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論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,3; NDA装置設計用中性子輸送コードの評価

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02

原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,2; 次世代型DDA技術の開発

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

原子力機構では、2015年より欧州委員会共同研究センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい高線量核燃料や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。現在、その非破壊測定技術の一つとして核分裂性核種の総質量を測定する小型中性子源を用いた次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)装置を開発している。DDA装置の測定性能は装置内部の壁の材料の種類、測定サンプルの周囲に配置するポリエチレン製の中性子モデレータの厚さに大きく依存する。本報では、MOX粉末試料をサンプルとした場合のモンテカルロシミュレーション(MCNP)により得られた検出下限値、検出性能の壁材の種類及びモデレータ厚さの依存性に関して報告する。

論文

Evaluation of neutron flux distribution in the JAEA type and JRC type DDA systems

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃量の非破壊測定技術の開発を目的として欧州JRCとの共同研究を開始した。共同開発項目の1つであるDDA法の技術開発として、JAEA型DDA法とJRC型DDA法の特性を比較し、より発展した手法、装置の開発を目指している。JRC型DDA法では高感度を実現するために14MeV中性子発生管とグラファイトを用いて大量の熱中性子を発生させている。一方、JAEA型DDA法では測定対象のマトリクスによる減速を利用し測定対象内の位置感度差を低減するために、高速中性子の多い中性子場を発生させている。DDA法では、装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を正確に評価することが重要である。本発表では、モンテカルロシミュレーションと放射化測定により得られた結果に基づいたJRC型DDA法を使用したPUNITAとJAEA型DDA法を使用したJAWAS-T装置内の中性子束分布について評価結果を報告する。

論文

Development of active neutron NDA techniques for nuclear nonproliferation and nuclear security, 1; Study on next generation DDA

呉田 昌俊; 前田 亮; 大図 章; 飛田 浩

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2016/07

原子力機構は、EC-JRCとの国際共同研究による「核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子非破壊測定技術開発」を進めている。本技術開発には、ダイアウェイ時間差分析法(DDA)、中性子共鳴透過分析法(NRTA)、即発$$gamma$$線分析法(PGA)、中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法(NRCA)、遅発$$gamma$$線分析法(DGS)が含まれている。本技術開発は、使用済燃料や次世代型のMA核変換用燃料など高放射線量核燃料に適用できる非破壊測定技術としてそれぞれの技術を高度化することを目的としている。本報では、技術開発の現状と次世代型DDA技術に関する研究について報告する。このDDA技術開発の最終目的は、高線量核燃料を小さい計測の不確かさで計測ができるDDA技術を確立することである。次世代型DDAの特徴と、これを実現するため2017年にNUCEFに設置予定である統合試験装置Active-N、そしてデータ分析手法の開発の現状について発表する。

論文

Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Active neutron technique (Interim report)

米田 政夫; 前田 亮; 古高 和禎; 飛田 浩; 服部 健太朗; 下総 太一; 大図 章; 呉田 昌俊

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

FNDI法を用いた非破壊計量管理システムの開発を行っている。FNDI法はアクティブ法測定の一種であり、誘発核分裂核種(U-235, Pu-239, Pu-241)の総量を求めることができる。これまでに、TMIのキャニスタを仮定したデブリ計測システムの設計解析を実施しており、その結果はINMM-56において発表している。その後、福島第一原子力発電所燃料デブリ用キャニスタ及びデブリ組成の計算モデルの検討を行い、その結果を用いたデブリ計測システムの改良を進めてきた。本発表では、その新しいNDA計測システムを用いたデブリ測定の解析及び評価結果を示す。それに加え、多くの核物質を含むデブリが測定に与える影響について、解析による検討結果を示す。

論文

Design study on differential die-away technique in an integrated active neutron NDA system for non-nuclear proliferation

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of 2016 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2016) (Internet), 4 Pages, 2016/00

原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれるため従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象として、中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。その測定技術は、核分裂性核種の総質量を計測するダイアウェイ時間差分析法(DDA)、固体物質を核種分析する中性子共鳴透過分析法(NRTA)、計測妨害物質等を分析する即発$$gamma$$線スペクトル分析(PGA)または中性子共鳴捕獲分析法(NRCA)、及び核種組成比を分析する遅発$$gamma$$線スペクトル分析(DGS)法から構成される。それらの技術を相補的に組み合わせることよって難測定核物質の測定を目指している。本報では、その測定技術開発の中で核分裂性物質量の高精度測定を目指して設計した次世代型DDA装置部の構造、及び シミュレーションによる設計性能に関して報告する。

論文

高速中性子直接問いかけ法を用いた燃料デブリ内核物質非破壊測定に関する研究

前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 飛田 浩; 米田 政夫; 服部 健太朗

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

2011年3月11日に発生した福島第一原子力発電所事故により、燃料デブリが発生しているとされている。燃料デブリはその組成が不明で、水,中性子吸収材,金属等が含まれていることが予想されるため、デブリ内核物質の非破壊測定には困難が伴うと考えられる。一方、廃棄物中の核物質測定のために長年研究されてきた高速中性子直接問いかけ(FNDI)法は、測定対象の組成に依存せずに核物質量の測定が可能である。この特長に着目してFNDI法を用いた燃料デブリ内核物質の非破壊測定を目的とした研究に着手した。本報では、燃料デブリ収納缶を対象とした非破壊測定システムの設計と燃料デブリの組成が変化した時のFNDI法の適用性についてモンテカルロ・シミュレーションを用いて行った検討結果を報告する。

論文

代替$$^{3}$$He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,1; ASAS検出器の設計・製作

大図 章; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 中村 仁宣; 栗田 勉; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

原子力機構では、中性子検出器に標準的に使用されている$$^{3}$$Heガスの近年の世界的な供給不足に対処するため、$$^{3}$$Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。また、この開発と並行して保障措置で広く使用されるPuインベントリ評価用測定装置HLNCC(High Level Neutron Coincidence Counter)の代替装置ASAS(Alternative Sample Assay System)を代替中性子検出器を用いて開発している。ASASの開発では、中性子モンテカルロ計算コード(MCNPX)によるシミュレーション設計を実施し、24本の代替中性子検出器を用いれば従来のHLN CCと同等の性能を有することが明らかになった。本発表では、シミュレーション設計で得られたASASの中性子検出効率、Die-away time等の性能とASASの内部構造について報告する。

論文

代替$$^{3}$$He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,2; ASAS測定試験結果

谷川 聖史; 向 泰宣; 栗田 勉; 牧野 理沙; 中村 仁宣; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

原子力機構では、$$^{3}$$Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器としてZnSセラミックシンチレータを用いた中性子検出器の設計・開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置ASAS(代替$$^{3}$$He在庫サンプル測定装置)は、現在査察でMOX粉末等の測定に使用している$$^{3}$$He型のINVS(在庫サンプル測定装置(HLNCCタイプ))を参考としている。ASASがHLNCCタイプの代替装置としてPuの定量ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びINVSとの比較測定を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(検出効率及び中性子の消滅時間)の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、ASASの基本性能はINVSに劣るものの、MOX粉末(少量サンプル)を用いた校正を行った結果、ASASの測定不確かさ評価ではINVSとほぼ同等の定量性を示すことを確認した。

報告書

「常陽」交換用炉心上部機構の設計・製作

大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則

JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11

JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB

高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。

論文

Demonstration result of sample assay system equipped alternative He-3 detectors

中村 仁宣; 向 泰宣; 飛田 浩; 中道 英男; 大図 章; 呉田 昌俊; 栗田 勉; 瀬谷 道夫

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.45 - 53, 2015/08

原子力機構ではHe-3の代替技術としてZnS/$$^{10}$$B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器はASAS(代替サンプル測定システム)といい、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe-3タイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。He-3の代替技術としてPuの測定ができることを示すため、原子力機構ではASASを設計・製作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験(デモンストレーション)を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(FOM評価)のほか、測定のばらつきや不確かさ評価を行なうとともに、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He-3による中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、課題はあるものの、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性(測定不確かさ)を示すことができた。

論文

Simulation study on non-destructive assay for fuel debris by using Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) method

前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 飛田 浩; 米田 政夫; 服部 健太朗

Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2015/07

原子力機構では、核物質の総量の非破壊測定法として有望な高速中性子直接問いかけ法の福島第一原子力発電所燃料デブリへの適用可能性の検討を開始した。本講演では、モンテカルロシミュレーションコードPHITSを用いて設計した非破壊測定装置の基本設計とモンテカルロシミュレーションコードMVPを用いて予測した燃料デブリの組成と測定値との関係及び、我々が新たに開発したツールを用いた中性子束分布の4次元可視化結果について報告する。

論文

高速炉炉心損傷事故時の燃料集合体内部ダクト壁の破損発生機構に関する研究; 伝熱に関わるパラメータ解析結果

豊岡 淳一; 遠藤 寛*; 飛田 吉春; 高橋 実*

日本原子力学会和文論文誌, 13(2), p.35 - 50, 2014/05

本研究では、次世代ナトリウム冷却高速増殖炉として、炉心損傷事故時に溶融燃料を炉心外に排除することにより再臨界を回避する目的で燃料集合体内部に溶融燃料を流出する経路(内部ダクト)を設けたFAIDUS集合体を採用しているJSFRについて、FAIDUS集合体の再臨界排除機能の原理的有効性を確認し、内部ダクト壁の早期・高熱流束破損に関する伝熱機構を明らかにすることを目的とし、溶融燃料を内部ダクトの破損により排除する機能を確認するための実機模擬性の高い試験での試験データに基づいた解析的研究を実施した。その結果、初めて機構論的なモデルでID1試験の早期ダクト破損を説明できる結果を得た。また、本試験解析を通じて、高速炉の再臨界問題を解決するうえで重要となるダクト破損に至る過程の物理メカニズムの解明を進めた

論文

Evaluation of light transport property in alternative He-3 neutron detectors using ceramic scintillators by a ray-tracing simulation

大図 章; 高瀬 操*; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 飛田 浩; 春山 満夫; 呉田 昌俊; 中村 龍也; 鈴木 浩幸; 藤 健太郎; et al.

Proceedings of 2014 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference; 21st International Symposium on Room-Temperature Semiconductor X-ray and $$gamma$$-ray detectors (NSS/MIC 2014), 5 Pages, 2014/00

日本原子力研究開発機構では、セラミックシンチレータを用いたヘリウム3代替中性子検出器を開発している。その検出器は、矩形のアルミニウム管とその内側に設置された光反射シート、その内部に対角線状に設置されたガラス板に焼結されたセラミックシンチレータシート、及びアルミニウム管の両端に設置された光電子増倍管で構成される。検出器の中性子検出効率は、内部のシンチレータ光の伝搬特性に影響を受けるため、シンチレータ表面及びガラス面から検出器内部を通過するシンチレータ光の伝搬特性を光線追跡シミュレーションで調査した。そのシミュレーション結果を実験結果と比較して報告する。

論文

EAGLE試験解析に基づく高速炉炉心損傷事故時の燃料集合体内部ダクト壁の早期・高熱流束破損の発生機構に関する研究

豊岡 淳一; 遠藤 寛*; 飛田 吉春; 二ノ方 壽*

日本原子力学会和文論文誌, 12(1), p.50 - 66, 2013/03

本研究では、FBRにおいて炉心損傷事故が発生した場合でも、燃料集合体内に設置した内部ダクトを介して溶融燃料を炉心外に排出し厳しい再臨界を防止する設計対策(FAIDUS)の原理的有効性を確認する観点から、カザフスタンIGR炉で実施されたID1試験結果に伝熱挙動解析コードTAC2D及び炉心損傷事故解析コードSIMMER-IIIを適用し、高温融体と接触したダクト壁の伝熱・破損機構を明らかにする目的で体系的な伝熱挙動評価を行った。本研究で得られた知見から、ID1試験で見いだされたダクト壁の早期の高熱流束破損機構はFAIDUS集合体への要求条件「炉心損傷事故時に燃料集合体のラッパ壁が破損する以前の早期段階においてFAIDUS集合体の内部ダクト壁が破損し、燃料集合体内に生成された溶融燃料が集合体外に流出すること。」を大略満足し、FAIDUS概念の原理的成立性を支持していると判断される。

論文

中性子回折法による大口径配管溶接部の残留応力測定; 残留応力分布に及ぼすSCCき裂進展及び補修溶接の影響

鈴木 裕士; 勝山 仁哉; 飛田 徹; 森井 幸生*

溶接学会論文集(インターネット), 29(4), p.294 - 304, 2011/12

本研究では、中性子回折法による大型重量物の残留応力測定の実現を目的として、日本原子力研究開発機構の研究用原子炉JRR-3に整備された中性子応力測定装置RESA-1を高度化するとともに、500A-sch.80配管突合せ溶接試験体について、応力腐食割れ(SCC)を想定した模擬き裂導入前後、及び補修溶接施工後の溶接部近傍板厚内の残留応力分布の測定を試みた。その結果、As-weld状態における配管溶接部の残留応力分布は、これまでに有限要素法などにより評価された典型的な残留応力分布と同じ傾向を示した。配管内表面側の熱影響部に深さ10mmの模擬き裂を導入した場合には、模擬き裂導入部分の軸方向応力が緩和するが、曲げ応力成分や自己平衡応力成分の変化が小さいために、リガメント部の軸方向応力分布はほとんど変化しないことを確認した。一方、突合せ溶接配管溶接部の外周部に補修溶接を施工した場合には、配管軸方向の膜応力成分が増加するが、これは補修溶接に伴う曲げモーメントの変化が主要因である可能性を示した。以上のように、500A-sch.80配管突合せ溶接試験体の残留応力分布測定を通じて、中性子回折法が大型構造物の残留応力測定に対して有効な測定手段であることが実証された。

報告書

バックエンド研究施設(BECKY)の運転管理; 第一期中期計画平成17年度$$sim$$平成21年度

田上 進; 清水 修; 佐野 成人; 今泉 明子; 飛田 浩; 永崎 陽輔; 黒羽根 史朗

JAEA-Review 2010-079, 90 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2010-079.pdf:3.02MB

バックエンド研究施設(BECKY)は、核燃料サイクルや放射性廃棄物に関する安全研究及び基礎・基盤研究を実施する研究施設として、平成6年から供用を開始している。本施設は、コンクリートセル3基,鉄セル3基,グローブボックス30基,フード20基から構成される汎用性のある大型施設である。本施設の運転・保守及び管理は、保安規定に基づいて実施され、巡視点検,施設定期自主検査,保守点検等を行っている。また、核燃料物質使用にかかわる許認可変更業務を執り行うことで、研究開発を支援している。本報告書は、第一期中期計画(平成17年度$$sim$$平成21年度)のバックエンド研究施設の運転管理についてまとめたものである。

報告書

JMTR原子炉施設における経年変化に関する技術的評価に関する検討

井手 広史; 飛田 健治; 遠藤 泰一; 堀 直彦

JAEA-Review 2010-043, 80 Pages, 2010/10

JAEA-Review-2010-043.pdf:34.97MB

平成16年2月に「試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則」が改正され、同規則第14条の2第2項に基づき、原子炉設置者は、運転開始後30年を経過する原子炉について、経年変化に関する技術的な評価を行い、その評価に基づき原子炉施設の保全のために実施すべき措置に関する10年間の計画(保全計画)を策定することが定められた。JMTR原子炉施設の経年変化に関する技術的な評価及び保全計画については、平成17年3月に旧日本原子力研究所より文部科学省に報告した。この評価及び保全計画に文部科学省としての評価,検討を加えることにより、効果的な対策の立案に資するための高経年化対策評価アドバイザー会合が開催された。この会合に対応するために、JMTR原子炉施設の経年変化に関する技術的な評価、平成17年以降に行われた保全活動及び改修期間中に行った健全性調査について再度検討を行った。その結果、評価内容等は妥当であることがわかった。本報告書は、高経年化対策評価アドバイザー会合に向けて行ったJMTR原子炉施設の経年変化に関する技術的評価等についてまとめたものである。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:102 パーセンタイル:1.59(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

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