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論文

New precise measurement of muonium hyperfine structure interval at J-PARC

上野 恭裕*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 238(1), p.14_1 - 14_6, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.89

MuSEUM is an international collaboration aiming at a new precise measurement of the muonium hyperfine structure at J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex). Utilizing its intense pulsed muon beam, we expect a ten-fold improvement for both measurements at high magnetic field and zero magnetic field. We have developed a sophisticated monitoring system, including a beam profile monitor to measure the 3D distribution of muonium atoms to suppress the systematic uncertainty.

論文

New muonium HFS measurements at J-PARC/MUSE

Strasser, P.*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 237(1), p.124_1 - 124_9, 2016/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:9.63

At the Muon Science Facility (MUSE) of J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex), the MuSEUM collaboration is planning new measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium both at zero field and at high magnetic field. The previous measurements were performed both at LAMPF (Los Alamos Meson Physics Facility) with experimental uncertainties mostly dominated by statistical errors. The new high intensity muon beam that will soon be available at MUSE H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation, and the results of a first commissioning test experiment at zero field are presented.

論文

Commensurate and incommensurate vortex states confined in mesoscopic triangles of weak pinning superconducting thin films

小久保 伸人*; 宮原 大*; 岡安 悟; 野島 勉*

Journal of the Physical Society of Japan, 84(4), p.043704_1 - 043704_4, 2015/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:67.68(Physics, Multidisciplinary)

ピン止めの弱いアモルファス超伝導薄膜で作った微少な正三角形、二等辺三角形試料中の量子磁束状態を走査型SQUID顕微鏡で直接観察を行った。量子磁束配列は試料形状の正三角形に整合する三角格子以外に、非整合の準安定状態が得られた。異なる形状の試料で量子磁束配列を解析し、試料形状に対して整合・非整合な配列の対称性と安定性について議論する。

論文

Direct imaging of vortex polygons and vortex shells in mesoscopic squares of a weak pinning superconducting thin film

小久保 伸人*; 岡安 悟; 野島 勉*; 多持 洋孝*; 篠崎 文重*

Journal of the Physical Society of Japan, 83(8), p.083704_1 - 083704_5, 2014/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:27.5(Physics, Multidisciplinary)

We report on the direct visualization of vortices in mesoscopic squares of a weak pinning amorphous superconducting thin film using a scanning superconducting quantum interference device microscope. From systematic measurements made on selected dots, we trace how the vortex pattern evolves with an applied magnetic field. The observed images clearly illustrate the formation of symmetric polygons and concentric shells of vortices, from which the rule of shell filling with increasing vorticity is formulated. We analyze the size and shape of vortex polygons and obtain insight into the flow pattern of the shielding current governing vortex configurations.

論文

Comparison and sensitivity analysis of the core characteristics of a sodium-cooled fast breeder reactor with 750 MWe output evaluated by JENDL-4.0 and ADJ2000R

大釜 和也; 大木 繁夫; 杉野 和輝; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(4), p.558 - 567, 2014/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.18(Nuclear Science & Technology)

新たな核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットを用い、高除染MOXおよび高MA含有燃料を装荷した750MWe出力のナトリウム冷却高速増殖炉の炉心特性を評価した。この炉心特性を、従来より高速炉炉心設計に使用しているADJ2000Rに基づき評価した炉心特性と比較し、両者による違いを分析した。両炉定数セットにおける重要な核種・反応の核データの違いに起因する炉心特性への影響につき、燃焼感度分析により分析した。JENDL-4.0を高速炉設計に適用することにより、ADJ2000Rによる評価結果よりも増殖比,燃焼反応度,制御反応度収支が改善することがわかった。これは、両炉定数セットのU-238およびPu-239の捕獲反応断面積の差のためであることがわかった。また、両炉定数セットにより評価したナトリウムボイド反応度の差は1%以下だった。感度分析の結果、ADJ2000Rに比較して、JENDL-4.0の評価結果では、ナトリウムの弾性散乱断面積、U-238の非弾性散乱断面積および$$mu$$-averageの差に起因するナトリウムボイド反応度増加への寄与が生じるが、この増加への寄与は、Pu-239の捕獲反応断面積、鉄の非弾性散乱断面積およびAm-241の捕獲反応断面積の差によるナトリウムボイド反応度減少への寄与により相殺されることがわかった。

論文

Radioactivity evaluation of the secondary sodium in DRACS of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor

佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.94 - 98, 2014/04

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)は異常・事故時に炉心を冷却するために設けられた安全上重要なシステムである。DRACSの2次系配管は非管理区域に引回す計画であるため、DRACSの炉内熱交換器(DHX)内の2次系ナトリウムの放射化量を制限する必要がある。本研究ではモンテカルロ計算コードMCNPと核データ・ファイルJENDL-3.3を用いて、炉心から漏えいする中性子によるDHX内の2次系Na-24生成量、DRACSのNa-24放射能濃度、2次系配管周りの線量率を評価し、非管理区域に引回しても、遮へい設計の観点からは問題ないことを確認した。

論文

Design studies of a low sodium void reactivity core able to accommodate degraded TRU fuel

川島 克之; 杉野 和輝; 大木 繁夫; 大久保 努

Nuclear Technology, 185(3), p.270 - 280, 2014/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.18(Nuclear Science & Technology)

JSFRの設計では、ボイド反応度の設計目安値を6ドル程度としているが、JSFRが受け入れるTRU燃料組成の影響を考慮すると、レファレンス炉心とは別に、低ボイド反応度炉心の検討を進めておくことは意味があると考えられる。本検討では、ボイド反応度の低減を図る新しい炉心概念として、炉心上部にNaプレナムを分散配置した炉心(BUMPY炉心と称する)を提案した。BUMPY炉心の特徴は、上部にNaプレナムを設けた部分長燃料を炉心内に分散配置して、燃料集合体間で燃料長さに段差をつけたことである。部分長燃料を分散配置することで、段差部のNaプレナム領域に隣接する燃料領域の面積が大きくなり、ボイド時に、燃料領域からNaプレナム領域への中性子漏洩(上方向及び横方向)が促進される。これによりボイド反応度を低減するものである。JSFRにBUMPY炉心概念を適用した。部分長燃料の装荷割合と段差の調整により、ボイド反応度の設計目標値にフレキシブルに対応できる。ボイド反応度は、レファレンス炉心の5.3ドル(高速炉多重リサイクル組成TRU燃料)に対して、BUMPY炉心では2.5ドルと大幅に低減された。ドップラー係数はレファレンス炉心の値と大きく変わらない。

論文

Enhancement of proliferation resistance properties of commercial FBRs by material barriers

Meiliza, Y.; 大木 繁夫; 川島 克之; 大久保 努

Progress in Nuclear Energy, 70, p.270 - 278, 2014/01

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

The possibility to enhance proliferation resistance of discharged plutonium in the blanket of fast breeder reactor (FBR) has been investigated in terms of reactor core design aspects. It can be achieved by increasing the fraction of even-mass-number plutonium isotopes in the discharged plutonium. Although it can be achieved by a radial blanket-free core, it also decreases the breeding ratio. By loading the blanket with plutonium (Pu) or minor actinides (MAs) or Pu-MA combination, it is possible to reduce the attractiveness of discharged plutonium. However, the loading material in the blanket should be kept in balance with achievable core performances, fuel fabrication, and fuel handling, accordingly and hence the criteria needed to comply with. It is found that applying the attractiveness or FOM criteria that using the combination of even-mass-number plutonium isotopes need more material to be loaded than the one needed when applying Pellaud's or Kessler's proposal that using only solely isotope fraction of plutonium.

論文

Study on FBR core concepts to increase proliferation resistance of plutonium in LWR-FBR transition period

Meiliza, Y.; 大木 繁夫; 川島 克之; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.615 - 628, 2013/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.18(Nuclear Science & Technology)

The possibility to enhance proliferation resistance of discharged plutonium in fast breeder reactor (FBR) has been investigated in terms of reactor core design aspects. The provisional target for proliferation resistance measures based on Saito's ATTR is defined. It is found that a few percent of plutonium loading and/or Am/Cm loading, which come from various types of spent fuel, might satisfy the provisional target with a minimum impact on the core neutronic performances. On Am/Cm loading core, decay heat constraints for fuel handling aspects are found to be important and should be considered in design. There is not significant change on the current developing scenarios for LWR-FBR transition period by applying the measures based on Saito's ATTR. It is found that applying Kimura's proposal, 15% $$^{238}$$Pu content requires about 7% MA loading fraction both in the core and the blanket, and it only can be applied at limited case. The period to consume minor actinides is shorter than to consume plutonium.

論文

Enhancement of JSFR safety design and criteria for Gen.IV reactor

青砥 紀身; 近澤 佳隆; 大久保 努; 岡田 敬三*; 伊藤 隆哉*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

JSFR開発の現状と東京電力の福島第一原子力発電所事故からの教訓をまとめる。JSFRは次世代炉として期待されている。JSFRの安全設計はシビアアクシデントや受動炉停止系、自然循環崩壊熱除去系を2010年の設計案で既に考慮しているが、福島第一の事故を受けてシビアアクシデント及び外部事象に対する重要性の認識が高まってきた。近年の活動では外部ハザード評価や上記事故の教訓を活かした設計強化があげられる。本書では安全設計方策の世界的な安全設計クライテリアと国際研究開発協力の重要性も示す。

論文

Evaluation of severe external events on JSFR

早船 浩樹; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大久保 努; 佐川 寛*; 島川 佳郎*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03

JSFRに対する津波と地震評価の解析をした。耐震設計に関しては、近年の強地震における安全機器の機能は確認された。津波に関しては、最終ヒートシンクが海水である冷却水系を含む原子炉建屋の一部が浸水する可能性がある。しかし、JSFR設計では安全基準の機器は冷却水系(CCWS)から独立している。JSFRは自然対流DHRSのおかげで電力供給の迅速な復帰を必要としないので、JSFRの緊急電力供給は空気冷却のガスタービン系を採用する。長期に渡る全電源停止の場合でも、DHRSは緊急バッテリー又は手動で作動することができ、自然対流によって運転の継続が可能である。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究(4),(5)及び(6); 2009-2012年度共同研究報告書

植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.

JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。

論文

Fast breeder reactor core concept for heterogeneous minor actinide loading

大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 田中 健哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(1), p.59 - 71, 2013/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.42(Nuclear Science & Technology)

As an alternative method to the homogeneous minor actinide (MA) recycling in fast breeder reactors, a heterogeneous MA loading core concept using a highly concentrated americium (Am)-containing fuel (Am target) is proposed. The Am content (with a small amount of curium) in the heavy metal is assumed to range from 10 to 20 wt% in accordance with the target development scope. A mixed oxide fuel that contains uranium, plutonium, and neptunium is chosen as the base material of the target, so that the targets can generate a level of power equivalent to that of the driver fuels. It was found that a ring-shaped arrangement of Am targets between the inner and outer core regions exhibits a favorable MA transmutation performance without any significant deterioration in the core neutronic characteristics, in comparison with those of a reference homogeneous MA loading case. It should be noted that the Am targets in this loading arrangement can contribute to the suppression of the core power distribution change along with burnup. A series of core designs, including core neutronics, thermal hydraulics, and fuel integrity evaluations, was also carried out for a representative Am target loading case. The design feasibility of the heterogeneous target loading core has been enhanced.

論文

Design study to increase plutonium conversion ratio of HC-FLWR core

山路 哲史; 中野 佳洋; 内川 貞夫; 大久保 努

Nuclear Technology, 179(3), p.309 - 322, 2012/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.08(Nuclear Science & Technology)

HC-FLWRは現行BWRから大きな技術的ギャップを伴わずに、核分裂性プルトニウム(Puf)残存比0.84を達成し、ウラン(U)やプルトニウム(Pu)資源を有効に活用できる。本研究では、L/F移行期における導入効果を高める観点から、現在の軽水炉のU酸化物(UO$$_{2}$$)燃料やU-Pu混合酸化物(MOX)燃料の技術に立脚して、Puf残存比0.95を達成する新たなHC-FLWR炉心の概念を構築した。炉心のボイド反応度特性悪化の対策として、稠密格子用に提案された、FLWR/MIX集合体の概念を用いた。燃料棒間ギャップ幅を0.20から0.25cmとした準稠密燃料格子でPuf残存比0.89から0.94、平均取出燃焼度53から49GWd/tが得られ、$$^{235}$$U濃縮度を4.9から6.0wt%に上げると、Puf残存比を0.97まで高めることができる。Puf残存比がそれぞれ0.91と0.94となる代表炉心設計及び、同0.97の代替設計例を得た。これらから、Puf残存比が従来の0.84から向上し、0.95までを達成するHC-FLWRの柔軟性を示した。

論文

Fast Breeder Reactor core design study using JENDL-4.0

大釜 和也; 大木 繁夫; 大久保 努

JAEA-Conf 2012-001, p.21 - 26, 2012/07

The core characteristics of a sodium-cooled Fast Breeder Reactor (FBR) with 750 MWe output were evaluated by using the fast reactor cross section set JFS-3-J4.0, which was generated by the new Japanese nuclear data library JENDL-4.0. The core characteristics were compared with those obtained by using the former fast reactor cross section set JFS-3-J3.3 in order to investigate differences between the both results. Effects on the core characteristics caused by differences in cross sections of important reactions and nuclides in the cross section sets were analyzed.

論文

Correlations among FBR core characteristics for various fuel compositions

丸山 修平; 大木 繁夫; 大久保 努; 川島 克之; 水野 朋保

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(6), p.640 - 654, 2012/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.92(Nuclear Science & Technology)

本研究は、FBRの炉心核特性(燃焼反応度,ナトリウムボイド反応度,ドップラー係数)の燃料組成変動に伴う相関をそのメカニズムとともに示したものである。その中で、重要な核特性の一つであるドップラー係数については、臨界性から要求される拘束条件を燃料組成変動に課すことで、燃焼反応度,ナトリウムボイド反応度との相関が得られることが明らかとなった。これら相関の発見は、軽水炉-高速炉移行期の炉心設計において考慮する必要のある、反応度制御や安全特性の幅の特定を容易にする有益な情報となる。また、これらの相関の応用として、迅速かつ合理的な核特性変動の評価を行うために、燃焼反応度の簡易指標を導入した。この簡易指標と炉心核特性の相関を用いることによって、さまざまな燃料組成に対して、繰り返しの炉心計算を実行することなしに、炉心核特性変化を見積もることが可能となった。

論文

Advanced light water reactor with hard neutron spectrum for realizing flexible plutonium utilization (FLWR)

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/00

FLWRは、発電炉としての経験・実績が豊富な軽水炉技術に立脚して増殖による持続的なプルトニウムの多重リサイクル利用を目指した水冷却高速炉であり、同一炉心構成のもとで燃料集合体の仕様を変更することにより、将来の核燃料サイクル環境の進展に対応した柔軟かつ高度な資源の利用を実現するものである。これまでの設計研究により、1.0を越える転換比と負のボイド反応度係数を維持してプルトニウムの多重リサイクル利用が可能であることを確認している。本論文では、FLWRの全体概念と炉心設計に関する最新成果を紹介する。

論文

Fast reactor core design considerations from proliferation resistance aspects

川島 克之; 小川 隆; 大木 繁夫; 大久保 努; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

FaCTプロジェクトでは、将来的なFBR実用時期を見据え、核不拡散性をより高めた高速炉サイクルの追求を設計目標の一つとしている。高速炉のブランケットにはPu-239の組成割合が比較的高いPuが生成される。炉心設計においては、ブランケットあるいはブランケット生成Puの取扱いを工夫することにより、内在的な核拡散要因を低減できる可能性がある。本検討では、1500MWe MOX燃料炉心において、径方向ブランケット削除炉心,低富化度MOX燃料付炉心、及びMA添加ブランケット炉心のそれぞれの核特性及び核不拡散性向上への影響について検討した。

論文

Plutonium isotopic composition of high burnup spent fuel discharged from light water reactors

中野 佳洋; 大久保 努

Annals of Nuclear Energy, 38(12), p.2689 - 2697, 2011/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.72(Nuclear Science & Technology)

軽水炉から高速増殖炉への移行期における、高速炉燃料組成を評価するため、取出燃焼度70GWd/tの軽水炉使用済燃料中のPu組成と生成量を評価した。日本で進められている次世代軽水炉開発プロジェクトの公開情報を元に、燃料の初期U濃縮度6%,取出燃焼度70GWd/tの高燃焼度BWR(HB-BWR)と高燃焼度PWR(HB-PWR)の計算モデルを構築した。HB-BWRはスペクトルシフト棒(SSR)を使用し、運転サイクル中に炉心スペクトルを変化させる。HB-BWR使用済燃料5年冷却後の核分裂性Pu割合は62%で、取出燃焼度45GWd/tの現行BWRのそれよりも高くなる。また生成されるPu量もHB-BWRの方が現行BWRよりも多い。HB-PWRは、中性子減速の最適化のため、ワイドピッチ17$$times$$17集合体を使用する。ワイドピッチ採用のために、5年冷却後のHB-PWR使用済燃料中の核分裂性Pu割合は56%と、取出燃焼度49GWd/tの現行PWRよりも低く、またPu生成量も少ない。

論文

Stepwise evolution of fuel assembly design toward a sustainable fuel cycle with hard neutron spectrum light water reactors

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

水冷却高速炉FLWRは、発電炉としての経験・実績が豊富な軽水炉技術に立脚したBWRタイプの原子炉であり、今後の核燃料サイクル技術の進歩やインフラ整備の進展に対応して、同一炉心構成のもとで燃料集合体の仕様を段階的に進化させることにより柔軟かつ高度なプルトニウム利用を目指している。本研究では、MOX燃料棒と濃縮UO$$_{2}$$燃料棒を集合体内で非均質(アイランド型)に配置してボイド反応度特性を制御する燃料集合体として提案したFLWR/MIX設計概念に基づき、軽水炉サイクル時代から将来の高速炉サイクル時代への進展に対応したFLWRの炉心燃料設計概念を3つのフェーズに分けて構築し、その炉心性能と技術的成立性を評価した。

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