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論文

User interface of atmospheric dispersion simulations for nuclear emergency countermeasures

Hamuza, E.-A.; 永井 晴康; 相楽 洋*

Energy Procedia, 131, p.279 - 284, 2017/12

 パーセンタイル:100

本研究では、WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションを原子力発電所から放射性核種が放出された際の緊急時対応の検討に活用する方法を提案する。WSPEEDIは原子力緊急時対応に不可欠な環境中核種分布や気象パターンなどの情報を計算し出力することができることから、その出力を用いて放射性核種の拡散に対して避難計画を策定するために有効な情報を作成し示すことを目指す。まず、ある原子力施設について1年間のWSPEEDI拡散計算を実行し、出力をまとめてデータベースを作成する。次に、データベースを用いた解析から、WSPEEDIの出力データをユーザーが容易に理解できるような拡散状況の特徴を示す数値情報に変換し、原子力緊急時対応に有効な情報として整理する。

論文

A Simple method to create gamma-ray-source spectrum for passive gamma technique

芝 知宙; 前田 茂貴; 相楽 洋*; 石見 明洋; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.250 - 257, 2017/12

 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所から出る燃料デブリ中に含まれる核物質量測定技術の一つとして、パッシブガンマ測定法が開発されている。本研究では、パッシブガンマ測定法の開発に用いるシミュレーション用$$gamma$$線源の作成を行い、その線源を用いて収納缶に封入された燃料デブリから漏洩する$$gamma$$線のシミュレーションを行った。一般的に、シミュレーション用$$gamma$$線源の作成は多大な労力を要する。本研究ではORIGEN2コードの連続スペクトルと着目する$$gamma$$線の線スペクトルを融合し、簡便かつ精度の良いシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法を開発した。また、本手法は制動放射線を考慮に入れることができる。本手法で作成した$$gamma$$線源を用いて、Peg検出器の検出器応答を計算した。結果は実際の照射済み燃料の$$gamma$$線測定実験の結果と比較され、よく一致した。また、制動放射のX線は検出器応答にほとんど影響を及ぼさなかった。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 パーセンタイル:100

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 3; Numerical simulation of passive gamma technique

芝 知宙; 相樂 洋*; 富川 裕文

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09

福島第一原子力発電所の溶融燃料(デブリ)取出しの始まりは2021年に予定されている。そのため、デブリ内に含まれる核燃料物質の定量技術の確立が、核物質管理の観点から必要になると推測される。本論文では、候補技術の一つであるパッシブ$$gamma$$法の概要を紹介し、長谷らが開発した共通モデルを用いたシミュレーションのフェーズ1および2の結果を述べる。また、本研究には、新たに開発されたカップリング法と呼ばれるシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法が適用された。フェーズ1の結果として、デブリの組成の変動は、収納缶からの漏えい$$gamma$$線に影響を与えないことが明らかとなった。フェーズ2の結果として、デブリが収納缶内に極端に内側に偏在した場合でも、Eu-154の主要なピークである1.27MeVの$$gamma$$線は、明確に観測されることが明らかとなった。加えて、デブリが収納缶内で非均質に配置された場合であっても、収納缶を回転させて測定することで、その影響を補正できることが明らかとなった。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Interim report)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

報告書

核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書(仮訳)

相樂 洋; 川久保 陽子; 井上 尚子

JAEA-Review 2013-011, 54 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-011.pdf:3.05MB

第IV世代原子力システム核拡散抵抗性及び核物質防護(PR&PP)評価手法ワーキンググループ(PRPP WG)は、同国際フォーラム(GIF)で検討されている原子力エネルギーシステムのPR&PPについて評価する手法を開発することを目的とし、「核拡散抵抗性及び核物質防護評価:仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書」を2009年10月に作成し、仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)の事例研究をまとめ、原子力システムのPR&PP評価手法開発の補助として用いた。本研究では、ESFRと核燃料サイクル施設から成る仮想的ではあるが具体的な原子力主要システム要素が想定されたESFRにおけるPR&PP評価の事例研究がなされており、我が国の将来の核燃料サイクルの開発や関連研究の進展に有用であると考え、OECD-NEAの同意を得て翻訳し、日本語版として刊行することにした。

論文

Feasibility study of passive $$gamma$$ spectrometry of molten core material from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station unit 1, 2 and 3 cores for special nuclear material accountancy; Low-volatile FP and special nuclear material inventory analysis and fundamental characteristics of $$gamma$$-rays from fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(1), p.1 - 23, 2014/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

パッシブ$$gamma$$スペクトロメトリを用いた福島第一原子力発電所1, 2, 3号機炉心溶融燃料の核燃料物質計量性のフィージビリティスタディを、低揮発性FP及び核燃料物質インベントリ評価並びに燃料デブリからの漏えい$$gamma$$線基礎特性評価に焦点を当て実施した。低揮発性FPである$$^{154}$$Eu, $$^{144}$$Ceと核燃料物質の重量比を、炉心平均及び燃焼度依存で導出した。不確実性として、U濃縮度,比出力,水ボイド率,冷却期間,計算コード精度及び揮発率を考慮して評価した。同様の手法は3号炉にも適用可能だが、1照射MOX燃料が分離して存在する場合不確実性は大きくなる。事故後時間経過に応じた$$gamma$$線源スペクトル評価結果より、$$^{154}$$Euは、5, 10, 20年後までピークは顕著であり、$$^{144}$$Ceは10年後まではピークが見られるが20年後までの間に減衰しピークは確認されない、Csは134及び137ともに放出率99%を考慮してもピークは顕著であり、検出可能性を確認した。質量減弱係数をデブリのさまざまな組成に対し評価し、1.2MeV以上の高エネルギーにおいて、燃料デブリ組成依存性が限定的であることを確認した。$$gamma$$線漏えい率に対するさまざまなパラメータによる感度解析を実施し、一定以上の大きさの燃料デブリにおいて重大な遮蔽影響を確認し、$$^{154}$$Euの特性$$gamma$$線のピーク比と$$gamma$$線漏えい率の相関性を整理した。最後にTMI-2での収納缶を模擬した仮想収納缶モデルを使った予備的解析結果を示し、今後の研究計画を紹介した。

論文

Optimization study on accelerator driven system design for effective transmutation of iodine-129

Ismailov, K.*; 西原 健司; 齊藤 正樹*; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 56, p.136 - 142, 2013/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.81(Nuclear Science & Technology)

ヨウ素129の加速器駆動炉(ADS)による核変換を研究した。ヨウ化ナトリウム集合体をADSの炉内と炉周辺に配置した。得られた800MWt出力の炉心概念を用いて250kg/年のマイナーアクチノイド(MA)と46kg/年のヨウ素129を核変換可能であり、10基の軽水炉からの排出を賄うことができる。MAとヨウ素129のADSへの初期装荷量はそれぞれ、3810kgと824kgである。

論文

Effect of radial zoning of $$^{241}$$Am content on homogenization of denatured Pu with broad range of neutron energy based on U irradiation test in the experimental fast reactor Joyo

芝 知宙*; 相楽 洋*; 大西 貴士; 小山 真一; 前田 茂貴; Han, C. Y.*; 齊藤 正樹*

Annals of Nuclear Energy, 51, p.74 - 80, 2013/01

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

幅広い中性子エネルギーを有する高速実験炉「常陽」にて照射したUサンプルの化学分析試験を行った。Uサンプルの照射解析を行い、解析手法を構築した。本解析手法を利用して、Am-劣化ウランペレットの照射解析を行った。その結果、ペレットの内側と外側において$$^{241}$$Amを異なる濃度で添加することにより、ペレット全体で$$^{238}$$Pu濃度が均一となることを明らかにした。

論文

Sensitivity analysis of low-volatile FPs and Cm-244 inventory in irradiated nuclear fuel for special nuclear material accountancy in fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.803 - 804, 2012/11

Eu, Ce, Ru等のFPは炉心溶融事象においても放出率が小さく燃料デブリ内に留まっていたことが知られている。Ce-144/Pr-144のパッシブ$$gamma$$スペクトロスコピーがTMI-2では用いられており、Eu-154やRu-106の適用可能性もある。またパッシブ中性子測定についても核物質定量に用いられてきた技術である。しかしながら通常使用済燃料と異なり、溶融燃料は炉心内での装荷位置、FP放出率、照射履歴等の情報が失われている。本研究では、不揮発性FP及びCm-244インベントリの照射パラメータ及び計算精度に対する感度解析を実施し、燃料デブリ中の核物質定量に適用可能な指標を検討することを目的とする。

論文

Effect of neutron moderator on protected plutonium production in fast breeder reactor blanket

松本 航治*; 相楽 洋*; Han, C. Y.*; 大西 貴士; 齊藤 正樹*; 山内 一平*

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.1018 - 1019, 2012/11

マイナーアクチニドの中性子捕獲反応を利用して、高速炉ブランケットで生成するプルトニウムの偶数番号同位体割合を増加させ、核拡散抵抗性を向上させることを目指し、径ブランケットへの減速材導入効果を評価した。その結果、均質減速材よりも非均質減速材の方が、マイナーアクチニドを効率的に核変換し、かつ、プルトニウム238の同位体組成を高めることを明らかにした。また、非均質減速材の導入により、より少ないマイナーアクチニド添加量にて、核拡散抵抗性の高いプルトニウムを生成することを明らかにした。

論文

Feasibility study of $$gamma$$ spectroscopy of low-volatile FPs for special nuclear material accountancy in molten core material

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2012/07

TMI-2で用いられた核物質計量技術をレビューし、不揮発性FPの$$gamma$$スペクトロスコピーによる核物質計量フィージビリティスタディを数値解析により実施した。核物質のうち$$^{239}$$Pu量について、濃縮度、燃焼度、中性子スペクトル、出力密度のパラメータに対する感度解析を行った。PWRであるTMI-2と比較すると、BWR燃料は軸方向上で幅広い中性子スペクトルと複数照射サイクル燃料集合体があり、中性子捕獲反応を通じて生成されるFP蓄積量はよりばらつく傾向を示した。結果として、測定起因誤差を除くインベントリー分析の範囲では、燃焼度依存の$$^{154}$$Eu/$$^{239}$$Pu比による$$^{239}$$Puは15-18%の不確実性で推定が可能であり、$$^{144}$$Ce/$$^{239}$$Pu比による$$^{239}$$Puは$$^{144}$$Ceからの$$gamma$$線が検出できる10年間程度以内ではあるが、20%程度の不確実性で推定が可能である。最後にパッシブ$$gamma$$スペクトロスコピーのシステムイメージと、今後の計画として模擬デブリを用いた測定と自己遮へい補正について紹介した。

論文

Protected plutonium production at fast breeder reactor blanket; Chemical analysis of uranium-238 samples irradiated in experimental fast reactor Joyo

大西 貴士; 小山 真一; 芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Progress in Nuclear Energy, 57, p.125 - 129, 2012/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.4(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクルの核拡散抵抗性向上のための改善方策の1つとして、マイナーアクチニドを高速炉ブランケット中の劣化ウランに添加し、$$^{238}$$Pu含む核拡散抵抗性の高いPu燃料を生成する概念が提唱されている。本概念の詳細検討に必要な照射解析モデルの検証に資するために、高速実験炉「常陽」で照射した$$^{238}$$Uサンプルの化学分析を実施し、照射サンプル中のPu生成量及びPu同位体比を測定した。また、これらの実験データに基づき、$$^{238}$$Uからの$$^{239}$$Pu生成挙動の中性子スペクトル依存性を明らかにした。

論文

「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉ケーススタディ」の報告と考察

相樂 洋; 井上 尚子; 川久保 陽子; 綿引 優

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2011/11

2002年12月に第IV世代原子力システム国際フォーラム(GIF)核拡散抵抗性及び核物質防護ワーキンググループ(PRPP WG)が発足し、これまでに核拡散抵抗性及び核物質防護評価(PR&PP)評価手法開発・検討を行ってきた。2009年10月に発表された「核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)システム全体のケーススタディ」最終報告書では、4つの脅威シナリオに基づき、ESFRの定性的アプローチを用いたPR&PP評価デモンストレーションが行われまとめられた。本発表では、ESFRケーススタディのPR&PP評価結果に基づき、今後のPR&PP定量評価に向けた検討・考察を行う。

論文

Design of $$gamma$$-ray and neutron area monitoring system for the IFMIF/EVEDA accelerator building

高橋 博樹; 前原 直; 小島 敏行; 久保 隆司; 榊 泰直; 竹内 浩; 設楽 弘之; 平林 慶一*; 日高 浩介*; 執行 信寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2795 - 2798, 2011/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.64(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAの加速器実験では、ビームダンプのターゲット材として銅を採用した設計が進められており、最大9MeVの重陽子ビームが入射される計画である。このため大量の中性子が発生するとともに、ビームダンプの熱負荷除去ための水やコンクリート遮蔽材による$$gamma$$線生成が予想できる。加速器系設備では、中性子及び$$gamma$$線モニターと連携したPPSを構築する計画している。採用予定の中性子及び$$gamma$$線の検出レベルは、それぞれ0.025eV$$sim$$15MeV, 80keV$$sim$$1.5MeV領域レベルであり、現在の遮蔽設計において、これらの検出レベル以下となるような遮蔽であるかどうか検証することが安全審査のために必要不可欠である。このために9MeV重陽子イオンビーム入射による銅からの中性子角度分布のエネルギー依存性を九州大学との共同研究で取得し、この核データを用いて水及びコンクリートにおける$$gamma$$線及び中性子のエネルギー減衰についてPHITSコードを用いて解析した。

論文

Feasibility of uranium spallation target in accelerator-driven system

Ismailov, K.*; 齊藤 正樹*; 相楽 洋*; 西原 健司

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.925 - 929, 2011/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイド(MA)核変換のための加速器駆動システムに対する、天然ウランの核破砕ターゲットの適応性研究を行った。鉛ビスマス(PbBi)ターゲットとのターゲット単体での比較においては、ウランターゲットは優れた中性子生成性能を示した。しかし、$$^{238}$$Uの中性子吸収のため、ターゲットの大きさによった。ターゲットをADS内に設置した場合、ウランはPbBiと異なり中性子を吸収することがわかった。次に、より現実的な、ウランピンをPbBiで冷却する概念を検討した。しかし、PbBiターゲットに比較して中性子バランスが悪化し、実規模ADSにはウランターゲットは適さないことが結論づけられた。

論文

Protected plutonium production by transmutation of minor actinides for peace and sustainable prosperity; Irradiation tests of Np and Np-U samples in the experimental fast reactor JOYO (JAEA) and the advanced test reactor at INL

小山 真一; 逢坂 正彦; 伊藤 正彦*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(8), p.661 - 670, 2010/08

核不拡散研究の一環として、防護されたPuの生成に利用した概念が東京工業大学により提案された。この概念を検証するため、高速炉実験炉常陽において$$^{237}$$Npサンプルの照射による$$^{238}$$Pu生成挙動を評価した。また、熱中性子炉であるアイダホ国立研究所のATRにおいて、2%, 5%及び10%の$$^{237}$$Npを含むNp-U試料が照射され、$$^{238}$$Pu生成挙動を評価した。これらの実験的検証により得られたデータは、核不拡散を目的とする燃料ペレットの設計に使用できる。

論文

Protected plutonium production by transmutation of minor actinides for peace and sustainable prosperity; Irradiation tests of Np and Np-U samples in experimental fast reactor JOYO (JAEA) and advanced thermal reactor ATR (INL)

小山 真一; 逢坂 正彦; 伊藤 正彦*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2356 - 2362, 2009/09

核不拡散研究の一環として、防護されたPuの生成にかかわるプロジェクトが東京工業大学により提案されている。この概念を検証するため、高速炉である常陽において$$^{237}$$Npの照射による$$^{238}$$Pu生成挙動を評価する試験が行われた。一方で、熱中性子炉であるINLのATRにおいて、同様の目的のため2%, 5%及び10%の$$^{237}$$Npを含むNp-U試料が照射された。これらにより検証された$$^{237}$$Npの核変換データは、核不拡散を目的とするNp-U酸化物燃料ペレットの設計に使用できる。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:51.44(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

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