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報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

論文

U-Pb dating of calcite using LA-ICP-MS; Instrumental setup for non-matrix-matched age dating and determination of analytical areas using elemental imaging

横山 立憲; 木村 純一*; 三ツ口 丈裕; 檀原 徹*; 平田 岳史*; 坂田 周平*; 岩野 英樹*; 丸山 誠史*; Chang, Q.*; 宮崎 隆*; et al.

Geochemical Journal, 52(6), p.531 - 540, 2018/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:52.17(Geochemistry & Geophysics)

We developed a non-matrix matched U-Pb dating method for calcite by using LA-ICP-MS. The excimer LA was set to generate a low-aspect-ratio crater to minimize downhole U-Pb fractionation. We used He sample ablation gas mixed with Ar carrier gas and additional trace N$$_{2}$$ gas to create a robust plasma setup. The use of N$$_{2}$$ additional gas allowed for low oxide molecular yield for high-sensitivity interface cones with the ICP shield electrode disconnected. Moreover, this resulted in robust ICP plasma against different matrixes in LA aerosols owing to efficient dissociation-ionization of the aerosols by increased plasma temperature. The above setup helped accomplish accurate U-Pb dating of calcite samples by using SRM 612 glass as the standard. We applied this method to the following calcite samples: (1) recently-proposed reference material named WC-1 with a determined U-Pb age of 254.6$$pm$$3.2 Ma and (2) a well-preserved fossil specimen of blastoid $$Pentremites$$ sp. with an estimated age of $$sim$$339-318 Ma. The resultant U-Pb ages of the WC-1 and $$Pentremites$$ samples were 260.0$$pm$$6.7 Ma and 332$$pm$$12 Ma, respectively, which indicate accurate U-Pb dating by this method. Before this U-Pb dating, quantitative distribution maps of the U, Th, and Pb isotopes of each sample were obtained using the LA-ICP-MS imaging technique to select suitable areas for dating.

論文

Irradiation induced reactivity in Monju zero power operation

高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04

2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月($$sim$$10$$^{17}$$ fissions/cm$$^{3}$$)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

Core performance requirements and design conditions for next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

大木 繁夫; 丸山 修平; 近澤 佳隆; 大滝 明; 久保 重信; 日比 宏基*; 菅 太郎*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

A conceptual design study on a next-generation sodium-cooled fast reactor was conducted in Japan. This paper describes a recent review and modification of core performance requirements and design conditions for the demonstration and the commercial phases. We have highlighted the fuel composition (i.e., heavy metal nuclide composition). The fuel composition for next-generation fast reactors has a wide range depending on a variety of spent fuels used in light water reactors and the methods of recycling them in a fast reactor fuel cycle. The design envelopes of fuel composition were determined by using a remarkable correlation between fuel composition and core characteristics. The consistency of those design envelopes was checked by comparing them with the results of representative fast reactor deployment scenario simulations. Moreover, reflecting the realistic situation that a fast reactor core accepts various fuel compositions in the design envelope simultaneously, the design procedure of multiple fuel-composition loading was introduced. This paper describes the fundamental consideration of its effects, and the accompanying paper describes its practical application to core design. The design conditions and procedures concerning fuel composition variety facilitate sophisticated core design for next-generation sodium-cooled fast reactors.

論文

Core design of the next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

菅 太郎*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 大木 繁夫; 前田 誠一郎; 丸山 修平; 大釜 和也

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

In Japan, a 1500MWe-scale sodium-cooled fastreactor (FR) has been designed as a commercial phaseFR for utilizing in an equilibrium FR operation era, and a 750MWe-scale FR has been as a demonstration phase FRfor realizing the commercial phase FR. Thedemonstration phase core adopts a core and a blanketfuel subassembly with the same specifications of thecommercial phase core, and is designed to satisfy designrequirements, especially to accept a broad range of fuelcompositions, which arises in a transition period from anLWR are to an FR era. By optimizing an arrangement offuel subassemblies and control rods, and employing a fluxadjuster, the demonstration phase core gets flat powerdistribution giving high core performances. And its coreand fuel specifications are materialized to satisfy thedesign requirements desired for the next-generation FR.

論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation; Improvement of prediction accuracy for MA-related integral parameters based on cross-section adjustment technique

横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05

As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data," MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.

論文

Precise determination of $$^{12}_{Lambda}$$C level structure by $$gamma$$-ray spectroscopy

細見 健二; Ma, Y.*; 味村 周平*; 青木 香苗*; 大樂 誠司*; Fu, Y.*; 藤岡 宏之*; 二ツ川 健太*; 井元 済*; 垣口 豊*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(8), p.081D01_1 - 081D01_8, 2015/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:38.64(Physics, Multidisciplinary)

$$gamma$$線分光によって$$^{12}_{Lambda}$$Cハイパー核のレベル構造を精密に測定した。ゲルマニウム検出器群Hyperball2を用いて、$$^{12}$$C$$(pi^{+}, K^{+}gamma)$$反応からの4本の$$gamma$$線遷移を同定することに成功した。基底状態スピン二重項$$(2^{-}, 1^{-}_{1})$$のエネルギー間隔は直接遷移$$M1$$$$gamma$$線により、$$161.5pm0.3$$(stat)$$pm0.3$$(syst)keVと測定された。また、励起準位である$$1^{-}_{2}$$$$1^{-}_{3}$$について、それぞれ、$$2832pm3pm4$$, keVと$$6050pm8pm7$$, keVと励起エネルギーを決定した。これらの測定された$$^{12}_{Lambda}$$Cの励起エネルギーは反応分光による$$lambda$$ハイパー核の実験研究において決定的な基準となる。

論文

On-site background measurements for the J-PARC E56 experiment; A Search for the sterile neutrino at J-PARC MLF

味村 周平*; Bezerra, T. J. C.*; Chauveau, E.*; Enomoto, T.*; 古田 久敬*; 原田 正英; 長谷川 勝一; Hiraiwa, T.*; 五十嵐 洋一*; 岩井 瑛人*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(6), p.063C01_1 - 063C01_19, 2015/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.9(Physics, Multidisciplinary)

J-PARC E56実験は物質・生命科学実験施設においてステライルニュートリノを探索する実験である。実験の妥当性を検証するために、われわれはMLF 3Fにバックグランドイベント用検出器を設置し、測定を行った。この検出器は500Kgのプラスチックシンチレータから構成されている。陽子ビーム入射によって$$gamma$$線と中性子が生成され、宇宙線起源の$$gamma$$線なども検出された。これらの結果について報告する。

論文

Isothermal temperature coefficient evaluation for the Monju restart core

毛利 哲也; 丸山 修平; 羽様 平; 鈴木 隆之

Nuclear Technology, 179(2), p.286 - 307, 2012/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

臨界性、制御棒価値に引き続き、もんじゅ再起動炉心で実施された等温温度係数測定試験のデータ評価について述べる。最確値とその誤差を最も詳細なレベルで評価した。炉心間のデータ比較のために前回性能試験のデータも同レベルの詳細度で評価した。詳細評価の結果、再起動炉心の温度係数は前回試験に比べて約8%絶対値が低下することを確認した。感度解析により、その変化がおもに$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの組成変化によるものであることを示した。解析精度を2種類の核データについて比較し、JENDL-4.0を使用した場合に前回試験の結果を実験誤差2%内で解析できることを確認した。一方、再起動炉心の結果に対しては、整合した結果が得られていないことが判明した。詳細に分析した結果、これまで想定していなかった外乱が影響している可能性を見いだした。

論文

Correlations among FBR core characteristics for various fuel compositions

丸山 修平; 大木 繁夫; 大久保 努; 川島 克之; 水野 朋保

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(6), p.640 - 654, 2012/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

本研究は、FBRの炉心核特性(燃焼反応度,ナトリウムボイド反応度,ドップラー係数)の燃料組成変動に伴う相関をそのメカニズムとともに示したものである。その中で、重要な核特性の一つであるドップラー係数については、臨界性から要求される拘束条件を燃料組成変動に課すことで、燃焼反応度,ナトリウムボイド反応度との相関が得られることが明らかとなった。これら相関の発見は、軽水炉-高速炉移行期の炉心設計において考慮する必要のある、反応度制御や安全特性の幅の特定を容易にする有益な情報となる。また、これらの相関の応用として、迅速かつ合理的な核特性変動の評価を行うために、燃焼反応度の簡易指標を導入した。この簡易指標と炉心核特性の相関を用いることによって、さまざまな燃料組成に対して、繰り返しの炉心計算を実行することなしに、炉心核特性変化を見積もることが可能となった。

論文

Consideration of methods to determine an enrichment of commercial fast reactor fuel

丸山 修平; 大木 繁夫; 大久保 努

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.1635 - 1643, 2011/05

原子炉に供給される燃料組成に多様性がある中で、一定の運転サイクル期間中の臨界性を確保するためには、炉心燃料の燃焼特性(反応度変化)を考慮した燃料供給を行うことが必要である。反応度変化を考慮した適切な富化度調整の下では、燃料交換パターンを変更せずともこれが実現可能であると考えられるが、どういった富化度調整法を採用するかで想定しなければならない炉心燃料特性の範囲は異なってくる。本検討では、供給される燃料組成に多様性が想定される軽水炉-高速炉移行期の実用高速炉の炉心燃料設計に資することを目的に、種々の富化度調整法のそれぞれの特徴を評価し、比較検討した。

論文

Study on FBR core concepts for the LWR-to-FBR transition period

丸山 修平; 川島 克之; 大木 繁夫; 水野 朋保; 大久保 努

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1548 - 1556, 2009/09

As part of the Fast Reactor Cycle Technology Development Project (FaCT), sodium-cooled fast reactor core design efforts have been made to cope with the TRU fuel composition changes expected during an LWR-to-FBR transition period. Since there are remarkable correlations between the burnup reactivity and the safety parameters such as the sodium void reactivity and the Doppler coefficient, it is possible to identify the design envelopes including any TRU compositions in the LWR-to-FBR transition period. The key core characteristics are assessed for both U-Pu core (Pu recycle scenario) and TRU core (TRU recycle scenario). As a result, general characteristics in the FaCT core design to cope with TRU composition changes are grasped.

論文

TRU composition changes and their influence on FBR core characteristics in the LWR-to-FBR transition period

丸山 修平; 大木 繁夫; 水野 朋保

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9300_1 - 9300_2, 2009/05

日本で行われている高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)プロジェクトの炉心・燃料設計研究では、軽水炉-高速炉移行期における高速炉の燃料組成の変動に関心が持たれている。本論文では、移行期の高速炉に供給されるTRU組成の変動幅をさまざまなリサイクルシナリオで評価するとともに、TRU組成変動に伴う炉心特性への影響についてもその要因とともに論ずる。

論文

Fast reactor core design studies to cope with TRU fuel composition changes in the LWR-to-FBR transition period

川島 克之; 丸山 修平; 大木 繁夫; 水野 朋保

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9288_1 - 9288_7, 2009/05

高速炉で軽水炉使用済燃料回収TRUを受け入れる際には、予想されるTRU組成の変動を考慮して炉心特性を評価しておく必要がある。本検討では、出力750MWeのFaCT中型炉MOX燃料炉心(高内部転換型炉心)において、種々の軽水炉使用済燃料回収TRU組成、並びにそれらを高速炉でリサイクルしたときのTRU組成に対する炉心特性の依存性とその炉心設計範囲を明らかにした。

論文

FBR core concepts in the "FaCT" Project in Japan

大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 川島 克之; 丸山 修平; 水野 朋保; 田中 俊彦*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/09

日本の高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクト(FaCTプロジェクト)においてナトリウム冷却高速炉の炉心の概念設計検討が実施されている。代表MOX燃料炉心及び金属燃料炉心は、安全性及び信頼性,持続可能性,経済性,核不拡散性において優れた性能を有している。本論文では、それら炉心の特徴を炉物理的観点から概観し、さらに最近の設計検討の進展について述べる。最近の設計検討においては、軽水炉から高速増殖炉への移行期における燃料組成変化に着目するとともに、高増殖や核不拡散性の強化といった、より高い目標を満足する炉心の柔軟性を示している。

口頭

TRU組成二領域化による高速炉炉心の核特性向上効果の検討

丸山 修平

no journal, , 

FBR炉心のTRU組成を核燃料サイクルと整合させながら二領域化することにより、ナトリウムボイド反応度・ドップラ係数の改善と出力変動の平坦化を同時に行う方法を見いだした。さらに回字型の二領域炉心構成とすることで、さらなる核特性改善効果を得られることが明らかとなった。

口頭

軽水炉-高速炉移行期の高速炉炉心検討,1; TRU組成変動と炉心設計への影響

丸山 修平; 大木 繁夫; 水野 朋保

no journal, , 

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)プロジェクトとして研究開発を進めている実証炉及び軽水炉-高速炉移行期の実用炉では、炉心燃料として軽水炉使用済燃料や高速炉使用済燃料から回収される幅広い組成を持ったPu、あるいはTRUを使用することを想定している。設計用燃料組成条件の設定及び組成変動に対応した炉心燃料設計方法の構築に資することを目的として、種々のリサイクル方法によるTRU組成の変動及び炉心特性や燃料製造時・再処理時の燃料発熱量の推移等を把握するためのTRUのリサイクル解析を行った。Pu及びTRUをリサイクルする場合を合わせて考えると、燃焼反応度や反応度特性については、高燃焼度・長炉外時間,低燃焼度・短炉外時間の軽水炉使用済燃料TRU組成を用いた場合に核特性の両端となる見込みである。一方、燃料製造時や再処理時の燃料発熱量に関しては、高速炉でのリサイクル後にMAのリサイクル方法に依存したビルドアップが起こることがわかった。このほかにリサイクル解析の結果から、燃焼反応度とナトリウムボイド反応度、ドップラ係数の間の直線的な相関が明らかとなった。今後、得られたこれらの知見を、幅広い燃料組成を対象とする炉心・燃料設計に利用する。

口頭

軽水炉-高速炉移行期の高速炉炉心検討,2; TRU組成変動に対応した炉心概念の検討

大木 繁夫; 丸山 修平; 水野 朋保

no journal, , 

軽水炉から高速炉への移行期における高速炉炉心概念として、MAのリサイクルを行わないU-Pu炉心と、MAのリサイクルを行うTRU炉心を、TRU組成変動を包絡するように設定し、それらの炉心設計上の特徴を把握した。

口頭

Feasibility of FBR core concept with two different TRU-composition regions

丸山 修平

no journal, , 

軽水炉-高速炉移行期には、軽水炉使用済燃料から回収されるMAを蓄積した燃料をFBRで使用することが想定される。MAの蓄積した燃料は、原子炉の安全性の指標となるパラメータ(ナトリウムボイド反応度,ドップラ係数)を厳しい方向へ向ける。本論文では、これを緩和する一つのMA装荷方法として、外側炉心燃料にAm-Cmを集中させる方法を提案した。この方策によって出力分布変動の抑制による冷却材必要流量の減少という利点も見込むことができる。一方でAm-Cmを外側炉心燃料に集中装荷するこの概念は、燃料の融点や熱伝導度の低下、ヘリウムガス生成量の増加といった燃料設計上の困難を招く可能性がある。著者は基準とする従来型の炉心(径方向2領域炉心)から、径・軸方向の両方向に2領域化を行った炉心に仕様を変更し、この炉心の外側炉心燃料にAm-Cmを集中装荷する方法を採用した。これにより安全性の指標となるパラメータを改善しつつ、最大線出力や燃料ピンあたりの最大希ガス生成量,出力分布変動を抑制できる炉心概念を構築した。本概念は、MAが蓄積した燃料を高速炉炉心で受け入れる場合に1つの魅力的な装荷概念となる。

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