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報告書

ウラン新燃料,原材料のトラック輸送にかかわる苛酷事故想定時の安全性解析(受託研究)

野村 靖*; 高橋 聡*; 奥野 浩

JAEA-Technology 2008-009, 273 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-009.pdf:8.92MB

近い将来、我が国において、核燃料サイクル施設間の新燃料の輸送が増大すると予想される。旧日本原子力研究所では、それら輸送に関する一般国民の不安感の解消に役立てるため、2001年から2004年までの4年計画で輸送安全性にかかわる実証解析を経済産業省から受託して実施した。すなわち、実際の輸送ルート、及び過去の事故・事象記録を調査して、高架道からの落下,開放空間での石油満載タンクローリーとの衝突による火災,トンネル内での2トントラックとの衝突による火災にかかわる3種類の事故シナリオを策定し、汎用有限要素法計算コードLS-DYNA及びABAQUSを用いて衝撃解析,熱安全性解析を実施した。また、これらの結果に基づいた輸送容器の損傷時の臨界安全性解析について、連続エネルギーモンテカルロ法計算コードMVPを用いて行った。これらにより、輸送中に想定される過酷事故においても輸送容器は健全性を保ち、放射性物質が漏洩せず、公衆及び環境に影響を及ぼさないことを示した。

論文

A Modular metal-fuel fast reactor with one-loop main cooling system

近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 佐藤 浩司; 澤 直樹*; 住田 裕之*; 中西 繁之*; 安藤 将人*

Nuclear Technology, 159(3), p.267 - 278, 2007/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.85(Nuclear Science & Technology)

小型炉は小型特有の合理化対策,設計規格化,習熟効果により投資及びR&Dリスクを削減しつつ大型炉に匹敵する経済性を達成する可能性がある。ここでは多数基設置時において大型炉と同等の経済性を達成する可能性のある300MWeナトリウム冷却小型炉の概念設計を実施した。燃料型式はPu-U-Zr3元合金の金属燃料、炉心型式は金属燃料において炉心出口温度550$$^{circ}$$Cを達成可能なZr密度含有率2領域単一Pu富化度炉心を採用した。冷却系は電磁ポンプを直列2基設置することにより、1ループ化し、1次系電磁ポンプは中間熱交換器内部に組み込む方式とした。燃料貯蔵設備は原子炉建屋容積低減を考慮して原子炉容器内貯蔵(IVS)として、使用済燃料の4年間貯蔵を想定した貯蔵容量を確保した。また、1主冷却系1ループ化については最も厳しいと考えられる配管破断を想定した過渡解析により成立性を評価した。発電プラント初号基とそれに対応した小規模の燃料製造・再処理設備の組合せによる実証設備における建設費評価を行い、小規模かつ商用運転に転用可能な設備において燃料サイクル全体の工学規模における実証が可能であることを示した。

論文

A Compact loop-type fast reactor without refueling for a remote area power source

近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 澤 直樹*; 島川 佳郎*; 田中 俊彦*

Nuclear Technology, 157(2), p.120 - 131, 2007/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.85(Nuclear Science & Technology)

実用化戦略調査研究の一環として、小型炉の多様な特徴を生かした金属燃料ナトリウム冷却炉概念の検討を行った。平成16年度は小型炉の魅力を整理し高価な燃料輸送費のため発電単価が高い僻地用小型電源として電気出力5万kWe,運転サイクル30年の長寿命炉心採用型概念を検討した。原子炉型式はループ型を採用し、運転サイクル30年である特徴を利用したノズル方式の原子炉容器と冷却系1ループ化を採用することにより、大幅にNSSS物量削減が可能であり、僻地電源として魅力ある概念と成り得ることが示された。

論文

A Modular metal fuel fast reactor enhancing economic potential

近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 佐藤 浩司; 安藤 将人*; 中西 繁之*; 澤 直樹*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/06

小型炉は小型特有の合理化対策,設計規格化,習熟効果により投資及びR&Dリスクを削減しつつ大型炉に匹敵する経済性を達成する可能性がある。ここでは多数基設置時において大型炉と同等の経済性を達成する可能性のある300MWeナトリウム冷却小型炉の概念設計を実施した。燃料型式はPu-U-Zr$$_{3}$$元合金の金属燃料,炉心型式は金属燃料において炉心出口温度550$$^{circ}$$Cを達成可能なZr密度含有率2領域単一Pu富化度炉心を採用した。冷却系は電磁ポンプを直列2基設置することにより、1ループ化し、1次系電磁ポンプは中間熱交換器内部に組み込む方式とした。燃料貯蔵設備は原子炉建屋容積低減を考慮して原子炉容器内貯蔵(IVS)として、使用済燃料の4年間貯蔵を想定した貯蔵容量を確保した。NSSS物量は1186ton,建屋容積は65100m$$^3$$と評価され同等の出力である原型炉の207000m$$^3$$より大幅に小さくなった。高速増殖炉サイクル実証については、本概念と3.3tHM/y再処理・燃料製造設備を想定し、比較的少ない投資により高速炉サイクル商用化を実証できる可能性のあることを示した。

論文

Conceptual design study of helium cooled fast reactor in the "feasibility study" in Japan

岡野 靖; 永沼 正行; 池田 博嗣; 水野 朋保; 此村 守

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

ガス冷却高速炉の炉心概念として有望な3形態:被覆粒子型横方向流冷却概念,被覆粒子ブロック型概念、及び、ピン型概念について、炉心設計および過渡解析を実施し、その炉心特性及び安全特性を比較した。被覆粒子型概念は炉心特性と安全特性を両立し得る概念であり、ピン型概念は安全性確保に技術課題を有するものの非常に優れた炉心特性を示す。

論文

Validation of simplified evaluation models for first peak power, energy, and total fissions of a criticality accident in a nuclear fuel processing facility by TRACY experiments

野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典

Nuclear Technology, 148(3), p.235 - 243, 2004/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.07(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時の第1ピーク出力,エネルギー及び全核分裂数を予測するための簡易評価式が、1点炉近似動特性方程式を用いた理論的考察により開発された。溶液燃料中の核種組成依存性は、評価式導出に用いた密度及び比熱の実験式の適用範囲によって決まる。臨界事故時の温度上昇は、フランスのCRAC実験により評価され、評価式による予測値の上限及び下限を与える。評価式は、元々ステップ状反応度投入の状況を仮定して導かれたが、ランプ状の反応度投入に対しても近似値に成立することが理論式による考察によって示され、原研のTRACY実験で取得されたデータによって検証された。これにより、ここで述べる簡易評価式は、高濃縮ウランを用いたフランスのCRAC実験ばかりでなく、低濃縮ウランを用いたTRACY実験によっても検証された。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC-TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

報告書

使用済燃料の燃焼度分布を考慮した臨界安全評価; 各種燃焼度設定方法の検討,1(受託研究)

野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAERI-Tech 2004-030, 64 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-030.pdf:4.59MB

はじめに、燃焼度クレジットを採り入れた臨界安全評価において用いられる、燃焼計算のための燃焼度設定法について、欧米各国が採用している上端部50cm平均燃焼度を比較評価する。次に、仮定された軸方向燃焼度分布の形状の違いにより発生する臨界計算の誤差,核種組成計算値補正因子適用により補償される燃焼計算に付随するバイアス誤差及び照射履歴入力パラメータの変動により生じる統計誤差を、欧州経済開発協力機構原子力エネルギー局(OECD/NEA)の燃焼度クレジット国際ベンチマークの輸送容器モデルにより評価する。この結果、これらの誤差導入に対して安全側の臨界解析結果が得られるような、与えられた燃焼度から等価的に減少させた燃焼度を設定する方法を提案する。最後に、これらの誤差影響を統合的に組み込んで導かれる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」について述べ、使用済燃料輸送容器仕様の違いにかかわらず用いられる可能性に触れる。

論文

Revised data for 2nd version of Nuclear Criticality Safety Handbook/Data Collection

奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典

JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10

この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k$$_{rm inf}$$, M$$^{2}$$, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。

論文

Improvements to SFCOMPO; A Database on isotopic composition of spent nuclear fuel

須山 賢也; Nouri, A.*; 望月 弘樹*; 野村 靖*

JAERI-Conf 2003-019, p.890 - 892, 2003/10

同位体組成データは、照射済燃料の燃焼計算の検証に必要とされるデータである。2002年9月より、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、照射済燃料同位体組成データベースSFCOMPOを運用してきた。本報告では、SFCOMPOの最新版の状況とOECD/NEAでの今後の開発計画を報告する。

論文

Development of fission source acceleration method for slow convergence in criticality analyses by using matrix eigenvector applicable to spent fuel transport cask with axial burnup profile

黒石 武; 野村 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(6), p.433 - 440, 2003/06

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

実際の使用済み燃料輸送容器の臨界安全性解析において有効な核分裂源収束加速手法を研究した。OECD/NEA燃焼度クレジットベンチマーク問題II-Cでは、炉内中性子束測定に基づいて、ほぼ対称形から強非対称形に至るまでのさまざまな軸方向燃焼度分布が提案された。その中のいくつかのケースにおける従来モンテカルロ手法の計算結果は、核分裂源分布の極めて緩慢な収束性を示し、臨界性統計評価のための信頼し得る核分裂源分布を得るためには、極めて大きなスキップサイクル数が必要となった。核分裂源収束緩慢性を改善すべく開発され従来モンテカルロ計算に組み込まれてきた行列固有値計算をこのベンチマーク問題に適用した。行列固有値計算の有効性は、その行列要素の評価精度に依存する。核分裂源の収束が不十分な状態でさらなる加速手法を適用する際に、特に極めて緩慢な収束性を示す本ベンチマーク問題に対して、小さい核分裂源の行列要素の統計評価による大きな変動により、異常な加速結果を示した。このような場合、行列要素を評価する際のヒストリー数を単純に増加させる場合と比較して計算時間的により有効な核分裂源加速手法を提案する。

報告書

Extended calculations of OECD/NEA phase II-C burnup credit criticality benchmark problem for PWR spent fuel transport cask by using MCNP-4B2 code and JENDL-3.2 library

黒石 武; Hoang, A.; 野村 靖; 奥野 浩

JAERI-Tech 2003-021, 60 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-021.pdf:4.56MB

OECD/NEAベンチマーク問題II-Cにおいて提案されたPWR使用済み燃料輸送容器を対象に、軸方向燃焼度分布の非対称性による反応度効果について研究した。炉内中性子束測定に基づき、軸方向燃焼度分布は21の組成領域で模擬される。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4B2と核データライブラリーJENDL-3.2を用いて、3次元モデルの臨界計算を実施した。アクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に加え、アクチニドのみ考慮する手法についても実施した。計算の結果、燃焼度A.O.の増加に伴って、実効増倍率及び端部効果はほぼ直線的に増加することが示された。また、より高い燃焼度に対して、燃焼度分布非対称性の端部効果への感度はより高い。軸方向分布を持つ燃焼度に対して、核分裂源分布は、燃料下端部より燃焼度の低い上端部に向かってピークがシフトするという強非対称になった。さらに、平均燃焼度の増加に伴って、核分裂源分布のピークはより高くなった。実測値から得られた最も非対称性の強い軸方向燃焼度分布を用いてアクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に基づく実効増倍率計算結果と比較することより、一様燃焼度分布を仮定したアクチニドのみ考慮する手法の保守性を定量的に評価することができる。

報告書

弱結合相互干渉系臨界解析のマトリックス固有ベクトルを用いた収束性加速

野村 靖; 高田 友幸; 角谷 浩享*; 黒石 武

JAERI-Tech 2003-020, 88 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-020.pdf:4.31MB

弱結合中性子相互干渉系の中性子増倍率をモンテカルロ法計算コードにより求める場合に、しばしば解の収束性に関する問題が生じる。本報告では、この計算コードによる解の収束性に関して、一般的な中性子輸送方程式から導いた理論により、マトリクスK手法による解の収束性加速について考察を加えた。これにより、連続エネルギーモンテカルロ法コードMCNPにマトリクスK計算機能及び収束加速手順を組み込んだ。さらに、新たに開発した計算コードを用いてOECD/NEA臨界計算ベンチマークの2問題について解析を試み、マトリクスKによる解の収束性加速の有効性を確認した。

報告書

ORIGEN2.1によるBWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

野村 靖; 望月 弘樹*

JAERI-Tech 2002-068, 131 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-068.pdf:5.59MB

通常用いられるORIGEN2.1コードと付属ライブラリー及び原研で開発された最新のライブラリーを用いて、BWR燃料燃焼計算の結果に適用される核種組成補正因子の導出を行い、典型的なBWR使用済燃料棒の輸送あるいは貯蔵設備を模擬した無限配列体系に対して、ORIGEN2.1計算結果をそのまま入力とした場合,補正因子を適用した場合、さらにPIEデータを直接入力とした場合の臨界計算を行い、算出された中性子像倍率を比較検討した。その結果、補正因子を核種組成計算値に適用した場合には、他のいずれの場合よりも中性子像倍率が高く計算され、臨界安全解析上保守側の結果を与えることが確認された。

論文

New acceleration method of source convergence for loosely coupled multi unit system by using matrix K calculation

黒石 武; 野村 靖

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

核分裂源分布の収束緩慢性を加速するため、マトリクスK計算が開発され、従来のモンテカルロ計算に導入されてきた。核分裂源が未収束であるモンテカルロ計算の途中段階において核的結合係数を近似的に求めることが出来れば、核分裂源行列方程式の固有ベクトルを用いて核分裂源を補正することにより加速が実施される。本論文では弱結合相互干渉系に対するマトリクスK計算の効果的な2つの適用手法、即ち、繰返し加速法とソース生成法を提案する。前者はマトリクスK計算による加速手順を単純に繰返すものであり、照射済みピンセル体系に対する計算結果は、臨界性を統計評価する上での信頼できる核分裂源を得るという十分な加速効果を示した。しかしながら、ある種の弱結合マルチユニット体系に対しては、ソースレベルの低いユニットが多数あるために、収束に至るための2回以上のマトリクスK計算を繰返す手順が実施できないかも知れない。後者は、このような場合に適用すべく新たに検討したものである。チェッカーボード燃料貯蔵ラック体系はそのような典型例の一つであり、計算結果により本手法の有効性が示された。

論文

Comparison of burnup calculation results using several evaluated nuclear data files

須山 賢也; 片倉 純一; 清住 武秀*; 金子 俊幸*; 野村 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.82 - 89, 2002/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:47.36(Nuclear Science & Technology)

JENDL-3.2,ENDF/B-VI及びJEF-2.2の評価済核データライブラリの最新版をそれぞれ用いた場合の、燃焼計算結果の相互比較を行った。その結果、ウラン及びプルトニウムの多くの同位体核種の生成量の計算値には、これら核データライブラリーの違いによる影響は少なかった。しかしながら、$$^{238}$$Pu,$$^{244}$$Cm,$$^{149}$$Sm,$$^{134}$$Csのような核燃料サイクル評価上重要な数核種同位体については明らかな差異が認められた。この原因について検討し、核種生成崩壊チェーンの分析を行った。

報告書

ORIGEN2によるPWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

須山 賢也; 村崎 穣*; 望月 弘樹*; 野村 靖

JAERI-Tech 2001-074, 119 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-074.pdf:4.21MB

臨界安全評価上保守的な使用済燃料核種組成を簡便に与えることを目的として、ORIGEN2による燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子をもとめ、その保守性をMVPを用いた臨界計算によって確認した。この補正因子の算出のため、使用済燃料同位体組成測定結果の解析をORIGEN2によって行った。そして、その計算結果から得られた測定値に対する計算値の比(C/E値)の最大あるいは最小値を補正因子として与えた。求められた補正因子は使用済燃料とORIGEN2ライブラリの組み合わせごとに与えられる。得られた補正因子は、従来の臨界安全ハンドブックにおいて与えられていた推奨核種組成の再定義と考えられるものである。

報告書

燃焼度クレジット評価のための等価均一燃焼度及び等価初期濃縮度に関わるデータの整備

野村 靖; 村崎 穣*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 2001-029, 120 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-029.pdf:6.16MB

原研で取得されたPWR使用済燃料照射後分析データをもとに、使用済燃料貯蔵プール及び輸送容器モデル体系を対象に、燃焼度クレジットを考慮した臨界安全性評価に簡便法として用いられる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」を導入・整備した。これらの簡便法は、ORIGEN2.1燃焼計算コードとKENO-Va臨界計算コードにより、使用済燃料中軸方向燃焼度分布やその他の誤差変動要因の影響を考慮しないで、使用済燃料輸送・貯蔵体系の中性子増倍率を簡便に求めるために使用される。「等価均一燃焼度」は、これを用いた簡便な解析結果と、核種組成実測値を用いて軸方向燃焼度分布を考慮し燃焼履歴等の影響を保守側に見積もった臨界解析結果が、反応度等価になるように設定した。一方、「等価初期濃縮度」は、同じく核種組成実測値を用いて詳細な条件設定による保守側の解析結果と反応度等価になるように、新燃料の仮定により臨界解析する場合の初期濃縮度として設定した。

論文

Activities for revising Nuclear Criticality Safety Handbook

奥野 浩; 野村 靖

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11

日本の臨界安全ハンドブックは1988年に初版が発刊され、その英訳が1995年になされた。この論文は計算コードの検証に力点を置きながら、米国の臨界安全関係者に日本のハンドブック改訂活動を紹介することを意図している。その中には、(1) 「臨界安全ハンドブック第2版」の公刊とその英訳,(2) 「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の公刊,(3) 「臨界安全ハンドブック・データ集第2版」の作成準備,が含まれる。

報告書

WWWを利用した核種組成データベースシステムSFCOMPO on WWW Ver.2

望月 弘樹*; 須山 賢也; 野村 靖; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 2001-020, 394 Pages, 2001/08

JAERI-Data-Code-2001-020.pdf:17.99MB

「SFCOMPO on WWW Ver.2」は1997年に公開された使用済燃料核種組成データベースシステム「SFCOMPO on WWW」の改良版である。「SFCOMPO on WWW Ver.2」はリレーショナルデータベースソフトPostgreSQLの導入により、データベースの管理が可能となっており、さらに多様な検索方法を利用することができる。また、核種組成の解析に必要なすべてのデータをこのシステムのウェブサイトから入手することができる。本報告では、SFCOMPO on WWW Ver.2のシステム概要、インターネットを利用した検索方法について記す。また、登録されている軽水炉14基(PWR7基,BWR7基)の組成データ,炉心概要について記す。

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