検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 20 件中 1件目~20件目を表示
  • 1

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

世界の高速増殖炉開発の現状と我が国の「もんじゅ」

中島 文明

放射線防護医療, (8), p.33 - 37, 2012/12

東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえた海外及び日本の高速増殖炉開発の現状と計画について紹介する。

論文

福島第一原子力発電所事故を踏まえた「もんじゅ」緊急安全対策と現状

中島 文明

放射線防護医療, (7), p.19 - 23, 2011/12

高速増殖原型炉もんじゅの耐震及び津波に対する安全性確認結果並びに全交流電源喪失やヒートシンク喪失など福島第一原子力発電所事故に対し、ナトリウム冷却型の原子炉の特徴を踏まえた「もんじゅ」の緊急安全対策と現状について報告する。

論文

高速増殖原型炉もんじゅの運転再開と現状

中島 文明

放射線防護医療, (6), p.29 - 33, 2010/12

「もんじゅ」は、平成22年5月6日に、14年5か月ぶに原子炉を起動して性能試験を再開し、同月8日の臨界到達を経て、同年7月22日に、性能試験の第1段階である炉心確認試験を終了した。そこで、放射線防護医療研究会の「放射線防護医療6号」において、臨界達成と炉心特性把握にかかわる炉心確認試験報告を行う。おもな報告内容は、以下のとおり。(1)「もんじゅ」運転再開の意義、(2)性能試験再開までの経緯、(3)性能試験の概要、(4)炉心確認試験(臨界達成,制御棒価値確認,過剰反応度測定試験,反応度停止余裕測定試験,温度係数評価,フィードバック反応度評価)、(5)今後の研究開発計画等

論文

THE REACTION RATEN DISTRIBUTION MEASUREMENT AND THE CORE PERFORMANCEEVALUATION IN THE PROTOTYPE FBR MONJU

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 中島 文明; 弟子丸 剛英

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

「もんじゅ」では、炉心性能の確認と炉心設計手法の開発等に資するため、炉物理試験の一環として、箔放射化法に基づく反応率分布測定を実施した。今回の発表では、本試験において得られた中性子検出箔の反応度測定結果と解析結果に基づき「もんじゅ」初期炉心における反応率分布、中性子スペクトル、増殖比、出力分布等を評価した結果について報告する。

論文

Reaction rate distribution measurement and the core performance evaluation in the prototype FBR Monju

宇佐美 晋; 鈴置 善郎; 弟子丸 剛英; 中島 文明

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-9) (CD-ROM), 0 Pages, 2001/00

「もんじゅ」では、炉心性能の確認と炉心設計手法の開発等に資するため、炉物理試験の一環として、箔放射法に基づく反応率分布測定を実施した。今回の発表では、本試験において得られた中性子検出箔の反応率測定結果と解析結果に基づき、「もんじゅ」初期炉心における反応率分布、増殖比、出力分布等を評価した結果について報告する。

論文

研究室だより,3; 核燃料サイクル開発機構敦賀本部

中島 文明

炉物理の研究, (49), p.34 - 37, 2000/01

敦賀本部の組織と業務内容を紹介する。

論文

Spatial Neutronic Decoupling of Large FastBreeder Reactor Cores:Application to Nuclear Core Design Method

白方 敬章; 三田 敏男; 中島 文明

Nuclear Science and Engineering, 131, p.137 - 198, 1999/00

大型炉心は小型炉心に比べて径方向への中性子漏洩の割合が激減し、中性子束の径方向分布を決める炉心形状という境界条件が弱くなり、分布が投入乱に強く影響されて決まるようになる。分布が外乱により変動することが大型炉心開発の課題である。変動の敏感さは炉心の核的結合の低下が原因であり、それは固有値間隔というもので定量的に表される。JUPITER実験では多数の大型炉心の核的結合を測定した。本論文では、核的結合特性を炉心設計へ反映する方法を提案する。従来の性能・安全性に加えて核的安定性(Neutronic Stafility)という評価軸を設け、これら3項目に同時に評価することにより炉心設計を最適化し、核特性が安定、すなわち外乱に対する変化が小さい炉心を設計する方法である。

論文

The Reaction rate distribution measurements by the foil activation method in the prototype FBR Monju

宇佐美 晋; 弟子丸 剛英; 中島 文明

Proceedings of 9th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-9), p.865 - 872, 1999/00

もんじゅ性能試験のおいては、炉心設計の妥当性と設計裕度の確認、核計算コードの精度向上や「もんじゅ」炉心の高度化及び将来炉への反映等に資するため、初装荷炉心初期の炉物理試験段階において、箔放射化法に基づく「反応率分布測定」を実施したが、これらの測定結果について報告する。 本件は、当該測定に係わる発表論文に対する外部発表許可である。

論文

Reactor physics measurements at start-up of MONJU

中島 文明; 鈴木 隆之; 宇佐美 晋; 佐々木 研治; 弟子丸 剛英; 他2名*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), E-76- Pages, 1996/00

もんじゅの性能試験のうち炉物理試験の実施内容と測定結果の全般について報告する。燃料装荷に始まった臨界近接、初臨界の達成、初期炉心の構成制御棒校正他の反応度価値測定、等温温度係数の測定、箔放射化法による出力分布評価等について試験方法、試験結果、解析との比較等について述べる。結果として、炉物理試験は延滞なく完了し、炉心特性パラメータが把握されたことを発表する。

報告書

もんじゅ英文用語集

山本 研; 小堀 哲雄; 鐘ヶ江 直道; 小澤 健二; 小宮 一好; 坪田 俊秀; 中島 文明; 野田 喜美雄; 鈴木 威男; 吉野 謙一; et al.

PNC-TN2450 93-001, 190 Pages, 1993/03

PNC-TN2450-93-001.pdf:5.59MB

これまでFBR関係の英文用語については、PNC内外において種々の目的に応じ用語集が発行されて来ている。しかし現在のもんじゅの技術論文にどの用語が最適かについて基準がなく執筆者の自由に任されて来ている。このことによる用語の不統一、不適切な使用が近年指摘され改善が必要との気運が高まってきた。今後「もんじゅ」に関する英文論文の発表の機会はさらに増加すると思われるので、用語をより統一された、より適切なものとする必要性が益々強く感じられる。そのための指針となるものとして本用語集を作成した。作成方針は次の通りである。・もんじゅに直接関係ある名詞に限定する。・up-to-dateなものにする。(技術の進歩、社会情勢の変化に対応)・外国人に理解され易いものにする。(外国の文例をできるだけ利用)・和名、英文名が対照でき、いずれからでも検索できるものにする。・出典、選定経緯を明示する。・将来拡張、改訂の可能性があるものとして対処する。・和名についても見直す必要があると考えられるが、今回は原則として行わず、現状では混乱を招くおそれのあるものに限り見直しを行う。本用語集の作成は動力炉開発推進本部の協力を得て、高速増殖炉もんじゅ建設所内に設けたもんじゅ英文用語集ワーキンググループが担当した。本用語集は平成4年9月より約4ケ月にわたる上記ワーキンググループ及び協力者の調査、審議の結果完成したものである。これを核として将来より一層充実したものとなることを期待する。

報告書

JUPITER-III実験解析(II)

白方 敬章; 中島 文明; 三田 敏男*; 早瀬 保*; 川島 正俊*; 河北 孝司*; 貝瀬 興一郎*

PNC-TN2410 88-004, 359 Pages, 1988/03

PNC-TN2410-88-004.pdf:10.17MB

昨年度1月より実験が開始されたJUPITER-III計画は、予定通り1年間の実験期間を終了した。昨年度は実験計画の検討、関連データの整理等を行なったが、本年度はこれに引き続き、実験データの解析を主とした研究作業を実施し、以下のような成果を得た。(1)ZPPR-18の実験予備解析を行ない、実験内容の検討を行なった。この結果、ZPPR-18の実験立案にその成果を反映することができた。(2)ZPPR-17A、17B、17Cの臨界性評価を行なった。ZPPR-17AのC/E値は、1.0003となり、均質炉心ZPPR-9のC/E値0.9995とほぼ一致した。(3)ZPPR-17A、17Bのベータeff評価を行なった。当ワーキング・グループのベータeffはANLよりも3%高目の値となり、JUPITER-I、IIと同様の系統性を示した。(4)ZPPR-17A、17Bの制御棒解析を行なった。ZPPR-17Aの中心制御棒解析の結果、CRPに対する制御棒ワースのC/E値は、プレートタイプ制御棒..0.871$$sim$$0.899ピンタイプ制御棒..0.883$$sim$$0.890となった。また、JUPITER-I、IIの場合と同様、炉心周辺部で計算値が過大評価するC/E値の径方向依存性が見られた。(5)ZPPR-17Aの広領域ボイド実験およびナトリウムボイド・ドロワーオシレーター実験について実験データの整理・調査を行なった。(6)ZPPR-12の臨界性評価を行なった。C/E値は、プレート燃料体系で1.0200であった。一方、中心ピンゾーン体系では、1.0180、周辺ピンゾーン体系では、1.0193となり、ピンプレート体系のC/E値は(0.2+-0.1)%の違いで一致した。その他、Naボイド、反応率分布についても同様にピン-プレート体系におけるC/E値の比較を行った。(7)ZPPR-17Aの実験データをサンプルとして、実験データのデータベース化の検討を行なった。(8)ZPPR-17Aにおけるマルチドロワー効果を評価した。臨界性に対するマルチドロワー補正は、+0.17%デルタk/kになった。

論文

高速炉炉心の核的空間結合特性実験と解析

白方 敬章; 中島 文明

動燃技報, -(75), 20 Pages, 

大型炉心では中小型炉心の場合に比べて,外乱に対して出力分布が敏感に変動する,制御棒干渉効果が増大する,などの現象が見られる。これは炉心の核的な空間結合が低下したことが原因である。核的ディカップリング現象を把握し,それを精度よく記述し,さらに炉心設計,炉心安全設計へのインパクトを評価することは,大型炉心の開発上必要かつ重要なことである。本技術資料では核的ディカップリングに関する動燃の研究開発の成果と現状を述べる。まず日米共同核的空間結合特性(JUPITER-I。)実験の概要を紹介し,次に核的ディカップリングに関する実験と解析の結果を静的手法によるものと動的手法によるものに分けて報告する。さらに,設計への反映についても言及する。

論文

Core Performance and Characteristics of the Prototype fast Bresder Reactor Monju

中島 文明

INT CONF on Fast Reactersand related Fuel Cycles, 1, 8-2 Pages, 

None

論文

大型高速炉炉心の核的ディカップリング特性-(その1)静特性-

白方 敬章; 中島 文明

日本原子力学会誌, , 

大型高速炉炉心の核特性は小型炉心のものとは大幅に異なることが臨界実験(JUPITER)の結果明らかになった。中性子束分布が摂動で敏感に変動する、制御棒干渉効果が大きい、中性子源増倍法では反応度が測定できない、などである。これらは炉心領域間の核的結合の低下が共通の原因と考えられる。特性の測定結果を示し、原因を究明する。

論文

日米共同大型高速炉臨界実験(JUPITER-3)計画の概要

三田 敏男; 中島 文明; 山本 敏久*; 白方 敬章

日本原子力学会誌, 32(9), , 

大型高速炉の炉心設計と核設計法の評価に必要な情報を得ることを目的として、日本と米国の共同研究による大型高速炉臨界実験(JUPITER-3)計画を実施した。本計画では軸方向非均質炉心と均質炉心の模擬実験が実施され、また、その解析と評価が日米双方で行われている。本稿では本計画の目的、実験内容、実験解析の概要を述べる。尚、本稿は日本原子力学会からの依頼による解説記事である。

論文

Neutronic Decoupling and Space-Dependent Nuclear Characteristics for Large Liquid-Metal Fast Breeder Reactor Cores

白方 敬章; 三田 敏男; 中島 文明

Nuclear Science and Engineering, 113(2), 97 Pages, 

 被引用回数:8 パーセンタイル:33.95(Nuclear Science & Technology)

大型FBR炉心では中小型炉心の場合に比べて、外乱に対して出力分布が敏感に変動する。制御棒干渉効果が増大するなどの現象が見られる。これは大型炉心では核的ディカップリングの程度が大きいことが原因である。核的ディカップリングの程度は固有値間隔で表される。日米協同核的空間結合特性(JUPITER-I0)実験において、フラックスティルト(中性子束分布の非対称性)法により固有値間隔を測定した。一方、同じ炉心で静的な核特性を測定し、その解析の結果、反応率や制御棒反応度のC/E値(計算/実験)に空間依存性が現れた。同じ炉心の固有値のC/Eの傾向を比較した結果、両者の間に定量的な関係があることが分かった。従って、静特性のC/Eの炉心依存性は、炉心核的ディカップリングの程度で説明出来ることが明らかになった。

論文

Spatial Neutronic Decoupling of Large FBR Cores-Application to Nuclear Core Design Method-

白方 敬章; 中島 文明

PHYSOR '96, , 

大型FBR炉心は,中小型炉心に比べて核的空間結合が低下(ディカップリング),外乱に対して核特性が敏感に変動することが炉心開発に対する課題である。ディカップリングの程度は固有値間隔というもので定量的に表わされ,JUPITER実験では多数の炉心の固有値間隔を測定および計算し,ディカップリング特性を把握した。この論文はディカップリング特性を炉心設計へ適用する方法を提案する。従来の性能・安全性と同様に核的安定性(Neutronic Stability)という評価軸を設け,これら3項目を同時に評価することより炉心設計を最適化し,核特性が安定,すなわち外乱に対する変化が小さい炉心を設計するという方法である。性能・安全性が炉心系全体の特性(いわば外交問題)の要求を満たし,最適化するのに対し,核的安定性は炉心自体の形状,組成,炉心配置など(いわば国内問題)の要求を満たし,最適化する。

口頭

高速増殖炉の開発; 「もんじゅ」改造着手にあたって

中島 文明

no journal, , 

高速増殖炉と「もんじゅ」の開発とのテーマでFBRの必要性・現状・計画について、シンポジウムで講演する。

口頭

もんじゅ研究利用特別専門委員会 活動報告と提言

中島 文明

no journal, , 

「もんじゅ研究利用」特別専門委員会は、高速増殖原型炉「もんじゅ」を幅広い研究開発や産業育成,人材育成等に活用するために検討を行い、もんじゅ研究利用に関する提言としてまとめることを目的として日本原子力学会の特別専門委員会として設置された。平成16年度から2年間に渡り活動を実施し、本年3月に2年間の検討結果を報告書にまとめた。特別専門委員会では、まず「もんじゅ」の幅広い研究開発や学校教育等への利活用策について、本特別委員会の活動に反映していくためのアンケートを実施した。さらに「もんじゅ」利用をその利用形態により(1)照射利用,(2)プラント・熱利用,(3)教育利用に分け、3ワーキンググループ(WG)を作り、各利用形態について現在の利用状況・将来の利用計画、利用に関する付帯事項などを整理し検討を進め、各WGからは次のような提言がまとめられた。「照射利用」…ホットラボの建設を将来計画として期待,炉心測定,MA燃料,燃料材料開発のための研究プロジェクトの構築、さらにはそのための炉心部照射エリア,ビーム取り出し孔の設置等「プラント・熱利用」…プラント本体を用いた革新機器設備の実施試験,制御,マン-マシン研究等の利用形態,エネルギーを利用した水素製造試験等「教育利用」…小・中・高等学校教育,大学・大学院教育,産業界の人材育成,一般社会人の理解促進,国際的原子力教育,技術継承の点からの提言。特に、大学・大学院教育では、大学間のカリキュラムの単位互換,原子力学会教育委員会での継続的検討を要望標記原子力講演会では各WGからの提案を中心に2年間の特別専門委員会の活動報告を行う。

口頭

茨城BNCT施設用8MeV, 80kW陽子加速器の建設

小林 仁*; 栗原 俊一*; 松本 浩*; 吉岡 正和*; 松本 教之*; 熊田 博明*; 松村 明*; 櫻井 英幸*; 平賀 富士夫*; 鬼柳 善明*; et al.

no journal, , 

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)装置の建設を進めている。施設名称は茨城中性子先端医療研究センター(仮称)で、茨城県のいばらき量子ビーム研究センターの敷地内(茨城県東海村)に設置される。建物はこの装置に合わせて現在改修が進められている。BNCTは原子炉からの中性子を利用して長年の治療実績が積み重ねられた。病院内に設置できる治療装置として医療側から加速器ベースのBNCT装置の開発が強く望まれている。われわれは"Hospital Friendly"のBNCT装置を目指し、具体的には極力残留放射能の低い施設を目指して加速器のパラメータを選定した。陽子ビームエネルーを8MeVとし、ターゲット材料はベリリウムを選択した。治療時間は短いほど良いが目安となる中性子強度がIAEAから提案されており、それを満たす陽子ビームのパワーは80kW(平均電流で10mA)である。加速器のビームダイナミクスはJ-PARCのフロントエンドをベースとしているがデューティサイクルはJ-PARCより1桁近く大きくなる。このため加速管の水冷、ターゲットの熱除去とブリスタリング対策が重要課題となる。本稿では装置の開発状況を報告する。

20 件中 1件目~20件目を表示
  • 1