検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 25 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

Performance evaluation of eddy current flowmeter in Monju

相澤 康介; 近澤 佳隆; 諸橋 裕子

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(12), p.1393 - 1401, 2018/12

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

液体金属冷却炉において、炉心冷却材喪失事故等の初期検知及び炉内熱流動の把握のために、燃料集合体出口の温度及び流量計測が有用である。原子力機構は、開発した渦電流式流速計34体をもんじゅ炉心上部機構に設置した。本資料は、もんじゅに設置した渦電流式流速計のデータを示す。実測した結果、1次系流量と渦電流式流速計の信号強度は高い直線性を有していることが明らかになった。定格条件における変動量は0.2m/sであり、これはフルスケールの5%以下である。試験結果より、渦電流式流速計は相対流量を検知するのに有用な装置であることが示された。

論文

Demonstration of eddy current type flow meter in Monju

相澤 康介; 近澤 佳隆; 諸橋 裕子

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.314 - 320, 2016/04

燃料集合体出口の温度及び流量計測は、LOCAとRIAの様な異常事象の早期検知やナトリウム冷却高速炉の炉上部における熱流動を理解する上で有効である。原子力機構において渦電流式流速計の開発は進められてきており、もんじゅの炉心上部機構に34体の渦電流式流速計が設置されている。本報告では、もんじゅに設置した渦電流式流速のデータを示す。10$$sim$$100%の流量において、渦電流式流速計の信号強度と一次主冷却系流量には高い直線性が得られることがわかった。また、その0.25m/sという低流速領域においても、その直線性は得られた。定格流量条件において、渦電流式流速計の変動は0.2m/s程度(平均流速の5%)であることが確認された。これらの試験結果より、渦電流式流速計は相対的な流量変化を検出できることが示された。

報告書

「もんじゅ」タギング法破損燃料検出装置の性能確認,1

諸橋 裕子; 鈴木 敏

JAEA-Technology 2014-045, 116 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-045.pdf:33.37MB

もんじゅの破損燃料検出装置(FFDL)は、タグガスにより破損燃料を同定するタギング法を採用している。これはあらかじめ燃料集合体ごとに同位体組成比の異なるKrとXeの混合ガスを各燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次Arガス系へ放出されたタグガスを回収、同位体組成比を分析し、破損燃料を同定するものである。設計上、希ガス濃縮率200倍以上で破損燃料を同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて200倍以上の濃縮率を確認している。一方、燃料破損時にはタグガスのKr, Xeは極低濃度希ガスとなることが想定されるため、このような極低濃度希ガスに対しても設計上の要求を満たす濃縮率であることを確認する必要がある。また、FFDLには1次Arガス系の希ガスBG濃度を測定することも求められている。以上を踏まえ、極低濃度希ガスによる希ガス濃縮率確認試験を実施した。さらに、この試験で得られた希ガス濃縮率を用いて、現状の1次Arガス系Arガス中の希ガスBG濃度を評価した。FFDL単体運転による希ガス濃縮率確認試験の結果、極低濃度希ガスに対して数万倍の濃縮率が得られ、設計上の要求を満たすことを確認した。

論文

Performance confirmation of Monju failed fuel detection and location system

諸橋 裕子; 鈴木 敏

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.624 - 630, 2014/04

高速増殖原型炉もんじゅのタギング法破損燃料検出装置は、あらかじめ集合体ごとに特有なタグガス(Kr, Xe)を燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次アルゴンガス系へ放出されたタグガスを回収、分析し、破損燃料を同定する。設計上希ガス濃縮率200倍以上で同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて確認している。今回、燃料破損時に想定されるレベルの低濃度ガスにて希ガス濃縮率を確認するとともに、希ガス濃度依存性についても確認した。

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

Neutron irradiation effect on isotopically tailored $$^{11}$$B$$_{4}$$C

諸橋 裕子; 丸山 忠司*; 堂野前 貴子; 舘 義昭; 小野瀬 庄二

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(9), p.867 - 872, 2008/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:38.28(Nuclear Science & Technology)

The present investigation was made to elucidate the effect of neutron irradiation on dimensional change and thermal conductivity of isotopically tailored $$^{11}$$B$$_{4}$$C. The specimens used in the present investigation are 99% $$^{11}$$B enriched $$^{11}$$B$$_{4}$$C, 91% $$^{10}$$B enriched $$^{10}$$B$$_{4}$$C and $$beta$$-SiC. The results of measurements indicated that the changes in dimension and thermal conductivity of neutron irradiated $$^{11}$$B$$_{4}$$C were substantially smaller than those of $$^{10}$$B$$_{4}$$C and SiC. Post irradiation annealing experiment measurements for $$^{11}$$B$$_{4}$$C showed that dimensional change and thermal conductivity were almost completely annealed out at 1400$$^{circ}$$C. The changes in thermal conductivity by annealing were analyzed in terms of phonon scattering theory. The onset of recovery in thermal conductivity of $$^{11}$$B$$_{4}$$C well agreed well with irradiation temperature, however the recovery in length did not coincide with irradiation temperature.

論文

$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの中性子照射効果とその回復挙動

堂野前 貴子; 舘 義昭; 関根 学*; 諸橋 裕子; 赤坂 尚昭; 小野瀬 庄二

Journal of the Ceramic Society of Japan, 115(1345), p.551 - 555, 2007/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.02(Materials Science, Ceramics)

高速炉で効率的に核分裂生成物を核変換するためには減速材の利用が有効であり、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cはその候補の1つとされているが、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの照射挙動は制御材用の$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと異なりほとんどデータが得られていない。そこで本論文では、高速炉で照射した$$^{11}$$B$$_{4}$$Cペレットの外観・微細組織観察及び熱伝導率測定を行い、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの照射挙動を明らかにした。照射$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの外観は$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと異なり、クラックは観察されなかったが、微細組織には$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと同様に粒内及び粒界にバブルが確認された。$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの熱伝導率は$$^{10}$$B$$_{4}$$Cよりも大きく、室温から1400$$^{circ}$$Cの間には、$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと同様に3つの回復ステージが観察され、B$$_{4}$$Cの回復とヘリウムの分散挙動の関連性が示された。以上から、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cペレットは照射下での安定性が高いことが確認され、減速材適用の可能性が示された。

報告書

「常陽」MK-III性能試験; 等温温度係数測定(NT-333)

横山 賢治; 諸橋 裕子; 前田 茂貴; 関根 隆

JNC-TN9400 2004-012, 56 Pages, 2004/03

JNC-TN9400-2004-012.pdf:3.37MB

高速実験炉「常陽」MK-III性能試験炉心において、等温温度係数測定試験を実施した。昇温時と降温時の測定結果には系統的な差が見られたが、制御棒駆動機構延長管の熱収縮効果を補正することにより、この系統的な差を排除することができた。この結果、等温温度係数の測定値として、-3.82$$pm$$0.17$$times$$10-3%$$Delta$$k/kk'/$$^{circ}C$$を得た。本試験の測定結果から、MK-III性能試験炉心の等温温度係数は負の値となることが確認できた。また、設計値-3.88$$times$$10-3%$$Delta$$k/kk'/$$^{circ}C$$ともよく一致することも確認できた。一方で、JUPITER実験解析で確立されたより詳細な標準解析手法(JUPITER標準解析手法)を適用した解析も実施した。なお、JUPITER標準解析手法では、輸送理論に基づく計算や超微細群モデルに基づく計算を実施して、手法の違いによる影響を評価した。また、解析では等温温度係数をドップラ係数、膨脹係数(炉心支持板、燃料、構造材、冷却材)等の反応度成分に分離して評価した。更に、MK-I、MK-II炉心の等温温度係数を同等の手法で解析することにより、従来炉心の等温温度係数との差についても分析した。JUPITER標準解析手法による最終的な解析結果は、-3.68$$times$$10-3%$$Delta$$k/kk'/$$^{circ}C$$(C/E値:0.96)となり、今回の測定値と測定誤差の範囲で一致することが確認できた。

報告書

「もんじゅ」炉心におけるセル均質効果に関する検討 -連続エネルギーモンテカルロコードMVPによる解析評価ー

諸橋 裕子; 石橋 淳一; 西 裕士

JNC-TN4400 2001-003, 28 Pages, 2002/03

JNC-TN4400-2001-003.pdf:1.12MB

従来「もんじゅ」初臨界炉心の臨界解析は、JUPITER実験解析で確立された標準的手法を基本として実施されてきた。基本とする核データライブラリとしてはJENDL-3.2を使用し、これを処理して70群の炉定数セットとしたJFS-3-J3.2をベースに、70群炉定数を作成している。次に、この70群炉定数を用いて3次元HEX-Z拡散計算により体系計算が実施され、これを基準計算としている。この場合、エネルギーについては、本来連続量であるものを70群に離散化近似して扱うことになる。また、空間座標も本来連続量であるが、集合体当たり1メッシュに離散化近似している。更に、本来解くべき輸送方程式も、拡散近似により解いている。燃料集合体内の燃料ピン、ラッパ管等の微細構造も均質化近似している。そのため、これらの近似に伴う厳密解からのネ を別途補正することで、本来の厳密解相当の実効増倍率を求めている。その内の補正量の一つであるセル非均質効果については、燃料集合体内の微細構造を考慮した非均質セルモデルにより炉定数を作成し、これを均質セル計算による70群拡散計算結果と比較することで0.3$$sim$$0.4%$$Delta$$Kと評価されている。この補正方法では、これら近似効果は相互に独立で、重ねあわせが可能であることを前提としている。ただし、従来手法の70群エネルギー離散化効果や各種近似効果

口頭

欧州炉物理解析システム「ERANOS」によるもんじゅ炉心解析

宇佐美 晋; 影山 武*; 諸橋 裕子; 北野 彰洋; 岸本 安史*; 照山 英彦; 西 裕士

no journal, , 

もんじゅでは炉心解析手法の高度化による設計余裕の合理化を検討中である。その一環として、フェニックス・スーパーフェニックスで使用実績のある仏国ERANOSシステムを用いてもんじゅの炉心解析計算を行い、その適用性を検証するとともに従来のJAEA解析システムの信頼性を確認した。

口頭

レーザ共鳴イオン化質量分析法を用いた高速炉の破損燃料位置検出技術の高度化研究,1; Arカバーガス中のXe, Kr同位体比の定量下限

有馬 聡宏*; 伊藤 主税; 青山 卓史; 諸橋 裕子; 宇佐美 晋; 原野 英樹*

no journal, , 

レーザ共鳴イオン化質量分析(RIMS)法による高速炉カバーガス分析法について、「もんじゅ」のFFDLで要求される濃度7pptのKr検出感度を向上させるため、非共鳴イオン$$^{40}$$Ar$$^{+}$$, $$^{40}$$Ar$$_{2}$$$$^{+}$$の妨害を抑制する改良を行った。ここでは、Arに由来する妨害イオンを低減するため、ブリュースター角のレーザ光出射窓の採用,レンズ等への塵の付着防止による散乱光の低減を図った。改良した装置で定量下限を評価した結果、Xeは2ppt、Krは$$^{80}$$Krを除いて5pptであった。また、「常陽」のカバーガス中に含まれるバックグラウンドレベルのXe, Krの濃度を定量した結果、Xeについては、予測どおり元素濃度約3$$times$$10$$^{1}$$pptで、天然組成の同位体比が得られた。一方、Krについては、元素濃度約2$$times$$10$$^{2}$$pptが得られたが、$$^{80}$$Kr$$^{+}$$の信号近傍に$$^{40}$$Ar$$_{2}$$$$^{+}$$の信号が干渉する影響が見られたため、今後、妨害となる$$^{40}$$Ar$$_{2}$$$$^{+}$$の影響をさらに低減させてKr同位体比の分析精度を改善させる予定である。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),6; 温度係数評価

毛利 哲也; 諸橋 裕子; 丸山 修平; 笠原 秀之; 矢吹 健太郎; 大川内 靖

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、ポンプ入熱により原子炉の温度を均一に昇降させ、温度上昇に対する負の反応度フィードバックである温度係数を測定した。得られた測定結果について、前回性能試験との比較並びに予測解析値との比較を行った。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),7; 流量係数評価

諸橋 裕子; 毛利 哲也; 丸山 修平; 笠原 秀之; 矢吹 健太郎; 大川内 靖

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、1次主冷却系流量の変化に伴って生じる反応度変化から流量係数を測定した。得られた測定結果について前回性能試験との比較を行った。

口頭

Prototype FBR Monju system start-up test

諸橋 裕子

no journal, , 

日本はエネルギー自給率4%と資源のほとんどを輸入に頼り、主力である石油の大半を中東に依存している。日本は、過去のオイルショックや原油価格の高騰を受け、エネルギー供給を安定化させるため、石油依存度の低減と石油に代わるエネルギーとして原子力や天然ガスなどを導入してきた。現在、日本の電力の約3割を担う原子力発電は、発電に伴う二酸化炭素の排出がなく、地球温暖化対策にも有効な発電システムといえる。もんじゅは発電することができる高速増殖炉としては日本で唯一の原子炉で、発電しながら消費した以上の燃料を作ることが可能である。もんじゅは高速増殖炉技術の実証と実用化に向けた研究開発を行うことを目的に、1994年に初臨界を達成したが、翌年12月にナトリウム漏えい事故を起こし、14年半停止していた。2010年5月より運転を再開し、炉心確認試験を実施している。もんじゅのしくみや役割,今回の性能試験の概要について報告する。

口頭

炉心確認試験,7; 流量係数評価

諸橋 裕子

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、1次主冷却系流量の変化に伴って生じる反応度変化から流量係数を測定した。得られた測定結果について前回性能試験との比較を行った。

口頭

Results of Monju zero power reactor physics test

毛利 哲也; 高野 和也; 北野 彰洋; 諸橋 裕子; 加藤 優子; 矢吹 健太郎; 宮川 高行; 大川内 靖; 羽様 平

no journal, , 

「もんじゅ」は2010年5月6日に、約14年5か月の停止期間を経て試運転を開始し、同年7月22日まで炉心確認試験を実施した。停止中の約14年の間に、炉心の燃料にはAm-241が蓄積している。このため、Am-241を比較的多く含んだ炉心の炉物理特性データを取得することができる。試験ではおもに、臨界性,制御棒価値,温度係数が測定された。臨界性については、臨界となったときの制御棒位置は事前の予測の範囲内であり、Am-241を含んだ炉心の臨界性の予測制度は良好であることが確認できた。制御棒価値については、中心制御棒であるCCR1をペリオド法で、その他の制御棒を置換法で測定した。温度係数については、測定値は前回性能試験と比べて、絶対値が減少していることが確認された。これは燃料交換等による燃料の組成変化が影響していると考えられ、おもに、Pu-239, Pu-241, Am-241の寄与が大きいと考えられる。

口頭

Evaluation of the accuracies on the FBR shielding design with JENDL-4.0 based on the analyses of the mock-up shielding experiments for the FFTF

増山 大輔*; 福地 郁夫*; 諸橋 裕子

no journal, , 

Analyses with the Japanese latest nuclear data library JENDL-4.0 were carried out on the neutron bulk shielding experiments in Fast Flux Test Facility (FFTF). FFTF is one of the experiments useful to evaluate the FBR shielding design accuracies. Neutron attenuation rates in several materials, such as sodium and stainless steel were measured using activation-foils method and recoil type neutron detectors. An effective macroscopic cross section set composed of 199-group for neutron was calculated with JENDL-4.0, and simulation analyses were performed using the two-dimensional discrete ordinate calculation code, DORT. C/E values for the fast neutron (67 keV-2.2 MeV) and the total neutron (5.5 keV-2.2 MeV) fluxes, and neutron capture reactions for the foils were evaluated. The C/E values become smaller than 1.0 in general, whereas the existing results referred in the current Monju shielding design based on nuclear data library ENDF/B-IV are larger than 1.0.

口頭

Study on high sensitive FFDL technique for Monju and next generation SFR using laser resonance ionization mass spectrometry

青山 卓史; 石川 高史; 岩田 圭弘; 伊藤 主税; 諸橋 裕子; 竹田 敏一*

no journal, , 

ナトリウム冷却型高速炉(SFR)の安全性の向上を目指して、レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いた破損燃料位置検出(FFDL)手法の研究を進めている。測定元素を選択的にイオン化し検出するため、RIMSは微量レベル(pptオーダー)の同位体分析に適している。FFDLは、燃料集合体ごとに同位体比を変えてブレンドされたキセノン(Xe)及びクリプトン(Kr)ガス(タグガス)の同位体分析により行う。「常陽」ではタグガスを封入したカプセルのクリープ破断実験により、RIMSがFFDLに適用できることを実証された。次に、RIMSを用いたFFDLシステムの「もんじゅ」への適用性及びRIMSシステムの「もんじゅ」への設置について検討した。「もんじゅ」用FFDL条件におけるKr及びXeタグガス分析誤差を評価した結果、信頼度68%でタグガスを識別可能であり、RIMSが「もんじゅ」のFFDLに適用できることを確認した。また、設計したRIMS装置は、1次アルゴンガス系統などに接続可能であり、既存のFFDL装置と併設できる。

口頭

High sensitive and reliable FFDL technique for sodium cooled fast reactor using laser resonance mass spectrometry

青山 卓史; 竹田 敏一*; 石川 高史; 岩田 圭弘; 伊藤 主税; 諸橋 裕子

no journal, , 

レーザー共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いた破損燃料位置検出(FFDL)手法の研究を進めている。RIMSは測定元素を選択的にイオン化し検出するため、微量レベル(pptオーダー)の同位体分析に適している。その第一段階として、「常陽」でキセノン(Xe)及びクリプトン(Kr)ガス(タグガス)を封入したカプセルの炉内クリープ破断実験にRIMSを適用し、カバーガス中のタグガス同位体比の分析によりRIMSがFFDLに適用できることを実証した。また、「常陽」で実施した燃料破損模擬試験にもRIMSを適用し、模擬破損ピンからカバーガスに移行したFPガスの分析に成功し、ガスの燃焼度推定による被疑破損燃料集合体の絞り込みに適用できる可能性を示した。さらに、RIMSを用いたFFDLシステムが「もんじゅ」に適用できることを確認した。

口頭

「もんじゅ」タギング法破損燃料検出装置の性能確認,1; 活性炭希ガス濃縮率確認試験

鈴木 敏; 諸橋 裕子

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅの破損燃料位置検出装置(FFDL)は、タグガスにより破損燃料を同定する「タギング法」を採用している。これはあらかじめ燃料集合体ごとに特有なタグガス(Kr, Xe)を燃料ピンに封入しておき、燃料破損時に1次アルゴンガス系へ放出されたタグガスを回収・分析し、破損燃料を同定するものである。設計上、希ガス濃縮率(回収率)200倍以上で同定できるとされており、過去の試験では、希ガス濃度1ppmの試料ガスにて確認されている。今回、燃料破損時に想定されるレベルの低濃度ガスにて希ガス濃縮率を確認するとともに、希ガスの濃度依存性についても確認した。

25 件中 1件目~20件目を表示