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論文

Homogeneity of neutron transmission imaging over a large sensitive area with a four-channel superconducting detector

Vu, TheDang; 宍戸 寛明*; 小嶋 健児*; 小山 富男*; 及川 健一; 原田 正英; 宮嶋 茂之*; 奥 隆之; 曽山 和彦; 相澤 一也; et al.

Superconductor Science and Technology, 34(1), p.015010_1 - 015010_10, 2021/01

We demonstrated that a four-readout superconducting neutron imaging system shows good spatial heterogeneity and linearity using the delay-line method. We examined the precise pattern of a $$^{10}$$B-dot-array absorber and found the X-direction pitch (Px) = 250.7 um with a scatter of (Hx)= 5.4 um and the Y-direction pitch (Py)= 249.1 um with a scatter of (Hy)= 3.4 um while the $$^{10}$$B dot array was fully extended toward the X direction across the detector sensitive area. We consider that this demonstrates detection with good spatial homogeneity and conclude. The transmission-imaging system is suitable for use at pulsed neutron facilities. We also reported a clear transmission image of tiny screws and nuts, and ladybug (insect). We recognize that further efforts to improve the detection efficiency are necessary to make using the detector more practical.

論文

Benchmarks of depletion and decay heat calculation between MENDEL and MARBLE

横山 賢治; Lahaye, S.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.109 - 116, 2020/10

CEAと原子力機構(JAEA)は、共同研究の枠組みで燃焼・崩壊熱計算のベンチマークを進めている。両機関は核燃料サイクルの分野で着目すべき物理量を計算するのに必要な解析システム(CEAのMENDEL、JAEAのMARBLE)を独立に開発している。両者の結果を比較することで各々のシステムの検証に資することが本ベンチマークの目的である。MENDELは燃焼方程式を解く方法としていくつかの解法を備えている。照射計算に対しては、ルンゲクッタ法やチェビシェフ有理関数近似法(CRAM)を利用することができる。崩壊計算に対しては、解析的な解法も利用できる。MARBLEはクリロフ部分空間法やCRAMを利用することができる。このベンチマークの第1フェーズとして、Pu-239の高速中性子による核分裂後の崩壊熱と原子数密度の計算結果の比較を行った。この計算では、(1)JEFF-3.1.1、(2) JENDL/DDF-2015 + JENDL/FPY-2011、(3) ENDF/B-VII.1の3種類の核データライブラリを適用した。計算に必要な核データや燃焼チェーンは、これらの核データライブラリから、各々のシステムで独立して生成した。両システムの結果は互いにとてもよく一致することを確認した。また、この数値計算結果を実験値とも比較した。現在、ベンチマークの第2フェーズとして、ORLIBJ33で提供されている核データと燃焼チェーンを利用したMENDELとMARBLEの燃焼計算ベンチマークを行っている。なお、ORLIBJ33はJENDL-3.3に基づくORIGEN-2コードシステム用の断面積ライブラリである。このベンチマークでは、ORIGEN-2コードの計算結果とも比較する。ORLIBJ32, ORLIBJ33, ORLIBJ40を含むORLIBは特に日本では長年に亘って広く利用されており、ORLIBを使った比較はMENDLやMARBLEの性能を確認する上でも有効であると考えられる。

論文

Behavior of Sm in the boron cage of Sm-doped $$R$$B$$_{6}$$ ($$R$$ =Yb, La) observed by multiple-wavelength neutron holography

上地 昇一*; 大山 研司*; 福本 陽平*; 金澤 雄輝*; 八方 直久*; 原田 正英; 稲村 泰弘; 及川 健一; 松浦 航*; 伊賀 文俊*; et al.

Physical Review B, 102(5), p.054104_1 - 054104_10, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

We have succeeded in visualizing the local atomic structures around Sm in $$R$$B$$_{6}$$ ($$R$$ =Yb, La), in which a rareearth atom is located in the boron cage, using the newly developed technique for local structure investigations, multiple-wavelength neutron holography in a pulsed neutron facility. From the local atomic structures, we were able to clarify the behavior of Sm in the boron cage. Doped Sm in YbB$$_6$$ fluctuates within the boron cage with a mean displacement of 0.25(4) ${AA}$, while that of Sm in LaB$$_6$$ is approximately 0.15 ${AA}$. The Sm doping causes the fluctuation of the first-nearest-neighbor B with a mean displacement of 0.28 ${AA}$, while its effect on La, Yb, and the rest of the boron atoms is negligible. These are the first observations of the local behavior of doped rare-earth atoms and B in rare-earth borides with boron cages.

論文

The Joint evaluated fission and fusion nuclear data library, JEFF-3.3

Plompen, A. J. M.*; Cabellos, O.*; De Saint Jean, C.*; Fleming, M.*; Algora, A.*; Angelone, M.*; Archier, P.*; Bauge, E.*; Bersillon, O.*; Blokhin, A.*; et al.

European Physical Journal A, 56(7), p.181_1 - 181_108, 2020/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:8.7(Physics, Nuclear)

本論文では、核分裂と核融合のための統合評価済み核データファイルのバージョン3.3(JEFF-3.3)について説明する。中性子との反応が重要な核種の$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{23}$$Na, $$^{59}$$Ni, Cr, Cu, Zr, Cd, Hf, Au, Pb, Biについて、新しい核データ評価結果を示す。JEFF-3.3には、核分裂収率, 即発核分裂スペクトル, 核分裂平均中性子発生数の新しいデータが含まれる。更に、放射崩壊, 熱中性子散乱, ガンマ線放出, 中性子による放射化, 遅発中性子, 照射損傷に関する新しいデータも含まれている。JEFF-3.3は、TENDLプロジェクトのファイルで補完しており、光子, 陽子, 重陽子, 三重陽子, $$^{3}$$He核, アルファ粒子による反応ライブラリについては、TENDL-2017から採用した。また、不確かさの定量化に対する要求の高まりから、多くの共分散データが新しく追加された。JEFF-3.3を用いた解析の結果と臨界性, 遅発中性子割合, 遮蔽, 崩壊熱に対するベンチマーク実験の結果を比較することにより、JEFF-3.3は幅広い原子核技術の応用分野、特に原子力エネルギーの分野において優れた性能を持っていることが分かった。

論文

Kinetic inductance neutron detector operated at near critical temperature

Vu, TheDang; 西村 和真*; 宍戸 寛明*; 原田 正英; 及川 健一; 宮嶋 茂之*; 日高 睦夫*; 奥 隆之; 曽山 和彦; 相澤 一也; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 1590, p.012036_1 - 012036_9, 2020/07

Our CB-KID neutron imager detects high spatial resolution neutrons transmission images by using a delay-line technique. We found that the number of events was remarkably increased with increasing the detector temperature until close to the critical temperature Tc. We investigated the properties of CB-KID at near Tc. We observed systematic changes of neutron signals as a function of the detector temperature from 4 K to Tc. The simulations modeled the sequential physical processes for $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reactions and energy deposition by particles within CB-KID, including neutrons, $$^{4}$$He particles, $$^{7}$$Li particles, photon and electron transport.

論文

高速炉設計最適化統合プラットフォームを用いた核-熱連成解析手法の開発

堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 田中 正暁

第25回計算工学講演会論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2020/06

高速炉の設計を最適化するため、3次元核特性コード(MARBLE)とプラント動特性解析コード(Super-COPD)をPythonプログラミングによってプラットフォーム上で連成させ、炉心の中性子束分布の時間変化を考慮できる核-熱流動連成解析手法を開発した。本稿では、解析コードの連成方法、実プラントの仮想事故解析への適用結果、今後の展開について概説した。

論文

Temperature dependent characteristics of neutron signals from a current-biased Nb nanowire detector with $$^{10}$$B converter

Vu, TheDang; 飯澤 侑貴*; 西村 和真*; 宍戸 寛明*; 小嶋 健児*; 及川 健一; 原田 正英; 宮嶋 茂之*; 日高 睦夫*; 奥 隆之; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 1293, p.012051_1 - 012051_9, 2019/10

We succeeded in designed and fabricated a neutron detector by using a superconducting current-biased kinetic inductance detector (CB-KID), which is constructed by two perpendicular Nb-based superconducting meander-lines and an enriched $$^{10}$$B neutron conversion layer. We rebuilt completely a neutron image of a $$^{10}$$B dot array contain in the stainless-steel mesh. To improve the resolution of neutron images, the characteristics of a superconducting neutron detector have been studied carefully. In this study, we present the dependence of neutron signals in the temperature of detector. We found that when the temperature of a neutron detector is as close as the critical temperature of superconductivity, the intensity of signal increase as a function of temperature. We consider that the ratio of noise and signal is decrease which is very useful to improve the resolution of neutron images.

論文

第31回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (124), p.23 - 34, 2019/10

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)で行われている核データ評価に関する国際協力の枠組みである核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)の第31回年会とその下で活動しているサブグループの会合が、2019年6月24$$sim$$28日の日程でパリ近郊のブローニュ=ビヤンクールにあるOECD/NEA本部において開かれた。本年会では、各地域や各国の核データに関する測定及び評価の進捗とサブグループの活動状況が報告され、サブグループ会合ではそれぞれの活動に関する議論が行われた。これらの会合の概要について報告する。

論文

汎用炉心解析システムMARBLE2の燃焼計算機能(ライブ実行デモ)

横山 賢治

日本原子力学会第51回炉物理夏期セミナーテキスト「燃焼計算の基礎と実践」, p.95 - 135, 2019/08

汎用炉心解析システムMARBLE2に含まれる燃焼計算機能について、実際にMARBLE2を対話的に実行させながら紹介する。MARBLE2は高速炉の核特性解析を主目的とした解析コードシステムであるが、ユーザは目的に応じて小さな部品を組み立てながら使うことができる。このため、高速炉の核特性解析以外にも適用することができる。MARBLEでは、このような使い方を実現するために、Pythonという汎用のオブジェクト指向スクリプト言語を使って開発している。Pythonによる実装はプログラムが短く内容を理解するのが容易であるので実装例を示しながら、MARBLEの燃焼計算機能について紹介する。また、MARBLEの部品を使って簡易的な燃焼計算システムを構築する例を紹介する。

論文

Background issues encountered by cold-neutron chopper spectrometer AMATERAS

菊地 龍弥*; 中島 健次; 河村 聖子; 稲村 泰弘; 中村 充孝; 若井 大介*; 青山 和弘*; 岩橋 孝明*; 神原 理*

Physica B; Condensed Matter, 564, p.45 - 53, 2019/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Physics, Condensed Matter)

AMATERASはJ-PARC物質・生命科学実験施設に設置された冷中性子チョッパー型分光器である。この9年に亘る運用の中で得られたバッググラウンド(意図せずにデータ収集系に集積されるシグナル)についての知見をまとめた。それらは、ビームライン上にある物質から発生するガンマ線、ビームライン上にある機器から発生するブラッグ反射, 空気散乱, 電気ノイズ, 宇宙線などである。それらについてまとめると共に今後の可能な対策について述べる。これらは、同種の分光器にとっても役立つ情報となると期待する。

報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

論文

Generalized formulation of extended cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased linear estimation

横山 賢治; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.87 - 104, 2019/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:58.8(Nuclear Science & Technology)

線形推定に関する新しい仮定を導入して、拡張炉定数調整法の定式化を行った。なお、拡張炉定数調整法は、設計対象炉心の核特性の分散を最小化することが可能な炉定数調整法である。この定式化は最小分散不偏推定に基づいており、正規分布の仮定を用いていない。この定式化において、拡張炉定数調整法は、調整後の炉定数セットとして無数の解を持つことが分かった。この定式化では、このすべての解を表現できる一般的な式を提示しており、そのうちの解として、従来のベイズの定理に基づいて導出された拡張炉定数調整法と等価な解を含んでいることを示した。更に、この特殊な解では、設計対象炉心の核特性の分散だけでなく、核データの分散も最小化していることを示した。一方で、今回導入した線形推定の仮定はカルマンフィルターと整合しており、同様の方法で、拡張バイアス因子法,従来炉定数調整法,回帰炉定数調整法についても定式化できることを示した。

論文

Effects of Fe doping on anomalous specific heat and XAFS oscillation in antiferromagnetic metal Mn$$_3$$Si

平賀 晴弘*; 大山 研司*; 小坂 昌史*; 松村 大樹

AIP Advances (Internet), 8(10), p.101424_1 - 101424_5, 2018/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nanoscience & Nanotechnology)

The specific heat of Mn$$_{3-x}$$Fe$$_x$$Si was measured over a wide temperature range. Aside from the lattice and electronic specific heat components, another component had a significant contribution to the specific heat at low temperatures in the case of $$x$$ = 0.2; however, its contribution decreased when $$x$$ = 1.0. It is observed that the net component was retained at temperatures significantly higher than $$T_N$$ for both $$x$$. The XAFS spectra of the Mn $$K$$-edge for $$x$$ = 0 not only indicated a smooth structure near the edge, but also an unusually small amplitude in the extended high energy region; however, these features disappeared with Fe doping. The specific heat and XAFS data were discussed interms of the charge degree of freedom or electronic inhomogeneity.

報告書

幌延深地層研究施設における掘削影響領域の評価,1; 深度140mを対象とした試験(共同研究)

杉田 裕; 青柳 和平; 窪田 健二*; 中田 英二*; 大山 隆弘*

JAEA-Research 2018-002, 72 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-002.pdf:6.16MB

放射性廃棄物を地層処分する地下深部において立坑や坑道を掘削する場合、掘削時の応力再配分により立坑や坑道の周囲に掘削影響領域が発生する。掘削影響領域における岩盤特性の変化は、放射性核種の移行挙動にも影響すると考えられることから、その領域や経時変化の把握が重要となっている。そこで、掘削影響領域の長期挙動の評価を目的として、日本原子力研究開発機構が進めている幌延深地層研究計画において、深度140mの調査坑道を対象とした原位置試験を、電力中央研究所との共同研究の一部として実施してきている。本共同研究では、坑道壁面の観察やボーリング孔を利用した各種調査(地質調査, 弾性波トモグラフィ, 比抵抗トモグラフィ, 透水試験, 水分量計測, 孔内載荷試験, 内空変位計測等)の結果を総合的に評価することにより、掘削影響領域の範囲や掘削影響領域において生じた物理変化の要因、およびその経時変化を把握した。また、掘削影響領域の評価に適用した調査法で取得された計測データを分析することにより、掘削影響領域の経時変化に係る長期データの取得に向けた課題を明らかにした。

論文

Recent issues encountered by AMATERAS; A Cold-neutron disk-chopper spectrometer

中島 健次; 河村 聖子; 菊地 龍弥*; 古府 麻衣子; 川北 至信; 稲村 泰弘; 神原 理*; 青山 和弘*; 若井 大介*; 原田 正英; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 1021(1), p.012031_1 - 012031_5, 2018/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:4.98

We report recent issues that have been encountered by AMATERAS, which is a cold-neutron disk-chopper spectrometer installed at the Materials and Life Science Experimental Facility at J-PARC. After the last ICANS meeting held in 2014, AMATERAS has continued its user program. On the other hand, the spectrometer has faced several problems, such as a weak shield at the beam dump, failure of one of the chopper disks and many such problems, which we are currently investigating. Further, several instrumental improvements have been performed, such as background reduction, fixing badly designed parts and other such improvements. Our extensive experience obtained in the period of more than 7 years on one of the world's first pulse-shaping chopper spectrometers may help other researchers who are operating or planning to construct similar spectrometers.

論文

第30回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (120), p.35 - 46, 2018/06

経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第30回核データ評価国際ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2018年5月14日から18日の日程でOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合、エキスパートグループ会合及びサブグループ会合について報告する。

論文

中性子回折法による曲げとせん断を受けた鉄筋コンクリートの付着応力度の非破壊評価

鈴木 裕士; 楠 浩一*; 佐竹 高祐*; 兼松 学*; 小山 拓*; 丹羽 章暢*; 椛山 健二*; 向井 智久*; 川崎 卓郎; Harjo, S.

非破壊検査, 67(4), p.180 - 186, 2018/04

本研究では、中性子回折法により二次元的に配筋した主筋およびせん断補強筋の応力分布を測定することにより、曲げモーメントを負荷した鉄筋コンクリート梁試験体の付着挙動を評価した。その結果、周囲のコンクリートによる主筋横方向の変形拘束が無視できるほどに小さいという前提に基づき、試験体を回転することなく、曲げ付着挙動の評価の鍵となる主筋の付着応力度分布の変化、およびせん断補強筋の軸応力変化の定量評価に成功した。ひずみゲージ法により測定されたコンクリートの巨視的な変形挙動との比較により、載荷に伴う曲げひび割れの発生と、それに続くせん断ひび割れの発生が、その周辺における付着劣化の原因となり、それに伴い主筋軸応力分布が変化することを確認した。本研究により、中性子応力測定技術は、鉄筋コンクリート梁の曲げ付着挙動の評価にも有効な手段であることを確認した。

論文

原子炉物理分野の研究開発ロードマップ2017; 次世代が考える炉物理の未来

山本 章夫*; 千葉 豪*; 桐村 一生*; 三木 陽介*; 横山 賢治

日本原子力学会誌, 60(4), p.241 - 245, 2018/04

日本原子力学会炉物理部会の傘下に設置された「炉物理ロードマップ調査・検討」WGにおけるロードマップ策定の概要を紹介する。本ロードマップの特徴は、(1)次世代を担う若手の技術者・研究者を中心に議論・策定を進めたこと、(2)現状から類推して課題を設定するフォアキャストアプローチに加え、原子炉物理分野のビジョンとミッションを検討し、これらを達成するために解決すべき課題をバックキャストアプローチにより設定したこと、にある。本ロードマップの詳細は、報告書として炉物理部会のホームページより閲覧可能である。

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

論文

Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors

滝野 一夫; 杉野 和輝; 横山 賢治; 神 智之*; 大木 繁夫

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1214 - 1220, 2018/04

Since next-generation fast reactors aim to achieve a higher core discharge burn-up than that of the conventional ones, nuclear design methods need to improve. In this study, we investigated the effect that the analytical conditions exhibit on the accuracy of estimations of the burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors. Suitable analytical schemes and conditions that maximize the estimation accuracy, while maintaining a low computational cost, were investigated in this study. We performed core burn-up survey calculations under several analysis conditions. Furthermore, we calculated the criticality, burn-up reactivity, control rod worth, breeding ratio, assembly-wise power distribution, maximum linear heat rate, sodium void reactivity, and Doppler coefficient for the equilibrium operation cycles. The accuracy of the low-cost calculations was evaluated by measuring the agreements with the referential detailed conditions.

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