Society of Japan, 86(4), p.044709_1 - 044709_6, 2017/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:26.6(Physics, Multidisciplinary)

The effect of hydrostatic pressure on the electronic state of the antiferromagnet UIrGe is reported. A series of resistivity measurements up to 15 GPa demonstrated the Neel temperature decreases with increasing pressure and vanishes around 12 GPa. The transition from antiferromagnetic to paramagnetic phase appears to be of first order. A moderate increase in the effective mass was detected in the vicinity of the critical pressure.

論文

Switching of magnetic ground states across the UIr$$_{1-x}$$Rh$$_x$$Ge alloy system

Pospisil, J.; 芳賀 芳範; 神戸 振作; 徳永 陽; 立岩 尚之; 青木 大*; 本多 史憲*; 仲村 愛*; 本間 佳哉*; 山本 悦嗣; et al.

Physical Review B, 95(15), p.155138_1 - 155138_15, 2017/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:30.1(Materials Science, Multidisciplinary)

We investigated the evolution of magnetism in UIr$$_{1-x}$$Rh$$_x$$Ge system by systematic study on high-quality single crystals. We find a field-induced first order transition in the vicinity of the critical magnetic field along the $$b$$ axis in the entire UIr$$_{1-x}$$Rh$$_x$$Ge system, including the ferromagnetic region.

論文

Benchmark study on realized random packing model for coated fuel particles of HTTR using MCNP6

Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).

論文

Measurement of temperature response of intermediate heat exchanger in heat application system abnormal simulating test using HTTR

小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120$$^{circ}$$Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。

345 件中 1件目~20件目を表示