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報告書

HTTRの起動用中性子源の交換時期の推定

小野 正人; 小澤 太教; 藤本 望*

JAEA-Technology 2019-012, 15 Pages, 2019/09

JAEA-Technology-2019-012.pdf:2.83MB

HTTRでは、原子炉の起動及び広領域中性子検出器の計数率の確認を目的として、起動用中性子源$$^{252}$$Cfを用いているが、半減期が約2.6年と短いことから適切な時期に交換する必要がある。交換時期の推定には、広領域中性子検出器の「WRM計数率低」の警報発報を防ぐために、半減期のみならず、ゆらぎを考慮する必要がある。このため、広領域中性子検出器の計数率と標準偏差の関係式等から計数率の最小値を予測する手法を考案した。本手法を用いて広領域中性子検出器の計数率の変化を予測した結果、計数率が3.0cpsに低下するのが2022年、1.5cpsに低下するのが2024年となり、2024年までに交換を完了する必要があることが明らかとなった。

論文

Analysis of fast reactor fuel irradiation behavior in the MA recycle system

小澤 隆之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

廃棄物減容・有害度低減に向けたマイナーアクチニド(MA)リサイクルシステムにおいて、再処理で分離されたMAはプルトニウム(Pu)やウラン(U)とともに混合酸化物(MOX)として高速炉で照射される。このような将来のリサイクルシステムでのMA含有率は約5wt.%となることが想定され、MAがMA含有MOX燃料の照射挙動に影響を及ぼすことが考えられる。MA含有による主な影響は燃料温度や被覆管応力の増加で、MA含有MOX燃料の照射挙動のうち、燃料組織変化、再分布、He生成及び被覆管腐食が重要であると考えられる。本研究では、常陽で実施した高Am含有MOX照射試験であるB8-HAMの結果を用い、MA含有MOX燃料の照射挙動を評価するために燃料物性や解析モデルを組み込んだCEPTAR.V2で照射挙動を評価した。その結果、Am含有MOX燃料の照射挙動を精度よく解析でき、Am含有による影響が明らかとなった。

論文

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

論文

Fuel restructuring behavior analysis of MA-bearing MOX fuels irradiated in a fast reactor

小澤 隆之; 生澤 佳久; 加藤 正人

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.622 - 624, 2015/10

廃棄物減容・有害度低減を目指したリサイクルシステムにおいてはMAを高速炉でMA-MOX燃料としてリサイクルする研究開発を進めており、MA含有率は約5wt%と想定されている。このため、MA含有が燃料物性だけでなく燃料挙動に及ぼす影響ついて研究する必要がある。高速炉においてMOX燃料は比較的高い線出力で使用されることから、燃料組織変化が生じ、その結果、中心空孔が形成される。この中心空孔形成は燃料中心温度を低減する効果があるため、燃料溶融防止の観点で重要な燃料挙動である。ここでは、常陽で実施したMA-MOX燃料の照射試験であるB11とB14の結果を用いて、MA含有が燃料組織変化挙動に及ぼす影響を評価した結果について報告する。

報告書

高速炉燃料集合体開発に係るフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)のレーザー溶接試験

河野 史明; 十亀 求; 山田 知典; 菖蒲 敬久; 永沼 正行; 小澤 隆之; 村松 壽晴

JAEA-Technology 2015-004, 57 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-004.pdf:20.87MB

高速炉燃料集合体の内部ダクトとラッパ管の溶接技術開発に関し、レーザー溶接の適用性を確認するため、それらを模擬した厚さ2mmと5mmのフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)板材を用いてレーザー溶接試験を実施した。その結果、スポット溶接とビード溶接それぞれについて、溶接欠陥が少なくかつ十分な溶込み深さが得られる見通しを得た。スポット溶接については、溶接時の冷却速度を低下させることで、また、レーザーをパルス照射にすることで、溶接部の割れや空孔の発生を抑制できることが分かった。また、690$$^{circ}$$C$$times$$103minの溶接後熱処理により、溶接部のひずみはほぼ除去され、硬さも母材と同程度まで回復した。さらに、せん断試験の結果、溶接部は十分なせん断強度を有していることを確認した。これらの結果から、PNC-FMSラッパ管と内部ダクトの接合方法として、レーザー溶接は有望な手段と考えられる。

報告書

中空燃料設計コード「CEPTAR-D」の開発; PCMI評価への適用性検討

亀井 美帆; 小澤 隆之

JAEA-Technology 2014-033, 36 Pages, 2014/11

JAEA-Technology-2014-033.pdf:3.93MB

高速炉燃料の高線出力や高燃焼度化を図るためには中空燃料の採用が有望であり、高燃焼度化に対してPCMI発生時における中空部変形によるPCMI応力の緩和効果が期待されている。このような照射挙動を踏まえた中空燃料設計に適用するため、従来から中空燃料設計コード「CEPTAR」の開発・整備を進めてきている。CEPTARコードでは燃料ペレット及び被覆管の応力・歪を一般化平面歪近似に基づき解くとともに、燃料組織変化モデルにボイド移動モデルを用いている。一方で、燃料設計に適用している高速炉用燃料設計コードでは許認可設計に対応するため、燃料組織変化モデルに三領域モデルを採用している。本研究では高速炉燃料の高燃焼度化に係る許認可設計でのPCMI評価に対応するため、CEPTARコードに三領域モデルを適用したCEPTAR-Dコードを開発し、常陽・海外炉における短期照射データ及び長期照射データを用いて熱的解析機能と機械的解析機能の検証を行った。その結果、従来の検証結果とほぼ同程度の精度を有し、燃料組織変化モデルに三領域モデルを適用した場合においても燃料ペレット及び被覆管の応力・歪を一般化平面歪近似で解くことによって、PCMI応力を適正に評価できることがわかった。

論文

Establishment of control technology of the HTTR and future test plan

本多 友貴; 齋藤 賢司; 栃尾 大輔; 青野 哲也; 平戸 洋次; 小澤 太教; 中川 繁昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1387 - 1397, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.23(Nuclear Science & Technology)

HTTRの制御系の性能は2002年に行われた制御系応答試験で明らかにされ、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、今後高温ガス炉が商用炉として稼働するにあたり、高温ガス炉が長期に渡り安定に高温の熱を供給できる事を実証する必要がある。本論文では、2010年に行われた長期高温連続運転試験で得られた結果を基にHTTRの長期連続運転時の制御特性の評価を行った。さらに現在、原子力機構では商用高温ガス炉として高温ガス炉水素製造システムの設計を行っており、水素製造システムで熱負荷変動が生じた場合にも原子炉が安定することが求められている。そこで、高温ガス炉水素製造システムに起因する熱負荷変動時の原子炉システムの安定性の実証と共に、高温ガス炉水素製造システムの詳細設計に必要なデータ、熱負荷変動に対する原子炉システムの応答挙動解析コードの高度化に必要なデータ収集のため、HTTRを用いた熱負荷変動試験を計画している。予備検討の結果から、実際の運転を想定し制御系を作動させた場合の挙動を示し、試験の実施条件を検討した。

論文

Development and verification of the thermal behavior analysis code for MA containing MOX fuels

生澤 佳久; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 前田 宏治; 加藤 正人; 前田 誠一郎

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

MA-MOX燃料の設計技術開発のためには、MA-MOX燃料の照射挙動評価モデルを開発し、PIE結果を用いて解析コードの精度を確認する必要がある。本研究では、MA-MOX燃料の熱伝導度、融点及び蒸気圧の評価が可能な熱物性評価解析モジュール「TRANSIT」を開発し、更にMA-MOX燃料の照射挙動を解析するために、このモジュールと燃料ピン挙動解析コード「DIRAD」を組合せた「DIRAD-TRANSIコードシステム」を開発した。更に、常陽で実施されたMOX燃料及びMA-MOX燃料の照射後試験結果を用いて、このコードシステムの検証を行った。検証の結果、DIRAD-TRANSIコードシステムは、数%のアクチニドを含むMOX燃料に対して、燃料温度及び組織変化といった照射挙動を再現できることを確認した。

論文

Applicability of iron phosphate glass medium for loading NaCl originated from seawater used for cooling the stricken power reactors

小林 秀和; 天本 一平; 横澤 拓磨; 山下 照雄; 永井 崇之; 北村 直登*; 武部 博倫*; 三田村 直樹*; 都築 達也*

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/09

福島第一原子力発電所での汚染水処理により生じたスラッジの廃棄体化候補技術として、鉄リン酸塩ガラス(IPG)媒体による固化法の適用性を検討している。本報では、スラッジに含まれる海水成分であるNaClのIPG媒体への充填挙動及びガラス物性を評価するため、100g規模の基礎試験を行った。試験の結果、IPG媒体に対してNa$$_{2}$$O及びClを約19及び15mol%まで充填できた。NaCl成分の充填によりガラスの架橋構造の分断が生じることで、ガラス転移温度及び結晶化開始温度が低下する傾向が認められた。化学的耐久性については、Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$濃度が高いIPG媒体を用いることでホウケイ酸塩系の高レベルガラスの1/10程度の浸出速度となることがわかった。

論文

Behaviour of IPG waste forms bearing BaSO$$_{4}$$ as the dominant sludge constituent generated from the treatment of water used for cooling the stricken power reactors

天本 一平; 小林 秀和; 横澤 拓磨; 山下 照雄; 永井 崇之; 北村 直登*; 武部 博倫*; 三田村 直樹*; 都築 達也*

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/09

東日本大震災で被災した原子炉の冷却に使用している大量の水は、放射性物質で汚染しているため、汚染水の浄化方法や浄化によって発生した廃棄物の安定化法について、国内でさまざまな取り組みがなされている。ここでは、発生した廃棄物の中、BaSO$$_{4}$$を主成分とするスラッジを対象として、鉄リン酸ガラスを媒体として、スラッジの廃棄体化について検討を行っている。これまでの研究の結果、ストロンチウム核種を含有するBaSO$$_{4}$$スラッジの廃棄体化に鉄リン酸塩ガラスが十分に機能することが判明した。

論文

Decontamination of outdoor school swimming pools in Fukushima after the nuclear accident in March 2011

三枝 純; 操上 広志; 安田 良; 栗原 和男; 新井 栄揮; 黒木 良太; 松橋 信平; 小澤 隆志; 後藤 浩明; 高野 隆夫; et al.

Health Physics, 104(3), p.243 - 250, 2013/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.05(Environmental Sciences)

2011年3月の原子力発電所事故を受け、福島県内の多くの学校プールでは、放射性セシウムを含んだ水が農地に放出されることへの懸念から、プール水が排水できないままにあった。原子力機構では、プール水を除染するための方法として、各種のセシウム吸着材を使った方法や凝集沈殿法について調査・検討を行った。この結果をもとに、福島県内の学校プールにおいて除染の実証試験を行い、手法の見直しや改良を進めることにより、プール水の除染方法を構築した。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

New result in the production and decay of an isotope, $$^{278}$$113 of the 113th element

森田 浩介*; 森本 幸司*; 加治 大哉*; 羽場 宏光*; 大関 和貴*; 工藤 祐生*; 住田 貴之*; 若林 泰生*; 米田 晃*; 田中 謙伍*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 81(10), p.103201_1 - 103201_4, 2012/10

 被引用回数:133 パーセンタイル:2.36(Physics, Multidisciplinary)

113番元素である$$^{278}$$113を$$^{209}$$Bi標的に$$^{70}$$Znビームを照射する実験により合成した。観測したのは6連鎖の$$alpha$$崩壊で、そのうち連鎖の5番目と6番目は既知である$$^{262}$$Db及び$$^{258}$$Lrの崩壊エネルギーと崩壊時間と非常によく一致した。この意味するところは、その連鎖を構成する核種が$$^{278}$$113, $$^{274}$$Rg (Z=111), $$^{270}$$Mt (Z=109), $$^{266}$$Bh (Z=107), $$^{262}$$Db (Z=105)及び$$^{258}$$Lr (Z=103)であることを示している。本結果と2004年, 2007年に報告した結果と併せて、113番元素である$$^{278}$$113を曖昧さなく生成・同定したことを強く結論付ける結果となった。

論文

Production and decay properties of $$^{264}$$Hs and $$^{265}$$Hs

佐藤 望; 羽場 宏光*; 市川 隆敏*; 加治 大哉*; 工藤 祐生*; 森本 幸司*; 森田 浩介*; 大関 和貴*; 住田 貴之*; 米田 晃*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 80(9), p.094201_1 - 094201_7, 2011/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:39.77(Physics, Multidisciplinary)

本論文は、理化学研究所線型加速器施設の気体充填型反跳分離装置を用いて行った、$$^{207,208}$$Pb($$^{58}$$Fe, $$xn$$)[$$x$$=1,2]反応で合成された$$^{264}$$Hs及び$$^{265}$$Hsの崩壊特性について報告するものである。6つの崩壊連鎖が$$^{264}$$Hsと同定され、$$^{264}$$Hs合成の反応断面積は、$$^{208}$$Pb($$^{58}$$Fe,$$2n$$)反応が$$2.8^{+6.5}_{-2.3}$$pb、$$^{207}$$Pb($$^{58}$$Fe,$$n$$)反応が$$6.9^{+4.4}_{-3.1}$$pbであった。$$^{264}$$Hsは$$alpha$$崩壊並びに自発核分裂を起こし、半減期は$$0.751^{+0.518}_{-0.218}$$msであった。$$^{264}$$Hsの$$alpha$$線エネルギーとしては、10.61$$pm$$0.04MeVと10.80$$pm$$0.08MeVを観測した。また、$$^{264}$$Hsの自発核分裂分岐比は$$17^{+38}_{-14}%$$であった。

論文

Physical properties and irradiation behavior analysis of Np- and Am-bearing MOX fuels

加藤 正人; 前田 宏治; 小澤 隆之; 鹿志村 元明; 木原 義之

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.646 - 653, 2011/04

高速炉リサイクルの実用化に向けてマイナーアクチニド含有MOX燃料の物性値と照射挙動が評価された。物性値は、マイナーアクチニド含有率や$$O$$/$$M$$比などをパラメータとして物性式を作成し、照射挙動評価に用いた。マイナーアクチニド含有MOX燃料は$$O$$/$$M$$比をパラメータとして、常陽で照射試験が行われ、照射後試験において、組織変化及びアクチニド元素の再分布挙動が評価された。物性式を用いて燃料の温度解析を行い、燃料は到達線出力430W/cmで、2680Kまで達したと評価された。

論文

Water transport in polymer electrolyte membranes investigated by dissipative particle dynamics simulation

澤田 真一; 八巻 徹也; 小沢 拓*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 前川 康成

ECS Transactions, 33(1), p.1067 - 1078, 2010/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:11.11

燃料電池用電解質膜における水輸送現象を調べるため、散逸粒子動力学(DPD)シミュレーションを用いて膜内水の自己拡散係数D$$_{W}$$を求めた。シミュレーションの対象としたのは、市販のNafion膜並びに放射線グラフト電解質膜である。(1)粗視化粒子(適当な原子集団に相当)を用いた分子モデリング,(2)水粒子の自己拡散係数D$$_{W}$$$$^{Particle}$$の算出,(3)DPDシミュレーションにおける単位時間の決定,(4)DPD単位におけるD$$_{W}$$$$^{Particle}$$からSI単位におけるD$$_{W}$$への換算、という手順により電解質膜内のD$$_{W}$$を得た。グラフト電解質膜はNafionよりも小さなD$$_{W}$$を示すことがわかった。これは、水分子とスルホン酸基の相互作用がより強く働くからであると考えられる。またいずれの電解質膜においても、拡散時間tが長くなるほど、障害物効果のためにD$$_{W}$$は低下した。そこでD$$_{W}$$-tの関係を定量的に解析し、水輸送経路である膜内親水性領域の幾何学形状を検討した。

論文

MOX fuel performance and database development for MOX fuel use in LWRs

小澤 隆之; 生澤 佳久

Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance Meeting/TopFuel/WRFPM (CD-ROM), p.72 - 81, 2010/09

エネルギー資源の有効利用のため、軽水炉(LWR)の使用済燃料の再処理によって取り出したプルトニウムを再利用しており、このような核燃料サイクルでは、プルトニウムをウラン-プルトニウム混合酸化物として用いている。日本においては、2003年の運転終了までFUGENにおいて772体のMOX燃料集合体が健全に使用され、これは熱炉でのMOX燃料利用実績として世界最多となっている。FUGENで照射したMOX燃料集合体に対して、MOX燃料挙動評価に必要な照射後試験を実施し、有用なデータを得ることができた。また、ノルウェーのハルデン炉(HBWR)において、炉内計装を取り付けたMOX燃料集合体を用いた幾つかの照射試験(定常照射試験,ランプ試験,負荷追従試験)を実施した。このようなFUGEN及びHBWRで得られた経験を、将来のLWRにおけるMOX燃料利用の信頼性向上に資するため、MOX燃料データベースを構築した。

論文

Burn-up effect on MOX fuel thermal conductivity

生澤 佳久; 森本 恭一; 小澤 隆之; 加藤 正人

Proceedings of Plutonium Futures; The Science 2010 (CD-ROM), p.341 - 342, 2010/09

酸化物燃料の熱伝導度は、挙動評価,燃料設計において重要な物性である。ウラン酸化物燃料や混合酸化物燃料(MOX燃料)は軽水炉燃料として使われており、これら酸化物燃料の熱伝導度はさまざまな研究施設で測定がなされている。燃料物性の研究によると、酸化物燃料の熱伝導度は燃焼とともに減少する。本研究では、MOX燃料の熱伝導度の燃焼度依存性について評価,検討を行った。

報告書

燃料照射試験用再計装機器のメカニカルシール機構の開発

井上 修一; 山浦 高幸; 斎藤 隆; 石川 和義; 菊地 泰二; 相沢 静男; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2009-076, 33 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-076.pdf:18.29MB

材料試験炉(JMTR)では、シュラウド照射装置「OSF-1」や沸騰水キャプセルを用い、発電炉で使用された燃料試料の出力急昇を伴う照射試験を数多く行った。同燃料照射に用いる燃料試料には、遠隔で行う溶接により、熱電対やFPガス圧計のような再計装機器を直接取付けられていた。本開発では、再計装機器の利用効率の向上を図ることを目的に、従来の溶接の代わりに当該機器の再使用を可能にする機械的な接続方法、すなわち「メカニカルシール機構」を考案し、その構造の設計,試作及び確証試験を行った。試作したメカニカルシール機構の試験体は、各種確証試験において良好な結果を示し、再計装機器の再利用が可能となる見通しを得た。

論文

散逸粒子動力学シミュレーションによる放射線グラフト電解質膜の構造解析

澤田 真一; 八巻 徹也; 小沢 拓*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 前川 康成

高分子論文集, 67(3), p.224 - 227, 2010/03

 被引用回数:9 パーセンタイル:66.19(Polymer Science)

燃料電池電解質膜の高度化を図るため、膜内構造に関する基礎的知見を得ることは極めて重要である。そこで本研究では、散逸粒子動力学シミュレーション(DPD)法を用いて、架橋ポリテトラフルオロエチレン(PTFE)を基材とする電解質膜の構造を予測した。はじめに分子構造に基づき、-(CF$$_{2}$$)$$_{6}$$-, -CH$$_{2}$$(CH(C$$_{6}$$H$$_{4}$$SO$$_{3}$$H))-を、それぞれ粒子A, Bと見なし、これら粒子を用いてモデル分子を構築した。モデル分子と適当量の水粒子W(7H$$_{2}$$Oに相当)を含む系を作成し、DPD法によって系の時間発展を計算した。平衡状態において、スチレンスルホン酸グラフト鎖(粒子B)と水(粒子W)は混合し、PTFE領域(粒子A)から相分離することがわかった。グラフト鎖-水の混合相の構造を詳細に調べるため、粒子W-W間の動径分布関数を求めた。その結果、直径1.8nmという非常に小さい水クラスターが存在することが明らかとなった(Nafion膜における水クラスターは直径4$$sim$$5nm程度)。このように特異的な水クラスター構造が、架橋PTFE電解質膜の高プロトン伝導性や水透過抑制能の起源であると考えられる。

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