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福田 航大; 小原 徹*; 須山 賢也
Nuclear Technology, 211(5), p.963 - 973, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)An application of the boiling water reactor (BWR) to an offshore floating nuclear power plant (OFNP) is discussed in Japan. The BWR-type OFNP has some challenges for practical use, although it has high economic efficiency because of downsizing and simplification. One challenge is understanding reactor kinetics under conditions specific to the marine environment. This study quantitatively clarifies the total and spatial changes in power when the BWR is inclined during regular operation. Therefore, the TRAC/RELAP Advanced Computational Engine (TRACE) and Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) codes were used to perform a three-dimensional neutronics-thermal-hydraulics-coupled transient analysis. The calculation model is based on Peach Bottom II. This study clarifies the changing trend in total and local BWR power by inclination with simplified modeling and conditions. Reasons for such changes are discussed based on changes in several thermal-hydraulic parameters. The difference in BWR power against the inclinations is small. Thus, it was implied that the BWR-type OFNP is expected to have a stable power supply capability during natural disasters. Finally, requires further studies to support the obtained conclusions are discussed.
福田 航大; 小原 徹*
Nuclear Technology, 12 Pages, 2025/00
Offshore floating nuclear power plants (OFNPs) are gaining attention as safe and location-flexible means for nuclear energy utilization. Although platform motion in the marine environment may affect reactor kinetics, particularly in boiling water reactors (BWRs), BWR-type OFNPs are expected to have high economic efficiency. This study investigated the reactor power behavior of a BWR-type OFNP using three-dimensional transient neutronics-thermal hydraulics coupled analysis. Heave and pitch motions were considered under realistic wave conditions using a typical BWR model. The results show that the reactor power and its distribution can vary because of the wave-induced platform motion; however, the amplitude of these variations is sufficiently small to ensure normal operation, even under the extreme wave conditions of a one-in-10,000-year storm. Although the results of the present study demonstrate the ability of BWR-type OFNPs to provide a safe and stable energy supply, they also suggest the need for further research. Further studies are needed to address the complex wave conditions and assess the effects of the platform motion on ancillary systems, such as recirculation systems.
竹澤 宏樹*; Tuya, D.; 小原 徹*
Nuclear Science and Engineering, 195(11), p.1236 - 1246, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、モンテカルロ法による中性子輸送計算を用いて、遅発中性子による核分裂反応を多領域積分型動特性コード(MIK)に導入するための新しい方法を紹介する。第一に、遅延中性子を含む積分型動特性モデル(IKM)を前進オイラー離散化法によって解くことが時間ステップ数の観点から可能であることを確認した。これは、離散化したIKMにおいて遅発中性子の放出の遅れを反映させるために放射性崩壊の法則を用いて行うことが可能である。第二に、即発中性子と遅発中性子による二次核分裂の累積分布関数を計算するために、モンテカルロ法に基づく新しい手法を導入した。これらの関数は離散化IKMに必要である。Godiva炉を用いた予備検証の結果、新しいモンテカルロ法に基づいた方法の適用性を確認した。
米田 政夫; 小原 徹*
Annals of Nuclear Energy, 65, p.338 - 344, 2014/03
被引用回数：5 パーセンタイル：34.70(Nuclear Science & Technology)NTD(Neutron Transmutation Doping)シリコンを効率的に照射することが可能な研究炉ベースの炉心デザインに関する研究を行った。NTDシリコン照射は炉心外の重水等の反射体領域において照射を行う。炉心形状を大きくすると、炉心から漏れる中性子が減るため、燃料を効率よく使用することができる。しかしその一方、炉心から漏れる中性子の割合が少なくなるため、反射体領域での中性子照射効率は低くなる。本研究では、燃料消費量とシリコン照射量を用いて、シリコン照射に最適な炉心形状について議論を行った。
米田 政夫; 川崎 幸三*; 小原 徹*
Applied Radiation and Isotopes, 74, p.70 - 77, 2013/04
被引用回数：8 パーセンタイル：50.64(Chemistry, Inorganic & Nuclear)JRR-3におけるシリコンドーピングの照射効率を上げるため、中性子フィルター付き照射ホルダーの開発を行った。中性子フィルターは軸方向の照射均一化を図るためのものである。ホルダーは低放射化物質である必要があることから、中性子フィルターはアルミニウムとB
Cの合金を用いている。中性子フィルターの解析にはモンテカルロ核計算コードであるMVPコードを用いた。特性試験によりMVPコードを用いた解析手法の妥当性を確認することができ、さらに軸方向の中性子束分布の均一化を図れる中性子フィルター機能付き照射ホルダーの設計を行うことができた。本研究で得られた中性子フィルター機能付きホルダーを用いることにより得られる軸方向の中性子束分布の偏差は1.06と均一であった。JRR-3においてこのホルダーを用いることにより、従来の照射方法を用いる場合に比べてシリコンドーピングの照射量を約1.7倍に増加させることが可能となる。
C particles for NTD-Si irradiation米田 政夫; 小原 徹*
Annals of Nuclear Energy, 53, p.35 - 39, 2013/03
被引用回数：1 パーセンタイル：10.00(Nuclear Science & Technology)無数のBC粒子から構成される熱中性子フィルターの燃焼特性について明らかにした。熱中性子フィルターの燃焼に伴う透過中性子数変化の評価方法について検討を行い、その評価方法の適用範囲について熱中性子フィルター試験片を用いた実験により明らかにした。さらに熱中性子フィルターで用いるBC粒子の粒径及び濃度の評価方法を明らかにした。
小原 徹*; 山沢 雄*; 佐々 敏信
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.1056 - 1060, 2011/09
被引用回数：9 パーセンタイル：55.15(Nuclear Science & Technology)鉛ビスマス合金は高速炉の冷却材として多くの良好な特性を有している。しかしながら、解決すべき課題の一つとして、ポロニウムの取扱いがある。本研究の目的は、揮発したポロニウムのフィルタを用いた除染特性を実験的に評価することにある。2種類の細かさのステンレスメッシュフィルタを使用して実験を行った結果、揮発したポロニウムに対して良好な除染特性が得られた。
Irwanto, D.*; 千葉 豪; 長家 康展; 小原 徹*
JAEA-Research 2010-061, 28 Pages, 2011/03
JAEA-Research-2010-061.pdf:1.1MB
実効遅発中性子割合
は原子炉の動的な振る舞いを支配する重要なパラメータの一つである。これまでに、幾つかのモンテカルロ法に基づいたの計算方法が提案されている。本研究では、それらの方法の精度を定量的に評価するため、の計算手法に着目し、裸炉心,反射体付き炉心,MASURCA-R2, MASURCA-ZONA2, FCA XIX-1, XIX-2, XIX-3といった高速炉心を対象に検討を行った。について、基本値(均一重み),一般的な定義,名内による定義,Meulekampによる定義に基づいて計算し、その各々の比較を行った。その結果、一般的な定義,名内による定義,Meulekampによる定義に基づくの値は最大で10%異なる場合があること、均一重みの値は幾つかの体系で大幅に大きな値となること、すべての体系で、Meulekampによる定義は名内の定義と比較して大きな値となること、を示した。さらに、に対する複数世代の効果を評価し、一般的な定義に基づく値を求めるためには、それが無視できないことを示した。
小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹; Martin, L.*
検査技術, 16(3), p.24 - 30, 2011/03
高速増殖炉(FBR)の実用化に向けて、経済性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータルコストを低減することが検討されている。この観点からFBRの溶接継手及び補修溶接継手の経年化評価手法の確立は重要である。本研究では、仏国の高速炉Phenixの二次系配管で使用された経年化溶接継手(304SS-304SS)並びに上記条件で使用された経年化材(304SS)に新材(316LSS)を溶接した補修溶接継手(304SS-316LSS)の金属組織変化を評価した。加えて、RESA及びRESA-IIを用いてそれら継手の残留応力を測定した。実験結果から、各継手の金属組織及び残留応力は高温使用環境下及び補修溶接によってそれぞれ変化し、この変化は硬さの分布と傾向が一致した。現在、各継手に対し幾つかのクリープ試験を継続しており、金属組織や機械的性質の長時間安定性について今後評価していく必要がある。
小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹*; Martin, L.*
保全学, 9(1), p.32 - 38, 2010/04
高速増殖炉(以下、FBR)の実用化に向けて、経済性向上の一方策として、プラントを長寿命化しトータルコストを低減することが検討されている。この観点から、FBRの溶接継手及び補修溶接継手の経年化評価手法の確立は重要である。本研究では、仏国の高速炉(Phenix)の二次系配管で526-545
Cで約88,000h使用された304SS-304SS溶接継手並びに上記条件で使用された304SSに新材の316LSSを溶接した補修溶接継手の金属組織変化を評価した。加えて、RESA及びRESA-IIを用いてそれら継手の残留応力を測定した。実験結果から、各継手の金属組織及び残留応力は高温使用環境下及び補修溶接によってそれぞれ変化し、この変化は硬さの分布と傾向が一致した。現在、各継手に対し幾つかのクリープ試験を継続しており、金属組織や機械的性質の長時間安定性について今後評価していく必要がある。
関本 博*; 井頭 政之*; 矢野 豊彦*; 小原 徹*; 大崎 敏郎*
JAERI-Tech 2002-008, 58 Pages, 2002/03
本研究は、鉛・ビスマス合金の中性子照射によって生成されたポロニウムの生成率(断面積),合金からの放出率及び放出されたポロニウムの各種材料への吸着率を明らかにすることで、鉛・ビスマス冷却高速炉及び加速器駆動未臨界炉でのポロニウムの放出量の定量的評価のための知見を得ることを目的として行われた。ポロニウム生成率については、東工大ペレトロン加速器を用いて高速炉体系で重要なkeV中性子に対するビスマスの断面積を測定した。その結果、中性子捕獲断面積はJENDL評価値の1/2~1/3の値が、ポロニウム生成断面積ではJENDL評価値のほぼ1/3の値を得た。また、中性子照射により生成する鉛ビスマス合金中のポロニウムの挙動に関する実験を行うため、加熱吸着試験装置の設計と動作特性試験及び
線測定器の動作特性試験を行い、るつぼやフィルター等の選定やその他の検討を行った。さらに照射設備でのサンプル照射と中性子レベル測定をおこなった。ただし、東工大での実験許可を得るのが遅れたため、鉛・ビスマス合金中のポロニウム挙動に関する実験は今後に残された。
小原 徹*; 中島 健; 三好 慶典; 関本 博*
JAERI-Research 2001-037, 60 Pages, 2001/06
JAERI-Research-2001-037.pdf:2.7MB
TRACY実験におけるフィードバック反応度の空間分布効果を検討するために、一点炉近似モデル及び空間依存動特性コードを用いて、第1出力ピーク特性の評価を行った。平垣出力分布を有する炉心の解析では、温度フィードバック反応度に重み1.5をかけることにより、温度分布の空間依存性を考慮した結果と同じ結果が得られた。核計算による温度分布の空間効果の評価及び空間依存動特性解析の結果、出力ピーク時には、温度フィードバックの空間効果が、フィードバックの無い状態の出力分布によって支配されており、この結果、温度フィードバック反応度の重みが1.5となることがわかった。
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
JAERI-Review-95-010.pdf:1.14MB
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。
小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則
JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02
本書は、1993年7月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学の学生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。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。
小原 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰; 鈴木 裕士; 齊藤 徹*; Lauernt, M.*
no journal, ,
本研究では、実機プラントにて526から545度で約88,000h使用された経年化溶接継手及び補修溶接継手に対し、組織観察,残留応力測定及び硬さ試験を実施した。それらの結果から、いずれも経年化及び補修溶接に対応した変化が認められた。現在、補修溶接を含めた経年化溶接継手の健全性評価法の開発に向けて、経年化溶接継手及び補修溶接継手に対して、長時間に渡る熱時効試験及びクリープ試験を実施・継続している。今後、強度特性や組織変化、また、補修溶接継手においてはHAZ近傍に着目する予定であり、本研究にて得られた成果は、それら試験の評価を行ううえで有用である。
福田 航大; 須山 賢也; 小原 徹*
no journal, ,
近年、炉型をBWRとした海洋浮体式原子力発電所の実現に向けた取り組みが国内で進められている。その実現に向け、海洋環境特有の傾斜や揺動といった現象が原子炉の核熱的挙動に与える影響は明らかにすべき課題として位置づけられている。本発表では、BWRが通常運転中に傾斜した場合の原子炉の挙動(出力、燃料・冷却材温度、圧力等やそれらの分布の過渡変化)を明らかにすることを目的とした核熱結合解析の計画と予備解析の結果について報告を行う。解析には原子炉システムコードTRACE及び核計算コードPARCSを用い、TRACEでの解析にて流体に加わる重力加速度を変化させることで傾斜を模擬した。予備解析の結果、BWRが傾斜した場合の原子炉がとりうる挙動の傾向が明らかとなった。得られた結果より、周期性をもつ揺動現象の再現等、今後取り組むべき解析の方向性が示唆された。
Irwanto, D.*; 千葉 豪; 長家 康展; 小原 徹*
no journal, ,
実効遅発中性子割合を連続エネルギーモンテカルロ法により計算する近似手法として、名内の方法とvan der Marckの方法が提案されている。それら近似手法に基づいた実効遅発中性子割合を決定論コードで計算し、その誤差を評価した。その結果、van der Marckの方法に基づく計算値は名内の方法に基づく計算値と比べて常に大きい値となること、いずれの手法でも無視している多世代効果が反射体付き炉心の実効遅発中性子割合計算値に大きく影響することがわかった。
山沢 雄*; 小原 徹*; 佐々 敏信
no journal, ,
J-PARC核変換実験施設に設置予定の核破砕ターゲットなどの鉛ビスマスを用いた原子力システムでは、ビスマスの反応生成物であるポロニウムの管理が課題となる。そこで、鉛ビスマスから蒸発したポロニウムの捕集を目的とし、SUS316製のメッシュを用いたフィルタ実験を行った。JAEAが製作した実験装置を用い、JRR-4で中性子照射した鉛ビスマスを真空下で加熱してポロニウムを蒸発させ、排気経路に設置したステンレスメッシュを透過したポロニウムを捕集した。鉛ビスマス容器の温度,フィルタ温度,フィルタ形状,枚数等をパラメータとし、フィルタ有無によるポロニウム透過量の比を除染係数として評価した。その結果、フィルタを複数段用いることが効果的であること、メッシュフィルタを300C以下に保つことで高い除染係数が得られることが確認された。
