検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 49 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

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の開発; 軽水炉燃料挙動モデルの改良と総合性能の検証

宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。

論文

Evaluation of feedback reactivity coefficients by inverse kinetics in Monju

北野 彰洋; 中島 健*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04

フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。

論文

Measurement and analysis of feedback reactivity in the Monju restart core

北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:56.34(Nuclear Science & Technology)

フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K$$_{R}$$)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K$$_{IN}$$)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。K$$_{R}$$のC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、K$$_{IN}$$は等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2$$^{circ}$$C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。

報告書

「もんじゅ」炉心管理に用いる3次元拡散燃焼計算コードHIZERの整備

加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋

JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB

炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。

論文

Basic experiment for kinetics analysis in sub-critical sate

北野 彰洋; 岸本 安史; 三澤 毅*; 羽様 平

KURRI Progress Report 2013, 1 Pages, 2014/10

従来の臨界近接は、逆増倍法を用いており、この方法では反応度添加後の安定計数率を使うために安定までの待機時間が発生する。したがって、臨界近接には長時間(例えば「もんじゅ」であれば数時間)を要する。本検討では遅発中性子挙動に基づいた臨界指標(CI: Critical Index)に基づき、より効率のよい臨界近接法を開発し、KUCAでの臨界近接実験にて適用性を確認した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)報告書「フィードバック反応度評価」

宮川 高行*; 北野 彰洋; 大川内 靖

JAEA-Technology 2014-008, 60 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-008.pdf:29.75MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階にわけて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間にわたって実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験のうちフィードバック反応度評価では、一定量の制御棒引抜により炉心に正の反応度を印加し、「もんじゅ」炉心固有の負の反応度フィードバック特性と補助冷却設備の制御特性によって、原子炉出力やナトリウム温度などのプラントパラメータが安定に向かう様子を確認する「自己安定性の確認」を実施した。また、得られた試験データを用いて、炉心のフィードバック特性について定量的評価を試みた。

論文

Evaluation of feedback reactivity in Monju start-up test

北野 彰洋; 宮川 高行*; 大川内 靖; 羽様 平

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03

2010年の「もんじゅ」性能試験(炉心確認試験)でフィードバック反応度測定試験を実施した。フィードバック反応度の2要素(出力及び原子炉入口冷却材温度に関する反応度)を出力と冷却材温度の測定データを反応度バランス式にフィティングして評価した。フィードバック反応度及びその2要素について、炉心内の温度分布を考慮した計算値を求め、測定値と比較した。フィードバック反応度の測定値と計算値は良好に一致することを確認した。

論文

Criticality evaluation for the Monju restart core

羽様 平; 北野 彰洋; 岸本 安史*

Nuclear Technology, 179(2), p.250 - 265, 2012/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.15(Nuclear Science & Technology)

高速原型炉もんじゅは14年ぶりに2010年5月にシステム起動試験を再開した。再起動試験の第一段階ではゼロ出力炉心において炉物理パラメータが測定された。本論文は臨界性のデータ評価について述べる。最確評価値とその誤差を最も詳細なレベルで実施した。評価は国際的に認知されている手法に従い実施した。再起動炉心は$$^{241}$$Puの崩壊により前回性能試験の3倍である1.5wt%の$$^{241}$$Amを含んでいる。その解析精度に及ぼす影響を抽出するため、前回試験のデータについても同レベルの詳細度で再評価した。解析精度は4種類の核データライブラリについて評価した。その結果、JENDL-3.3, JENDL-4.0、及びENDF/B-VII.0を使用した場合は実験誤差の2$$sigma$$に相当する0.3%以内の精度で解析できることがわかった。$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度変化に対してはJENDL-4.0とJEFF-3.1を使用した場合に1%以内の精度で解析できることがわかった。

論文

Development of reactivity feedback effect measurement techniques under sub-critical condition in fast reactors

北野 彰洋; 西 裕士; 鈴木 隆之; 岡嶋 成晃; 兼本 茂*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors; Advances in Reactor Physics; Linking Research, Industry, and Education (PHYSOR 2012) (CD-ROM), 14 Pages, 2012/04

従来、初号機の原子炉プラントにおいては、モックアップ試験結果に基づいた設計認可が必要とされている。炉心フィードバック特性が運転前に、実機にて確認ができれば、建設前に実施されるモックアップ試験を行う必要がなく、コスト・時間の大幅な削減が可能となる。本研究では、運転前に安全余裕を確認するため、シンセシス法という未臨界度測定法を提案する。シンセシス法とは、修正中性子源増倍法(MSM法)とMSM法の基準未臨界度を炉雑音法にて測定する組合せによる未臨界度測定である。制御棒価値と温度フィードバック反応度について、100MWe, 300MWe, 750MWe, 1500MWe規模の高速炉を対象に、シンセシス法の適用性を確認するための数値実験を行った。また、MSM法及び炉雑音法について、中性子検出器の数,位置についてもサーベイ計算を実施した。結果から中性子検出器は炉心中央の上部と、径方向ブランケット領域上部に3つ以上の検出器を利用することで、-0.5から-2までの未臨界度の場合は、10%、さらに深い未臨界度の場合は15%で測定が可能である見通しを得た。

論文

Adjustment of $$^{241}$$Am cross section with Monju reactor physics data

羽様 平; 高野 和也; 北野 彰洋

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.1527 - 1535, 2011/05

2010年5月にもんじゅは14年ぶりに性能試験を再開した。中断期間の$$^{241}$$Puの崩壊により炉心平均で1.5wt%の$$^{241}$$Amが蓄積している。再開した性能試験で得られた炉物理試験データを炉定数の調整に使用し、その効果を評価した。核データにはJENDL-3.3とJENDL-4.0の2種類を使用した。検討の結果、中断前後の2個の臨界性データを炉定数調整に適用すれば、$$^{241}$$Amの捕獲断面積を効果的に調整でき、JENDL-3.0ベースの調整結果は、JENDL-4.0ベースの調整前及び調整後の断面積と同様の結果となることを確認した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)結果報告書

城 隆久; 後藤 健博; 矢吹 健太郎; 池上 和律; 宮川 高行; 毛利 哲也; 久保 篤彦; 北野 彰洋; 中川 浩樹; 川村 義明; et al.

JAEA-Technology 2010-052, 84 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-052.pdf:17.14MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間に渡って実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験は、制御棒価値,プラント内外の空間線量当量率,冷却材やカバーガスの純度確認及び1次主冷却系循環ポンプのコーストダウン特性を測定する試験等、合計20項目の試験で構成される。平成22年5月8日に臨界を達成、長期停止・燃料交換後炉心でも十分な精度で臨界予測が可能であることを実証した後、国の使用前検査により安全上の技術基準を満足していることを確認した。その後、研究開発を目的とした試験を行い、おもに零出力炉物理特性(特に、Am-241を多く含む炉心の特性)の把握に資するデータを収集した。また、日本原子力学会を通じて大学等から提案のあった未臨界度の測定法を検討するための試験も実施するとともに、中性子計装の健全性確認のための測定や核出力校正の確認、1次主冷却系循環ポンプコーストダウン特性確認等を実施した。

論文

Monju reactor physics experiments in the restart core

北野 彰洋; 大川内 靖; 岸本 安史*; 羽様 平

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.785 - 786, 2010/11

2010年5月に運転を再開した高速原型炉「もんじゅ」で実施された臨界性,制御棒価値,等温温度係数の測定実験について概要を述べる。再起動炉心の最大の特徴は、再開前の炉心に比べて$$^{241}$$Puの組成が半減し、$$^{241}$$Amの組成が倍増している点である。$$^{241}$$Puの崩壊に伴うものである。燃料交換に伴い、$$^{238}$$Uと$$^{239}$$Puの組成が若干変化したが、$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの組成にはほとんど変化はない。その結果、再起動炉心で取得される炉物理データは、$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの核データ検証のために有用と期待される。再開前の炉心と再起動炉心の臨界性の解析精度について差分をとると、炉心の変化に対する解析精度が把握できる。主要な核データ間での精度比較により、JENDL-3.3に比べて、JENDL-4やENDF/B-VIIの解析精度が優れていることを確認した。JENDL-4やENDF/B-VII間では差異は小さいが、JENDL-4の方が優れており、唯一実験誤差の範囲で一致している。再起動炉心で取得されたデータは$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの核データを検証するうえで貴重であることが確認できた。

論文

Feasibility study on an upgraded future Monju core concept with extended operation cycle length of one year and increased fuel burnup

金城 秀人*; 影山 武*; 北野 彰洋; 宇佐美 晋

Nuclear Technology, 167(2), p.254 - 267, 2009/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.3(Nuclear Science & Technology)

将来の「もんじゅ」炉心の性能向上に関する研究を行った。本研究の目的は、実用化FBR炉心が目標とする「1年連続運転サイクル・150GWd/t取出燃焼度」の炉心性能を「もんじゅ」で実証するための炉心概念・方策を検討し、技術的成立性を示すことである。通常、運転サイクル期間を延長すると燃焼欠損反応度が増大し、反応度収支上の炉停止余裕が減少する。このため、(1)太径・高密度・長尺ペレット燃料を導入して内部転換比向上,燃焼反応度増大を抑制し、(2)制御棒吸収体のB-10濃縮度や吸収体長さも変更して制御棒価値を増加させ、反応度収支を改善した。この炉心概念の主要炉心核熱特性を評価した結果、炉心出力分布や反応度制御特性,ドップラ・ボイド反応度等安全特性へ有意な影響を与えずに、2500リットル程度の「もんじゅ」中型炉心体系においても1年連続運転が可能であることが示された。以上により「もんじゅ」高度化炉心概念の成立性を確認した。

報告書

原子力関連業務従業者研修専門コース 高速炉基礎講座

金城 勝哉; 福原 英夫; 尾下 博教; 高山 宏一; 北野 彰洋; 高尾 敦氏; 山崎 修*

JNC-TN4410 2005-004, 243 Pages, 2005/09

None

論文

Development of 3-D detailed FBR core calculation method based on method of characteristics

竹田 敏一*; 今井 秀樹*; 北田 孝典*; 西 裕士; 石橋 淳一; 北野 彰洋

Proceedings of International Topical Meeting on Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications (M&C 2005) (CD-ROM), 12 Pages, 2005/09

燃料集合体の非均質性を考慮した詳細3次元輸送計算手法の開発を進めている。3次元化は、2次元キャラクタリスティクス法(MOC法)とノード法輸送計算にて行われる。本検討では、MOC法での反応率保存法にて均質実効断面積を作成し、3次元輸送計算を行った。モンテカルロ法との比較により、微小領域での反応率を精度良く計算できることを確認した。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 臨界試験(NT-312)、過剰反応度測定(NT-313)、燃焼係数測定(NT-335)

前田 茂貴; 関根 隆; 北野 彰洋; 長崎 英明*

JNC-TN9400 2005-022, 31 Pages, 2005/03

JNC-TN9400-2005-022.pdf:2.41MB

高速実験炉「常陽」MK-Ⅲ炉心は、平成15年7月2日に初臨界を達成した後、段階的に出力を上昇させながら、炉心及びプラントの特性を把握する性能試験を実施した。この性能試験において、臨界試験(NT-312)、過剰反応度測定(NT-313)、燃焼係数測定(NT-335)を実施した結果を報告する。臨界試験(NT-312)では、14時03分に全制御棒を下端から412.8mm(フルストローク650mm)まで引き抜いた状態で初臨界を達成した。また、遮へい集合体の装荷等で核計装の応答が低下していることから、制御棒引抜量と起動系核計装の計数率との関係を求め、MK-Ⅲ性能試験期間中の臨界到達を判断する計数率を2$$times$$10$$^{4}$$cpsと決定した。過剰反応度測定(NT-313)では、臨界到達時の制御棒位置及び制御棒校正試験で得られた制御棒価値から過剰反応度を測定した。初臨界における250$$^{circ}C$$での過剰反応度は2.99$$pm$$0.09%$$Delta$$k/kk'であった。「常陽」MK-Ⅲ炉心管理コードシステムによる250$$^{circ}C$$における過剰反応度解析値は3.13%$$Delta$$k/kk' $$pm$$0.16%$$Delta$$k/kk'であり、実測値とほぼ一致することを確認した。また、250$$^{circ}C$$における過剰反応度から100$$^{circ}C$$での過剰反応度を算出すると3.57%$$Delta$$k/kk'となり、核的制限値(4.5%$$Delta$$k/kk'以下)を満足していることを確認した。燃焼係数測定(NT-335)は、定格出力連続運転期間中に実施した出力調整時の制御棒操作量から燃焼に伴う過剰反応度の変化を測定し、これと積算熱出力から求めた。燃焼係数の測定結果は-2.12$$times$$10$$^{-4}$$%$$Delta$$k/kk'/MWdであり、MK-Ⅲ炉心管理コードシステムHESTIAによる解析値:-2.12$$times$$10$$^{-4}$$%$$Delta$$k/kk'/MWdとよく一致する結果となった。以上より、MK-Ⅲ炉心が所期の性能を満たすことを確認し、MK-Ⅲ炉心管理コードが十分な精度を有することを確認できた。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III性能試験; 制御棒校正(NT-321)

千葉 豪; 北野 彰洋; 前田 茂貴; 関根 隆

JNC-TN9400 2004-057, 90 Pages, 2004/10

JNC-TN9400-2004-057.pdf:4.25MB

高速実験炉「常陽」のMK-III炉心性能試験の一環として制御棒価値測定試験を実施した。試験では、制御棒単独引き抜きにより逆動特性法を用いて全ての制御棒の反応度価値を測定した。また、この試験を補完する意味で、4本同時差換法、中性子源増倍法による制御棒価値測定および制御棒干渉効果の測定試験を実施した。試験の結果、制御棒価値に関する炉心特性が核的制限値を満足していることを確認した。また、実験解析結果と測定結果を比較して、よく一致することを確認した。

報告書

International Sodium Handling Technology Training Course

青木 忠雄; 澤田 誠; 尾下 博教; 松野 義明*; 北野 彰洋; 亀井 満*

JNC-TN4520 2004-001, 350 Pages, 2004/09

JNC-TN4520-2004-001.pdf:36.76MB

Basic Knowledge of Sodium

論文

High power millimeter and submillimeter wave material processing

光藤 誠太郎*; 星月 久昇*; 松浦 和成*; 佐治 他三郎*; 出原 敏孝*; Glyavin, M.*; Eremeev, A.*; Zapevalov, V.*; 北野 彰洋; 西 裕士; et al.

Proceedings of 29th International Conference on Infrared and Millimeter Waves (IRMMW 2004)/12th International Conference on Terahertz Electronics (THz 2004), p.727 - 728 , 2004/09

24GHzのマイクロ波を使用したB4Cセラミックの焼結方法について、焼結実験を行った。焼結実験では、アルゴンガスを試料周辺に流し、余分なマイクロ波吸収の影響を排除した。実験では、2000$$^{circ}C$$までの焼結を行い、収縮と粒成長が観察された。また、SEM観察では表面に割れが見られた。

報告書

高出力ミリ波セラミック焼結法による制御棒材の改良と長寿命化(共同研究報告書)

出原 敏孝*; 光藤 誠太郎*; 星月 久昇*; 小川 勇*; 柴原 格; 西 裕士; 北野 彰洋; 石橋 淳一

JNC-TY4400 2003-005, 106 Pages, 2003/03

JNC-TY4400-2003-005.pdf:9.48MB

原子炉の制御棒材を形成するB4Cペレットは、高温・中性子照射等過酷な条件下におかれるため、照射損傷・変形が生じ、これが制御棒寿命の制限因子になっている。この点はシュラウド管を用いずに長寿命化が達成できれば構造が簡素化されて有益である。本研究では、ホットプレス法により成形された従来型のB4Cペレットを高出力ミリ波加熱により再焼結し、機能の向上をはかると共に、粉末B4C成形の体高出力ミリ波加熱による焼結の研究を行った。再焼結されたB4Cペレットのナノインデンテーション試験の結果、塑性値の上昇が確認された。アルミナのスクラッチ試験でも同様な結果が出ていることから、粉末の状態からB4Cを焼結することによって、さらに大きな塑性値の上昇が来たいできる結果が得られた。また、原子炉内のB4C劣化の一因と考えられる熱応力歪みの状態を調べるため、高出力ミリ波によるB4Cペレットの内部加熱を利用した、熱応力によるB4C破壊プロセスの研究を行った。1000$$^{circ}C$$程度の温度差をペレットに与えることにより、ペレット表面に亀裂及び割れを確認した。

49 件中 1件目~20件目を表示