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川合 將義*; 中川 庸雄; 渡部 隆*; 中島 豊*; 瑞慶覧 篤*; 松延 廣幸*; 杉 暉夫*; 千葉 敏
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(4), p.261 - 269, 2001/04
評価済核データライブラリーJENDL-3.1に格納した核分裂生成物核種の核データの再評価を行った。再評価を行った核種は、AsからEuまでの63核種である。改善した主なデータは、共鳴パラメータ、捕獲断面積、及び非弾性散乱断面積である。再評価の結果、熱中性子捕獲断面積、共鳴積分値やkeV領域の捕獲断面積が大幅に改良された。データは中性子エネルギー10eVから20MeVの範囲をカバーしている。今回の結果は、JENDL-3.2に採用された。
渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右
JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08
研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cmに決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。
中村 清; 井坂 正規; 亀山 巌; 中島 照夫; 圷 陽一; 堀口 隆; 成瀬 日出夫
UTNL-R-0378, p.6.1 - 6.9, 1999/00
JRR-4は、昭和40年建設以来30年にわたり安全に運転され、遮へい実験、炉物理実験、RI生産、放射化分析、Si半導体生産、教育訓練等に幅広く利用されてきた。しかし、核不拡散政策に伴う燃料の濃縮度低減化、長期運転による施設の経年変化及び利用者の新たなニーズに対応するために原子炉施設の改造を行った。改造範囲は、低濃縮度燃料への変更、原子炉建家改修、非常用排気設備の新設、非常用電源の多重化、計測制御設備の更新、医療用照射設備の利用設備の新設など多岐にわたって行った。これらのうち、おもに原子炉建家改修とそれと関連した事柄について発表する。
中島 照夫; 番場 正男; 舩山 佳郎; 桜井 文雄; 堀口 洋二; 海江田 圭右
Proc. of 6th Meeting of the Int. Group on Research Reactors, p.51 - 56, 1998/00
JRR-4は、軽水減速冷却、濃縮ウランETR型スイミングプール型で熱出力3.5MWである。1965年1月28日臨界以来、1996年1月12日まで幅広い研究者により多くの実験が継続して行われた。JRR-4改造工事は、炉心改造、利用施設設備、原子炉設備の更新のため1996年10月開始した。RERTR計画に従って、新燃料は、形状寸法を変えることなく20%濃縮シリサイド燃料を製作している。利用施設は、BNCTの医療照射施設、短寿命用放射化分析装置、大口径照射装置を設置する。また、計測制御設備更新、原子炉建家改修など多くの工事も行われている。計画は、順調に進められており、1998年7月の再臨界を予定している。
山田 毅*; 中島 照夫; 桜井 文雄; 大橋 信芳; 横尾 健司; 出雲 寛互
Advances in Neutron Capture Therapy, 1, p.326 - 330, 1997/00
JRR-2では熱中性子柱を改造し、1990年8月にホウ素中性子捕捉療法(BNCT)用の医療照射設備が設置された。ビーム口における熱中性子束は110/cm/sである。以来31例の医療照射が行われてきた。JRR-4におけるHEU燃料による運転は1996年のはじめに終了した。新しい医療照射設備が設置され、LEU燃料を用いた利用運転が1998年9月に再開される予定である。近年欧米における熱外中性子を用いたBNCTの分野において目覚ましい発展がみられた。JRR-4の医療照射設備は熱中性子ビームと熱外中性子ビームを選択して取出せるよう計画している。この設備の設計及びビーム性能解析の結果を示す。
小原 徹*; 堀木 欧一郎*; 中島 照夫; 渡辺 終吉; 石島 清見; 片西 昌司
JAERI-Review 95-010, 39 Pages, 1995/06
本書は1994年8月に日本原子力研究所のJRR-4及びNSRRを用いて行われた東京工業大学大学院の学生実験のために書かれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理の基本実験としてJRR-4では(1)制御棒校正実験(2)キセノンの反応度効果の測定を行い、NSRRでは即発臨界状態での即発的なフィードバック効果による原子炉の動特性の測定を行った。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
中野 佳洋; 市川 博喜; 中島 照夫
Proc. of the 16th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 0, p.313 - 320, 1994/03
JRR-4の燃料濃縮度低減化計画に基き、炉心に低濃縮シリサイド燃料と、低濃縮トリガ燃料を装荷した場合について、両者の核特性解析、炉心性能比較を行った。シリサイド燃料では、ウラン密度を3.0,4.0,4.8g/cmと変化させて計算を行った。また、トリガ燃料では、ウラン量を、20,30,45%と変化させた。その結果、ウラン量が増加すると、炉心照射孔内の熱中性子束が低下すること、シリサイド燃料の方が高い熱中性子束を得られること、トリガ燃料の方が高い燃焼度が得られること等が分かった。また、JRR-4の低濃縮燃料として、シリサイド燃料の場合には3.8g/cm程度のウラン密度が、トリガ燃料の場合には40%程度のウラン量が適当であろうとの見通しを得た。
川合 将義*; 飯島 俊吾*; 中川 庸雄; 中島 豊; 杉 暉夫; 渡部 隆*; 松延 廣幸*; 佐々木 誠*; 瑞慶覧 篤*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.195 - 213, 1992/03
AsからTbまでの核分裂生成物核種を含む質量領域の172核種について10eVから20MeVのエネルギー領域の中性子核データを評価し、JENDL-3核分裂生成物核データライブラリーを作成した。100keV以下は共鳴領域とし、低エネルギー領域では、実験データに基づいて分離共鳴パラメータを評価した。非分離共鳴パラメータは捕獲断面積と全断面積を良く再現するように決めた。100keV以上では最近の実験データと、球形核光学モデルと統計理論、歪波ボルン近似、蒸発モデル、前平衡理論などを用いてデータを評価した。全断面積、弾性および非弾性散乱断面積、捕獲断面積の他に、(n,2n),(n,),(n,)反応などのしきい反応断面積も評価した。今回の結果は、ENDF-5フォーマットで編集し、JENDL-3に収録されている。
中川 庸雄; 川合 将義*; 飯島 俊吾*; 松延 廣幸*; 渡部 隆*; 中島 豊; 杉 暉夫; 佐々木 誠*; 瑞慶覧 篤*; 金子 邦男*; et al.
Nuclear Data for Science and Technology, p.939 - 941, 1992/00
核分裂生成物核種の領域にあるAs~Tbの172核種の核データ評価を10eV~20MeVの範囲で行った。100keV以下は共鳴領域とし、分離および非分離共鳴パラメータを与えた。100keV以上では、全断面積、弾性および非弾性散乱断面積、中性子捕獲断面積の他に、全核種に対して(n,2n)、(n,p)、(n,)等のしきい反応断面積の評価も行った。このために、光学模型パラメータ、レベル密度パラメータ、ガンマ線強度関数、レベルスキーム、14.5MeVにおける断面積の系統性などを評価・検討した。評価した断面積、二次中性子の角度分布およびエネルギー分布はENDF-5フォーマットで編集し、JENDL-3FP核データライブラリーとした。本報告では、評価手法、評価結果およびベンチマークテストの結果について述べる。
加藤 淳也; 宮内 厚志; 青嶋 厚; 塩月 正雄; 山下 照雄; 中島 正義; 守川 洋; 三浦 昭彦; 福井 寿樹*; 山崎 晶登*; et al.
no journal, ,
本技術開発の目的は、高レベル放射性廃液の処理処分コスト低減等を図るため、現行のガラス固化溶融炉を高度化し、溶融炉の長寿命化を実現することである。そのため溶融炉の寿命を決定している耐火材の侵食並びに電極消耗の2点に対して対策を講じた新たな長寿命ガラス固化溶融炉の技術開発を行う。耐火物侵食対策としては、溶融炉壁を冷却することによりスカル層(ガラス固体層又は低温高粘性流体層)を形成させ、ガラスによる侵食抑制を図る「長寿命炉壁構造」の開発を行う。電極消耗対策については、現在、炉に固定されている電極を消耗品として容易に交換できるようにするとともに、加熱領域の柔軟性等を有する「可換式電極構造」の開発を行う。また、本開発においては長期に安定な運転条件を把握するため、シミュレーション解析等を進めるとともに、各技術の検証のための小型試験装置の設計及び製作,コールド試験を行い、次世代ガラス固化溶融炉として実用化を図る。
三浦 昭彦; 中島 正義; 山下 照雄; 堺 公明; 塩月 正雄; 佐藤 暁拓*; 川原 仁志*
no journal, ,
ガラス固化溶融炉の運転支援や次世代溶融炉設計の支援を目的として、溶融炉内で生じる代表的な現象である伝熱,流動,電位,不溶解性粒子の挙動及びこれに伴う溶融ガラスの粘性・比抵抗の変化を連成させるとともに、ガラス原料の供給・流下に伴う液面の上下動などの物理挙動をモデル化したシミュレーションシステムを開発し、TVFの運転データとの比較により、有効性を確認した。
中島 正義; 三浦 昭彦; 山下 照雄; 堺 公明; 塩月 正雄; 川原 仁志*; 佐藤 暁拓*
no journal, ,
東海再処理施設で高レベル放射性廃液を固化処理しているガラス固化溶融炉の炉内状態及び運転挙動を把握するとともに、次世代炉の開発・設計を支援することを目的として解析シミュレーションシステムを開発した。本システムは電場,熱流動,粒子挙動を連成解析するもので、既存の熱流動解析ソフトをベースに電場解析機能及び粒子挙動解析機能を付加し、物性の温度等への依存性,溶融炉固有の熱バランスモデル等を取り入れてカスタマイズしたものである。本発表では、解析機能で用いた手法等について報告する。
大枝 幹拓; 中島 正義; 三浦 昭彦; 山下 照雄; 塩月 正雄
no journal, ,
長寿命ガラス固化溶融炉の炉形状の選定に資するため、溶融炉ガラスに含まれる不溶解性粒子の挙動と流下操作による抜き出し性能について、開発中のシミュレーションコードに粒子濃度等に伴うガラス粘性係数の変化を反映させる機能を付加し、解析的に比較評価を行った。
中島 正義; 大枝 幹拓; 山下 照雄; 塩月 正雄; 川原 仁志*; 佐藤 暁拓*
no journal, ,
長期的なガラス固化溶融炉の状態を解析的に評価することを目的として、ドレンアウト等で液面位置が大きく変化する場合の挙動とドレンアウト後のガラス残留状態の解析評価のため、VOF法による自由表面を持つ流れの解析機能をガラス固化溶融炉シミュレーションシステムに組み込み、有効性を確認した。
守川 洋; 宮内 厚志; 中島 正義; 豊嶋 幹拓; 山下 照雄; 塩月 正雄; 松本 史朗*
no journal, ,
長寿命炉の候補炉形式である「円錐型炉底-勾配60」における溶融ガラスの流下性を評価するため、るつぼ規模での粒子状物質濃度及びガラス温度をパラメータとした繰り返し流下試験を行った。対策技術として高粘性ガラスの流下促進機構「粘性逆転流下モード」を適用することで、炉壁部等への堆積ガラスの流下が確認できた。また、その流下時のガラス濃度プロファイルの傾向より堆積ガラスの抜き出し性を評価でき、抜き出しに対する対策技術と判断基準の見通しが得られた。
捧 賢一; 中島 正義; 山下 照雄; 塩月 正雄; 松本 史朗*
no journal, ,
溶融ガラスの流動を推定するためには、白金族元素が溶融ガラスの粘性に与える影響について、白金族元素濃度及びずり速度をパラメータとして表現することが不可欠である。本研究では、この白金族元素濃度及びずり速度の粘度への影響を調査し、解析コードに組込むために数式として整理した。また、粒子の形態により係数を使い分けることにより2種類の粒子形態に対してフィッティングさせることができた。
山下 照雄; 正木 敏夫; 中島 正義; 塩月 正雄; 児嶋 慶造; 豊嶋 幹拓; 松本 史朗*
no journal, ,
高レベル放射性廃液のガラス固化溶融炉の長寿命化及び粒子状物質の抜き出し促進を図ることを目的とした目標温度分布について、粒子状物質抜き出し性の効果を小型炉試験装置と計算コードにより検討した。
山下 照雄; 正木 敏夫; 中島 正義; 中崎 和寿; 豊嶋 幹拓
no journal, ,
高レベル放射性廃液のガラス固化溶融炉の長寿命化を図ることを目的とした目標炉壁温度について、必要な熱バランス条件を小型炉試験装置と計算コードにより検討した。
中崎 和寿; 守川 洋; 山下 照雄; 捧 賢一; 中島 正義
no journal, ,
高度化ガラス固化溶融炉の白金族元素抜き出しに適した炉底構造及び運転条件に資するため、炉底傾斜面上に堆積した白金族元素を含む高粘性ガラスの流動に関するモデル式を整理し、流動速度に影響を及ぼす因子(傾斜角度,降伏応力,残留粘度)をパラメータとして感度解析を行い、その影響度について評価した。
守川 洋; 山下 照雄; 中島 正義; 中崎 和寿; 捧 賢一
no journal, ,
高度化ガラス固化溶融炉の白金族元素抜き出しに適した炉底構造及び運転条件に資するために、炉底傾斜面上に堆積した白金族元素を高濃度に含む高粘性ガラスの流動に関するモデル式を整理し、流動速度に影響を及ぼす因子(傾斜角,降伏応力,残留粘度)をパラメータとした感度解析を行い、その影響度について評価した。