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論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

論文

VHTR technology development in Japan; Progress of R&D activities for GIF VHTR system

柴田 大受; 佐藤 博之; 植田 祥平; 竹上 弘彰; 高田 昌二; 國富 一彦

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.99 - 106, 2020/05

第四世代原子力システムの一つである超高温ガス炉(VHTR)システムについて、原子力研究開発機構で実施している研究開発活動の進捗についてまとめた。高温工学試験研究炉(HTTR)は2010年に原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cでの50日間連続運転を達成し、その際、被覆粒子燃料の優れた品質を示した。また、高燃焼度化に向けてZrC被覆粒子の開発を進めている。炉内の構造物に用いる黒鉛の耐酸化性の向上のため、黒鉛へのSiC被覆について中性子照射の影響を調べている。将来の商用高温ガス炉コジェネレーションシステムについて、国際的な安全基準の整備を進めている。HTTRは新規制基準の適合性審査を経て、2019年に再稼働を見込んでいる。ISプロセス連続水素製造試験設備では、2016年に31時間の連続試験が完了した。HTTRでの水素製造-ガスタービン試験に向けた基本設計を完了した。

論文

Conceptual plant system design study of an experimental HTGR upgraded from HTTR

大橋 弘史; 後藤 実; 植田 祥平; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 笠原 清司; 佐々木 孔英; 水田 直紀; Yan, X.; 青木 健*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

商用炉に向けて高温工学試験研究炉(HTTR)を高度化した高温ガス実験炉のシステム概念検討を実施した。安全設備については、実用炉技術を実証するため、受動的炉容器冷却設備、コンファインメントの採用など、HTTRから高度化を図った。また、商用炉におけるプロセス蒸気供給の技術確立に向けて、HTTRの系統構成から中間熱交換器(IHX)を削除し、新たに蒸気発生器(SG)を設置した。本論文では高温ガス実験炉のシステム概念の検討結果を述べる。

論文

iBNCT用線形加速器のビームコミッショニング

内藤 富士雄*; 穴見 昌三*; 池上 清*; 魚田 雅彦*; 大内 利勝*; 大西 貴博*; 大場 俊幸*; 帯名 崇*; 川村 真人*; 熊田 博明*; et al.

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1244 - 1246, 2016/11

いばらき中性子医療研究センターのホウ素中性子捕獲療法(iBNCT)システムは線形加速器で加速された8MeVの陽子をBe標的に照射し、中性子を発生させる。この線形加速器システムはイオン源, RFQ, DTL, ビーム輸送系と標的で構成されている。このシステムによる中性子の発生は2015年末に確認されているが、その後システムの安定性とビーム強度を共に高めるため多くの改修を施した。そして本格的なビームコミッショニングを2016年5月中旬から開始する。その作業の進展状況と結果を報告する。

論文

Characterization of high-energy quasi-monoenergetic neutron energy spectra and ambient dose equivalents of 80-389 MeV $$^{7}$$Li(p,n) reactions using a time-of-flight method

岩元 洋介; 萩原 雅之*; 佐藤 大樹; 荒木 祥平*; 八島 浩*; 佐藤 達彦; 増田 明彦*; 松本 哲郎*; 中尾 徳晶*; 嶋 達志*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 804, p.50 - 58, 2015/12

 被引用回数:20 パーセンタイル:91.46(Instruments & Instrumentation)

大阪大学核物理研究センター(RCNP)において、80, 100及び296MeVの陽子に対する準単色中性子のエネルギースペクトルを飛行時間法により測定した。中性子スペクトルは準単色中性子ピーク部と連続部からなり、ピーク収量は陽子エネルギー80$$sim$$389MeVにおいて、0.9$$sim$$1.1$$times$$10$$^{10}$$(個/sr/$$mu$$C)の範囲であり、全体の収量に対するピーク収量の比は、0.38$$sim$$0.48であった。この準単色中性子場を用いて、ビーム軸上(0度)に設置した中性子モニターのピーク部に対する周辺線量当量(応答)を測定するため、全体の応答から、0度と25度のスペクトルの連続部の応答が等しくなる定数kを決定し、この定数で規格化された25度に設置した連続部からなる中性子モニターの応答を差し引く手法を提案した。定数kは、陽子エネルギー80$$sim$$389MeVの範囲において、0.74$$sim$$1.02であった。以上により、これまでの実験の成果と合わせて、RCNPで80$$sim$$389MeVの陽子を$$^{7}$$Liターゲットに入射させて生成する準単色中性子場の特性を示すデータを得ることができた。

報告書

Test plan using the HTTR for commercialization of GTHTR300C

橘 幸男; 西原 哲夫; 坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.

JAEA-Technology 2009-063, 155 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-063.pdf:17.27MB

高温ガス炉実用化のために必要となるHTTRを用いた試験計画を立案した。HTTRを用いる試験項目は、燃料性能,核分裂生成物挙動,炉物理,伝熱流動,原子炉運転及びメンテナンスなどであり、これらについて検討し、試験項目を細分化した。HTTRを用いた試験により得られた結果は、原子力機構が設計して世界の代表的な商用超高温ガス炉と認められているGTHTR300Cの実用化に用いることができる。

論文

Calculation of critical concentrations of actinides in an infinite medium of silicon dioxide

奥野 浩; 佐藤 庄平; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(12), p.1137 - 1144, 2009/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.23(Nuclear Science & Technology)

$$^{233, 235}$$U, $$^{239, 241}$$Pu, $$^{242m}$$Am, $$^{243, 245, 247}$$Cm及び$$^{249, 251}$$Cfを含む26アクチニドの金属-SiO$$_{2}$$及び金属-H$$_{2}$$O混合物の臨界濃度を計算した。ここで、臨界濃度は、無限中性子増倍率k$$infty$$が1になる濃度と定義される。計算は、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP5と核データライブラリJENDL3.3の組合せで行われた。計算結果は、調べたすべての核分裂性核種において、金属-SiO$$_{2}$$の臨界アクチニド濃度が金属-H$$_{2}$$Oの臨界アクチニド濃度の約1/5であることを示した。対応する臨界濃度の半分を未臨界アクチニド限度と想定し、この濃度での金属-SiO$$_{2}$$及び金属-H$$_{2}$$Oのk$$infty$$が検討したすべてのアクチニドで0.8未満であることを見いだした。部分和の法則を6核分裂性核種のアクチニド濃度と未臨界アクチニド濃度の比に対して適用し、高レベル放射性廃棄物の報告された例について未臨界性を確認した。臨界アクチニド濃度の計算結果に対する異なる核データの影響が大きいことを$$^{242}$$Cm, $$^{247}$$Cm及び$$^{250}$$Cfに対して見いだした。

報告書

プルトニウム-240同位体組成割合を考慮した計算誤差評価に基づくMOX燃料体系の推定臨界下限増倍率の算出

佐藤 庄平; 奥野 浩

JAEA-Data/Code 2009-014, 19 Pages, 2009/11

JAEA-Data-Code-2009-014.pdf:3.03MB

推定臨界下限増倍率は、評価対象と類似した燃料体系の臨界実験データに対して同じ臨界計算コードシステムを適用した計算結果から未臨界と判断してよいと考える中性子増倍率の上限値である。本報告書では合理的なウラン・プルトニウム混合酸化物燃料(MOX燃料)体系の推定臨界下限増倍率を算出する方法を確立することを目的に、統計処理対象の分類範囲について検討するとともに、その統計処理対象ごとに$$^{240}$$Pu同位体組成割合依存性を考慮した計算誤差評価を実施した。この評価には、臨界計算コードMVPと評価済核データライブラリーJENDL3.3を利用し、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに登録されたMOX燃料の臨界実験を適用した。燃料の種類の分類範囲に「二重非均質体系」を新たに導入することで、ベンチマーク計算結果の$$^{240}$$Pu同位体組成への依存性が強くなることを見いだした。この分類と誤差評価の結果、推定臨界下限増倍率のすべての算出値がベンチマーク計算結果を下回ること、また従来の方法に基づく推定臨界下限増倍率よりも推定臨界下限増倍率を高くとれることを確認した。

報告書

均質燃料(ステアリン酸亜鉛混合MOX粉末及び硝酸プルトニウム水溶液)体系の動特性パラメータの算出

佐藤 庄平; 奥野 浩

JAEA-Data/Code 2009-006, 43 Pages, 2009/07

JAEA-Data-Code-2009-006.pdf:6.53MB

本報告書では、フランス放射線防護原子力安全研究所(IRSN)との共同研究の一環で算出した、均質燃料体系の動特性パラメータについて報告する。対象燃料は、ステアリン酸亜鉛を混合させたMOX粉末及び硝酸プルトニウム水溶液とした。計算コードにはTWODANTを、核データライブラリにはSRACにより17群に縮約したJENDL-3.3を使用した。計算の結果、(1)MOX粉末の動特性パラメータは、円筒体系,無限体系によらず、プルトニウム富化度と減速度に依存するが、中性子寿命をのぞいてはMOX密度,燃料高さに依存しないこと,(2)硝酸プルトニウム水溶液の動特性パラメータは、初期温度と溶液のプルトニウム濃度に依存し、反応度温度係数についてはプルトニウム濃度がおよそ19g/l以下で正の値を持つことが明らかになった。

論文

Fluctuation of the neutron multiplication factor induced by an oscillation of the fuel solution system

佐藤 庄平; 奥野 浩; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(3), p.268 - 277, 2009/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

臨界安全の観点から、地震のような振動により誘起された溶液燃料の反応度を把握することは重要である。本紙は振動により形成された自由表面を持つ溶液燃料体系の反応度を、中性子増倍率の変動を評価することで明らかにすることを目的とする。この目的を達成するために、流体計算結果を反映した臨界計算を実施した。流体計算では、振動により発生する自由表面を算出するために有限体積法とVOF法を適用した。臨界計算では、連続エネルギモンテカルロ法を適用した。計算の結果、振動数と溶液高さと溶液幅の比(H/L)に依存する、3つの中性子増倍率の振動タイプが得られた。スロッシングが発生すると、中性子増倍率は大きく変動し、H/Lにより中性子増倍率の変動タイプが分類されるしきい値を持つ。そのしきい値は反射体の種類によらなかった。もしH/Lがしきい値(H/L=0.35)以上であれば、静止状態における中性子増倍率より小さな値で変動する。それとは逆に、H/Lがしきい値(H/L=0.35)以下であれば、静止状態における中性子増倍率より大きな値で変動する。本紙で示したしきい値は、従来の値より小さな値であることが明らかになった。

論文

Nuclear criticality safety evaluation of a mixture of MOX, UO$$_{2}$$ and additive in the most conservative concentration distribution

奥野 浩; 佐藤 庄平; 酒井 友宏*; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(11), p.1108 - 1115, 2008/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.92(Nuclear Science & Technology)

MOX燃料加工施設の臨界安全評価のために、MOX, UO$$_{2}$$及び添加剤であるステアリン酸亜鉛の3つの化学物質の粉末の不均一性を考慮するべきである。この論文で考慮した均一化混合装置モデルは、PuO$$_{2}$$富化度33wt%MOX,劣化UO$$_{2}$$及びステアリン酸亜鉛が逆円錐形状をしており、厚さ30cmのポリエチレンにより囲まれているものとした。計算件数の制限から、混合物の核分裂プルトニウム質量は98kgに、MOXとUO$$_{2}$$の濃度の和を4g/cm$$^{3}$$に固定した。これらの条件の下での臨界安全上で最も保守的な燃料分布は、二次元最適燃料分布計算コードOPT-TWOを用いて、MOXとステアリン酸亜鉛それぞれの要素のインポータンスを、質量を保存させつつ平坦化させるように計算した。OPT-TWO計算の後MCNPコードにより臨界計算を実施して当該分布における中性子増倍率を得た。この研究によって得られた最も保守的な燃料分布は、ステアリン酸亜鉛が中心部のMOX粉末領域に殻状に入り込み、周辺部をUO$$_{2}$$の領域により囲まれている、と典型的に表される。この分布の場合、粉末の混合割合によって均一状態に比べて中性子増倍率が最大で25%増大する場合があること、この増大にはPu富化度及び添加剤の不均一性がそれぞれ独立に寄与していることが明らかになった。

報告書

Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries

坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.

JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB

安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。

論文

Calculation of the pressure vessel failure fraction of fuel particle of gas turbine high temperature reactor 300C

相原 純; 植田 祥平; 茂住 泰寛; 佐藤 博之; 本橋 嘉信*; 沢 和弘

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.416 - 422, 2007/09

高温ガス炉においては被覆粒子が燃料として使用される。高温ガス炉技術の進歩のために、現在第3層として使われているSiC被覆層は、より高温安定性と核分裂生成物のパラジウムに対する耐性に優れたZrC被覆層に置き換えられる可能性がある。ZrC層は高温では塑性変形をする可能性がある。そこで日本原子力研究開発機構では、ZrC被覆粒子の照射下破損率を予測するために既存の内圧破損率計算コードを改良して第3層の塑性変形を取り扱えるようにした。各被覆層の応力を計算するために有限要素法が適用された。このコードでGTHTR300Cの通常運転時の被覆粒子破損率を計算したところ、わずか3.5$$times$$10$$^{-6}$$であった。

報告書

OPT-TWO; 2次元MOX燃料最適濃度分布計算コード

佐藤 庄平; 酒井 友宏*; 奥野 浩

JAEA-Data/Code 2007-017, 40 Pages, 2007/08

JAEA-Data-Code-2007-017.pdf:4.8MB

OPT-TWOは、MOX(ウラン・プルトニウム混合酸化物)燃料の2次元体系において、臨界安全上で最も厳しい評価を与える濃度分布(最適濃度分布)を計算するコードである。OPT-TWOにおける最適濃度分布の算出は、燃料インポータンス量が一定になる時に燃料体系の反応度が最も大きくなることを示す原理である、燃料インポータンス平坦化原理を利用する。この原理に基づき、OPT-TWOでは、(1)2次元SN法中性子輸送計算コードTWOTRANを用いた中性子束,随伴中性子束及び中性子増倍率の算出,(2)燃料インポータンスの算出,(3)燃料移行量の算出、の繰り返し計算を実施して燃料インポータンス分布を徐々に平坦化していき、最終的に燃料体系の最適濃度分布を算出する。濃度分布を考慮するMOX燃料の要素は、MOX粉末,二酸化ウラン粉末及び添加剤である。本報告書では、OPT-TWOの計算内容,計算方法及びインストール方法を示すとともに、OPT-TWOの臨界計算への適用方法について示す。

論文

Thermodynamics of the UO$$_{2}$$ solid solution with magnesium and europium oxides

藤野 威男*; 佐藤 修彰*; 山田 耕太*; 仲間 正平*; 福田 幸朔; 芹澤 弘幸; 白鳥 徹雄*

Journal of Nuclear Materials, 297(3), p.332 - 340, 2001/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.03(Materials Science, Multidisciplinary)

固溶体Mg$$_{y}$$Eu$$_{z}$$U$$_{1-y-z}$$O$$_{2+x}$$ の酸素ポテンシャルの測定を、O/Metal比の関数として、1000, 1100及び1200$$^{o}$$Cにおいて測定した。y=0.05, z=0.1 and y=0.05, z=0.05の試料では、酸素ポテンシャルの急変する組成(GOM)が、1.995であったが、Mg$$^{2+}$$ の濃度が高い、y=0.1, z=0.05の試料では、1.908まで減少した。1000-1200 $$^{o}$$Cの温度範囲では、GOMは変化しなかった。GOMの組成では、全Mg$$^{2+}$$ の47.3%が蛍石型構造結晶格子の、原子間位置を占めていることが判明した。

口頭

二酸化珪素または水を減速材とした臨界及び未臨界アクチニド濃度の計算

奥野 浩; 佐藤 庄平; 川崎 弘光*

no journal, , 

アクチニド核種($$^{241}$$Pu, $$^{242m}$$Am, $$^{243}$$Cm, $$^{245}$$Cm, $$^{247}$$Cm, $$^{249}$$Cf, $$^{251}$$Cf等)金属とSiO$$_{2}$$あるいはH$$_{2}$$O混合物質の無限体系を対象として、MCNP5コードとJENDL-3.3ライブラリーを用いて臨界計算を実施し、中性子増倍率が1, 0.9, 0.8に対応する濃度を計算した。さらに、核分裂性核種濃度の混合和則を適用してTRU廃棄物の未臨界性を評価した。

口頭

自由表面形状を持つ溶液燃料体系のモンテカルロ法臨界解析

佐藤 庄平; 奥野 浩

no journal, , 

溶液燃料体系の表面形状の変化に対する中性子増倍率の変化を評価した。汎用流体解析コードFLUENTを使用した非定常流体解析を実施し、容器をスロッシング揺動により発生する自由表面形状をVOF法を使用して算出する。この解析で得られた自由表面形状に基づき、連続エネルギモンテカルロ法中性子輸送計算コードMCNPによる解析を実施し、中性子増倍率を算出する。

口頭

MOX, UO$$_{2}$$及び添加剤濃度分布の不均一性を考慮した臨界計算,1; 背景,定式化及び計算モデル

奥野 浩; 佐藤 庄平; 内山 軍蔵; 酒井 友宏*

no journal, , 

MOX加工施設の粉末調整工程均一化混合装置に対して臨界安全性を評価するためには、混合される3つの成分(MOX粉末,UO$$_{2}$$粉末,添加剤粉末)のとりうる分布を考慮する必要がある。反応度を、通常の反応度の表式と3成分それぞれの質量が一定値になるための条件を示す式の和で表した。3成分の各濃度の微少変化を、それぞれの要素のインポータンスを平坦化させるようにして反応度変化が正又は0になるように表した。計算対象とした均一化混合装置モデルは逆円錐状で、容器の厚さを無視し、厚さ30cmのポリエチレン反射体を付けた。燃料は、Pu富化度33%のMOX粉末に、濃縮度0.3wt%の劣化ウラン及び添加剤としてのステアリン酸亜鉛を投入して調整される。核分裂性Pu核種質量は98kg、MOXと劣化ウランの合計密度は4g/cm$$^{3}$$と設定した。Pu富化度及び添加剤濃度の2つをパラメータとし、ステアリン酸亜鉛はMOXとUO$$_{2}$$の混合粉末の隙間へボイドなしとなる最大密度0.7g/cm$$^{3}$$まで入り込むと仮定し、ステアリン酸亜鉛を上限密度以上に投入するとMOXと劣化ウランの合計密度が減少していくものとした。

口頭

MOX,UO$$_{2}$$及び添加剤濃度分布の不均一効果を考慮した臨界計算,2; 計算コード,計算結果及び検討

佐藤 庄平; 奥野 浩; 内山 軍蔵; 酒井 友宏*

no journal, , 

MOX, UO$$_{2}$$及び添加剤(ステアリン酸亜鉛)の粉末の不均一性を考慮した臨界安全評価を実施するために、2次元最適燃料分布計算プログラムOPT-TWOを使用して最も厳しい不均一分布を算出し、その分布における中性子増倍率をMCNPにより計算を行った。計算の結果、MOX粉末が中心付近に分布し、ステアリン酸亜鉛がドーナツ状に分布する状態が最適な不均一分布であることが明らかになった。この分布の場合、粉末の混合割合によって均一状態に比べて中性子増倍率が最大で約20%増大する場合があることがわかった。その内訳を見ると、この増大には、Pu富化度及び添加剤の不均一性がそれぞれ独立に寄与していることが明らかになった。

口頭

臨界計算誤差評価の高度化の研究; ウラン燃料体系及びMOX燃料体系への適用性

奥野 浩; 佐藤 庄平

no journal, , 

核燃料サイクル施設の臨界安全評価では、評価に用いる臨界計算手法が評価対象と類似の臨界実験に対して実証されること、さらに、計算手法を適用する際に保守側に推定することが要求される。臨界計算手法の誤差を考慮して、統計的な手法により未臨界と判断される中性子増倍率の上限値は推定臨界下限増倍率と呼ばれる。計算誤差推定時においてパラメータ依存性を検討した。低濃縮ウラン燃料ベンチマーク計算体系に対する検討結果は、濃縮度の2次に比例する項の係数の不確定性を反映して、中間のウラン濃縮での推定の不確定性が大きくなった。また、MOX燃料体系ベンチマーク計算結果に対しては、幾つかのパラメータ依存性を調べ$$^{240}$$Pu/Puが大きくなると中性子増倍率が低くなる傾向が見られた。

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