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論文

Comparative study of plutonium and minor actinide transmutation scenario

西原 健司; 岩村 公道*; 秋江 拓志; 中野 佳洋; Van Rooijen, W.*; 島津 洋一郎*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.388 - 395, 2015/09

プルトニウムを資源として利用しない場合の、我が国におけるプルトニウムとマイナーアクチノイドの核変換技術の比較研究に取り組んだ。核変換技術は、核変換炉からの使用済燃料を再処理しないワンススルー核変換方式と、再処理を行う多数回核変換方式の2種類に大別することができる。本研究では、2種類の核変換方式に対して、核変換炉の必要基数、アクチノイド核種の物量減少、処分場への効果を諸量評価によって明らかにした。全体として、先進的な技術は核変換性能において優れていたが、その一方で必要な核変換基数は大きかった。

論文

Application of the modified neutron source multiplication method to the prototype FBR Monju

Truchet, G.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 島津 洋一郎*; 山口 勝久

Annals of Nuclear Energy, 51, p.94 - 106, 2013/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:49.64(Nuclear Science & Technology)

修正中性子増倍法(MNSM)を高速原型炉「もんじゅ」に適用した。「もんじゅ」の特異性のうちMNSM因子に大きな影響を及ぼす要素は、炉心近傍にカリフォルニウム中性子源があることと、中性子検出器が炉容器外の離れた位置にあること。検出器の計数率の評価では、炉容器から外部の検出器までの伝播計算を実施した。二つの未臨界状態に対して反応度を評価し、2010年の再起動試験データと比較した。MNSM法による反応度計算結果は、他の方法から得られた反応度とよい一致を見た。

論文

Sodium void reactivity worth calculations for fast critical assemblies without whole-lattice homogenization

千葉 豪; 島津 洋一郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(12), p.1526 - 1535, 2007/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.88(Nuclear Science & Technology)

格子均質化に起因する誤差を排除するため、格子均質化を行わずに臨界集合体のNaボイド反応度を計算する手法を提案する。全炉心非均質臨界集合体体系に対する離散座標法に基づく中性子輸送計算の妥当性をベンチマーク問題の計算を通して確認した。今回提案した手法と核データJENDL-3.3を用いることにより、臨界集合体のNaボイド反応度実験データを3$$sigma$$の実験誤差内で予測することが可能であることを示した。

論文

原子炉物理に関する国際会議

井田 俊一*; 須山 賢也; 島津 洋一郎*; 杉野 和輝*; 松本 英樹*; 白木 貴子*

日本原子力学会誌, 42(9), p.903 - 906, 2000/09

ANS主催の標記国際学会が、米国ピッツバーク市のWestin William Penn Hotelにて開催された。本国際会議には、日本を含む28ヵ国から332名(内訳は、米国181,フランス24,韓国18,日本17,ドイツ13,イギリス10,カナダ9,スウェーデン9,ベルギー8,ロシア7ほか)が参加しており、57のセッションと4つのワークショップ(6会場,総発表論文数259)で構成された。会議内容については、2000年を迎えたPHYSORということで、技術的なディスカッションはもとより、次世紀に向けた展望や課題等についても多くの意見交換がなされていた。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,19; ウラン分別技術の評価

深澤 哲生*; 星野 国義*; 塙 隆雄*; 及川 英紀*; 赤堀 光雄; 高野 公秀; 佐藤 正知*; 島津 洋一郎*

no journal, , 

軽水炉から高速炉への移行期における柔軟な燃料サイクルシステムを開発中であり、本システムの枢要技術であるウラン分別法について、湿式法(10種類)及び乾式法(3種類)の各技術を比較評価し、選定した。評価の観点は、ウラン分別行程の順番,使用媒体数,分別ウラン純度,分別ウラン形態,ウラン分別後残渣形態とした。湿式法からは、分別ウラン純度は低いが精製行程を付加することで高純度化可能であり、FaCTでも開発が進められている先進湿式法(晶析法)を選定した。乾式法からは、分別ウラン形態が六フッ化ウランで再濃縮に適しているフッ化物揮発法を選定した。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,20; リサイクル原料貯蔵法の検討

深澤 哲生*; 星野 国義*; 及川 英紀*; 荒井 康夫; 高野 公秀; 佐藤 正知*; 島津 洋一郎*

no journal, , 

軽水炉から高速増殖炉への移行期における柔軟な燃料サイクルシステムを開発中であり、その枢要技術であるリサイクル原料(ウラン分別残渣)一時貯蔵の妥当性評価法を検討した。一時貯蔵には種々の貯蔵形態と方法が考えられるが、基本的には酸化物粉末に転換してキャニスタに封入し、既存の高レベルガラス固化体貯蔵施設と同様の施設を想定している。リサイクル原料とガラス固化体との特性の違いで最も考慮する必要がある点は、発熱密度とPu含有率の違いである。リサイクル原料の発熱密度は、最大でガラス固化体の4倍になるため、自然空冷で所定の除熱性能が達成できるか、貯蔵キャニスタ中心温度が目標値以下におさまるか評価する必要がある。一方、Pu含有率については臨界安全性の評価が必要となる。除熱性能と臨界安全性を基礎的に評価し、一時貯蔵システムが成立する見通しを得た。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,21; 移行期の柔軟性評価

深澤 哲生*; 星野 国義*; 及川 英紀*; 荒井 康夫; 高野 公秀; 佐藤 正知*; 島津 洋一郎*

no journal, , 

軽水炉から高速炉への移行期においては、軽水炉使用済燃料から回収したPuで高速炉を導入するため、再処理量(Pu供給量)と高速炉導入速度(Pu需要量)を適切にバランスさせる必要がある。このため、高速炉導入速度変化等の将来の不確定要因に柔軟に対応できる、ウラン分別残渣一時貯蔵オプションを備えた燃料サイクルシステム(FFCI)を提案した。ここでは、種々の不確定要因に対するFFCIの柔軟性について評価した。リサイクル原料一時貯蔵オプションを持たない標準システムでは、Pu貯蔵制限がない場合、Pu貯蔵量増加により核不拡散性が低下し、Pu貯蔵制限がある場合、最大再処理量が増加して再処理稼働率が低下する。FFCIはこれら両者の課題を解決でき、柔軟性に優れた燃料サイクルシステムであることを確認した。

口頭

The Modified neutron multiplication method for Monju

山口 勝久; Truchet, G.*; Van Rooijen, W. F. G.*; 島津 洋一郎*

no journal, , 

The Modified Neutron Multiplication Method (MNMM) which has been applied to LWR was used to determine the reactivity of FRB Monju. Based on publicly available data, a model was made of the Monju reactor during the restart in May 2010. A model of the core and surrounding vollumes was made with the ERANOS software, in which the reactivity states were modeled and the MNMM correction factors were calculated. The reactivity calculated with the MNMM is slightly different from the measured values, but still within the error margins of the measurement.

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