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論文

CIELO collaboration summary results; International evaluations of neutron reactions on uranium, plutonium, iron, oxygen and hydrogen

Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02

 被引用回数:49 パーセンタイル:98.76(Physics, Nuclear)

CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種($$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{56}$$Fe, $$^{16}$$O, $$^{1}$$H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。

報告書

Covariances of resonance self-shielding factor and its temperature gradient for uncertainty evaluation of Doppler reactivity

瑞慶覧 篤*; 千葉 豪; 大塚 直彦*; 石川 眞; 高野 秀機*

JAEA-Research 2008-091, 162 Pages, 2009/02

JAEA-Research-2008-091-01.pdf:5.8MB
JAEA-Research-2008-091-02.pdf:45.78MB

ドップラー反応度の不確かさを理論的に定式化し、共鳴パラメータの誤差に起因する共鳴遮蔽因子とその温度勾配の不確かさをNJOYの出力から評価した。JENDL-3.3に格納されている$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Puの感度解析を、JFS-3の70群構造で行った。感度係数の結果はドップラー反応度不確かさ評価に使用される。

報告書

ERRORF; A Code to calculate covariance of self-shielding factor and its temperature gradient

大塚 直彦*; 瑞慶覧 篤*; 高野 秀機*; 千葉 豪; 石川 眞

JAEA-Data/Code 2008-012, 17 Pages, 2008/06

JAEA-Data-Code-2008-012.pdf:1.31MB

自己遮蔽因子とその温度勾配の共分散を計算するためのコードERRORFを開発した。このコードは幾つかのモジュールから構成されている。このコードにより、ENDF形式に格納された評価済み核データライブラリに基づいた自己遮蔽因子とその温度勾配の共分散を計算することができる。

論文

Covariance analyses of self-shielding factor and its temperature gradient for uranium-238 neutron capture reaction

大塚 直彦; 瑞慶覧 篤*; 高野 秀機*; 千葉 豪; 石川 眞

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(3), p.195 - 210, 2008/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.72(Nuclear Science & Technology)

ウラン238の中性子捕獲反応に対する自己遮蔽因子とその温度勾配の共分散を共鳴パラメータの共分散と自己遮蔽因子及びその温度勾配の共鳴パラメータに対する感度から評価した。ウラン238の共分散はJENDL-3.3から取得し、感度係数は共鳴パラメータと温度に摂動を与えることによって求めた。新しい計算機コード群が共鳴パラメータと温度に関する摂動を求めるために開発された。本解析の結果、共鳴パラメータ同士の相関は自己遮蔽因子とその温度勾配の標準偏差に大きく寄与することが判明した。これらの標準偏差に加え、自己遮蔽因子とその温度勾配の持つ共分散をJFS-3 70群構造に関して求めた。

報告書

FBRサイクル総合研修施設の研修結果報告(ナトリウム取扱研修及び保守研修); 平成16年度

渡辺 智夫; 小澤 一雅; 大塚 二郎; 佐々木 和一; 澤田 誠

JNC TN4440 2005-001, 40 Pages, 2005/07

JNC-TN4440-2005-001.pdf:1.85MB

国際技術センターでは、ナトリウム取扱技術の一層の充実強化を図るため、「もんじゅ」の運転員及び保守員などを対象とした教育研修を実施している。この教育研修は、ナトリウム取扱研修施設及び保守研修施設において平成12年9月より実施しており、5年目となる平成16年度においては、これまでに整備した研修を継続し、9種類のナトリウム研修と10種類の保守研修を実施した。平成16年度における各研修実績は、ナトリウム取扱研修においては、9種類の研修コースを計30回開催し、211名が受講した。保守研修施設においては、9種類の研修コースを計14回開催し、87名が受講した。双方の受講者は合わせて298名であった。また、「もんじゅ」の職員等を対象とした上記の研修以外に、社外の技術者等を対象とした研修として、受託によるナトリウム取扱研修や防災訓練の一環としての福井消防学校の学生を対象としたナトリウム取扱研修、さらには文部科学省が主催する海外原子力交流制度に基づく中国技術者に対するナトリウム研修を実施した。平成12年9月から平成16年度までの延べ受講者数は、ナトリウム取扱研修で987名、保守研修で472名の合計1459名である。

報告書

特別講演「第6回もんじゅ建設の歩み」; もんじゅ設計の経緯-講演資料

大塚 二郎; 川西 伴岳*; 小屋越 直喜; 佐々木 和一; 澤田 誠

JNC TN4410 2004-010, 12 Pages, 2005/03

JNC-TN4410-2004-010.pdf:2.34MB

敦賀本部国際技術センターでは、高速原型炉「もんじゅ」の運転再開に向けた教育研修の一環として、「もんじゅ建設の歩み」と題する特別講演を平成14年7月より展開致している。 この特別講演は、「もんじゅ」のことをもう一度一から勉強し直そうとの発想に立って開催するもので、当時の建設業務に従事した諸先輩方に講演を頂き、建設時代に得られた貴重な経験や知見を「もんじゅ」開発に携わる関係者に伝授することを目的としている。 第1回は、「用地選定から着工まで」と題して、また第2回は「もんじゅの燃料の開発」と題して、平成14年7月と11月に開催した。第3回は「格納容器の建て方」と題して、平成15年3月に開催した。第4回は「原子炉容器・炉本体構造機器製作据付」と題して、平成15年12月に開催した。第5回は「一次系構造物及び据付工事」と題して、平成15年6月に開催した。 本資料は、その第6弾として開催する特別講演の講演資料をまとめたものであり、もんじゅ安全審査対応を含めた「もんじゅ」の設計について講演が行われた。開催日:平成17年1月14日(金)、場所:国際技術センター情報棟(MCスクエアーホール)

報告書

FBRサイクル総合研修施設の検収結果報告(ナトリウム取扱研修及び保守研修) -平成15年度-

渡辺 智夫; 小澤 一雅; 大塚 二郎; 佐々木 和一; 沢田 誠

JNC TN4410 2004-003, 20 Pages, 2004/07

JNC-TN4410-2004-003.pdf:0.66MB

None

報告書

特別講演「第5回もんじゅ建設の歩み・一次系構造物及び据付工事」講演資料

大塚 二郎; 安井 久敏*; 吉田 和生*; 居関 正人*; 小屋越 直喜; 佐々木 和一; 澤田 誠

JNC TN4410 2004-001, 31 Pages, 2004/06

JNC-TN4410-2004-001.pdf:4.19MB

敦賀本部国際技術センターでは、高速原子炉「もんじゅ」の運転再開に向けた教育研修の一環として、「もんじゅ建設の歩み」と題する特別講演を平成14年7月より展開致している。 この特別講演は、「もんじゅ」のことをもう一度一から勉強し直そうとの発想に立って開催するもので、当時の建設業務に従事した諸先輩方に講演を頂き、建設時代に得られた貴重な経験や知見を「もんじゅ」開発に携わる関係者に伝承することを目的としている。

報告書

特別講演「第4回もんじゅ建設の歩み」; 原子炉容器・炉本体構造機器製作据付 講演資料

大塚 二郎; 川西 伴岳*; 小屋越 直喜; 佐々木 和一; 澤田 誠

JNC TN4410 2003-009, 31 Pages, 2003/12

JNC-TN4410-2003-009.pdf:0.75MB

敦賀本部国際技術センターでは、高速原型炉「もんじゅ」の運転再開に向けた教育研修の一環として、「もんじゅ建設の歩み」と題する特別講演を平成14年7月より展開致している。この特別講演は、「もんじゅ」のことをもう一度一から勉強し直そうとの発想に立って開催するもので、当時の建設業務に従事した諸先輩方に講演を頂き、建設時代に得られた貴重な経験や知見を「もんじゅ」開発に携わる関係者に伝承することを目的としている。第1回は、「用地選定から着工まで」と題して、また第2回は「もんじゅ燃料の開発」と題して、平成14年7月と11月に開催した。第3回は「格納容器の建て方」と題して、平成15年3月に開催した。本資料は、その第4弾として開催する特別講演の講演資料をまとめたものであり、講演は、着工以降の現地建設工事のうち主として「原子炉容器・炉本体構造機器製作据付」の頃を中心として行われる。○開催日:平成15年12月8日(月)○場所:国際技術センター情報棟(MCスクエアホール)

論文

JT-60トロイダル磁場コイル電流制御装置の高性能化

大森 栄和; 松川 誠; 戸塚 俊之; 古川 弘*

KEK Proceedings 99-16, p.361 - 364, 1999/11

JT-60トロイダル磁場コイル電源の発電機励磁制御システムは、サイリスタ駆動装置で運転される一般の交流発電機の励磁制御装置が有する機能の他に、トロイダル磁場コイル電流の制御という極めて特殊かつ重要な役割がある。既設の励磁制御システムは製作から15年以上経過するため、計算機技術が飛躍的に進歩した現在では、代替モジュールの手配やプログラムのメインテナンスが困難な状況となっている。このため、現システムを、汎用バス規格の一つであるVMEバス規格に基づく制御システムに更新することとした。新システムでは、運転経験を踏まえて既存の機能を合理化する一方、安全性向上のためのリミタ機能やトロイダル磁場コイルの異常をリアルタイムに検出可能な監視機能を追加するとともに、設備データ収集機能の充実を図る。講演では、本システムの構成、機能及びこれまでに行った試験の結果等について発表する。

論文

JT-60トロイダル磁場コイル電源の新コイル電流制御システム

松川 誠; 大森 栄和; 戸塚 俊之; 古川 弘*

平成10年電気学会産業応用部門全国大会講演論文集, p.103 - 106, 1998/00

本論文は、JT-60トロイダル磁場コイル電源の発電機励磁制御システムの更新に伴う制御機能の高度化や、計算機システム構成などについてまとめたものである。本発電機励磁制御システムには、サイリスタ駆動装置で運転される一般の交流発電機の励磁制御装置が有する機能の他に、トロイダル磁場コイル電流の制御という極めて特殊かつ重要な役割があり、使用機器の最大定格を越えることなく、定められた時間内に所望の電流値に制御する機能が求められている。今回の改造では、運転経験を踏まえた制御機能の合理化によるシステムの大幅な簡素化を行うとともに、新たに安全性向上のためリミタ機能の充実を図った。また、運転開始から10年が経過したコイルの異常をリアルタイムに検出可能な監視機能を追加し、設備データの収集機能を充実させた。論文では、新機能の設計やシミュレーション、及び試験結果などについて述べられている。

報告書

JT-60/JT-60Uにおける反磁性測定法

辻 俊二; 閨谷 譲; 細金 延幸; 松川 誠; 高橋 実; 戸塚 俊之; 木村 豊秋

JAERI-M 91-196, 36 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-196.pdf:1.12MB

JT-60とJT-60Uにおける反磁性測定法について述べる。JT-60では、真空容器内に巻いた反磁性ループとトロイダル磁場コイル電流用ロゴスキー・コイル測定素子とし、新たに開発した極低ドリフト差動積分器を用いて反磁性磁束を取り出した。真空容器に流れる渦電流の影響はアナログ回路で補正し、ポロイダル磁場コイル電流による誤差磁束は数値演算で消去した。トロイダル効果も考慮してポロイダル・ベータ値を評価している。その結果、追加熱実験においてプラズマ蓄積エネルギーを10%以下の誤差で評価できるようにした。JT-60Uではロゴスキー・コイルを消去用ループで置き換え、測定精度を高めて誤差を5%以下に改善した。

論文

JT-60 Plasma Control System

栗原 研一; 木村 豊秋; 米川 出; 高橋 実; 松川 誠; 武藤 貢; 川俣 陽一; 戸塚 俊之; 赤坂 博美; 坂田 信也

Fusion Engineering and Design, 11, p.441 - 454, 1990/00

JT-60のプラズマ制御は、ポロイダル磁場コイル電源,ガス注入装置、NBI・RF加熱装置等のアクチュエータ、計測装置の検出系、及び全系制御設備を中心とする制御装置の有機的結合により行われる。本報告は、全体を統括して制御するプラズマ制御システムについて、技術的側面に注目したハードウェア及びソフトウェアの最新性能に関するものである。

口頭

Covariance evaluation of self-shielding factor and its temperature gradient for uncertainty evaluation of doppler reactivity

大塚 直彦; 瑞慶覧 篤*; 高野 秀機*; 千葉 豪; 石川 眞

no journal, , 

ウラン238の中性子捕獲断面積の自己遮蔽因子とその温度勾配の共分散を共鳴パラメータがこれらの物理量に対して持つ感度から、JFS-3 70群に関して求めた。得られた結果は共鳴パラメータ間の相関が自己遮蔽因子やその共分散に対して有意な影響を与えることを示した。

口頭

過渡臨界実験装置(TRACY)の放射線管理から得られた知見

増山 康一; 荒川 侑人; 大塚 義和; 横須賀 美幸; 小林 誠; 秋山 勇; 清水 勇

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)に設置してある過渡臨界実験装置(以下「TRACY」という)では、臨界超過(臨界事故)におけるウラン溶液燃料の挙動研究が行われている。運転に伴って生成された核分裂生成ガス(以下「FPガス」という)は2日以上ベント系内で隔離し、短半減期核種を減衰させた後、気体廃棄物処理設備を経由して排気筒から放出される。この放出されたFPガスは、排気筒ガスモニタで濃度の測定が行われてきた。本件では、排気筒ガスモニタの濃度測定から求めた放出量(以下「排気筒ガスモニタ実測値」という)の妥当性を確認するために、FP核種崩壊データファイルをもとに算出した理論値と実測値とを比較し、得られた知見について発表する。

口頭

ITER遠隔実験に向けた技術検討,3; サテライトトカマクにおけるその整備計画

戸塚 俊之; 小関 隆久; 中島 徳嘉*; 松川 誠

no journal, , 

JT-60SAを使った遠隔実験システムの実証試験は、平成29年3月に予定されている。この実証試験では、青森県六ケ所村の国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)に設置された遠隔実験センター(REC)の専用PCからSINET4を経由してJT-60SAの実験運転に参加することで遠隔実験システムの有効性や実用性について確認する。JT-60SAの遠隔実験システムは、那珂核融合研究所の基幹ネットワーク(NAKA-net)に接続される遠隔実験サーバ(RESV)にアクセスすることでJT-60SA中央制御室と同様の実験環境を遠隔地のユーザに提供する。発表では、ハード及びソフトに関するシステム構成の詳細と開発計画について述べる。

口頭

再処理施設における放射性物質の移行挙動に関する研究,7; ホット試験

山根 祐一; 天野 祐希; 柳田 佳徳; 川崎 泰; 佐藤 真人; 早坂 裕美; 田代 信介; 阿部 仁; 内山 軍蔵; 上田 吉徳*; et al.

no journal, , 

高レベル濃縮廃液が設計上の想定を超えて、沸とうして乾固状態に至る過程における放射性物質の放出挙動に係るデータを取得している。本稿では、小規模の試験装置により100mLの実廃液を電気炉で加熱して、300$$^{circ}$$Cに達するまでの放射性物質の放出量を測定し、その放射性物質の廃液中での初期濃度との関係を調べた結果を報告する。

口頭

溶融SUS316,鉄およびニッケルの非接触密度測定

渡邊 誠*; 東 英生*; 佐々木 美奈子*; 安達 正芳*; 大塚 誠*; 福山 博之*; 西 剛史; 山野 秀将

no journal, , 

溶融したBWR制御棒材の物性取得の一環として、制御棒の被覆材であるステンレス鋼(SUS316)とその主成分である鉄およびニッケルについて、静磁場印加電磁浮遊法を用いて溶融状態の密度測定を行った結果について報告する。

口頭

静磁場印加電磁浮遊法を用いた溶融SUS316, FeおよびNiの密度計測

渡邊 誠*; 東 英生*; 佐々木 美奈子*; 安達 正芳*; 大塚 誠*; 福山 博之*; 西 剛史; 山野 秀将

no journal, , 

本研究において、研究の第一段階としてステンレススチール316(SUS316)、高純度鉄およびニッケルの密度を浮遊法を用いて壁の影響を除いた上で、溶融条件で計測した。全サンプルで、密度は温度に対し線形関数で表された。

口頭

ITER遠隔実験センターのための遠隔実験システムのソフトウェア開発

戸塚 俊之; 末岡 通治; 松川 誠; 小関 隆久

no journal, , 

国際核融合炉ITERのサテライト・トカマク装置であるJT-60SAでは、BA活動の一環として2017年度に遠隔実験のデモンストレーションを予定している。このデモンストレーションでは、JT-60SA中央制御室のPCと同等の機能を原子力機構六ヶ所核融合研究所に設置されるIFERCの遠隔実験センターから操作する予定である。また、本格的なJT-60SA実験運転への海外研究機関からの参加も期待されている。本報告では、JT-60SAを使った遠隔実験に対応するための機能やシステム全体像、ソフトウェアの開発状況について報告する。

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