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論文

On a fast reactor cycle scheme that incorporates a thoria-based minor actinide-containing cermet fuel

逢坂 正彦; 高野 渉*; 山根 義宏*; 三澤 毅*

Progress in Nuclear Energy, 50(2-6), p.212 - 218, 2008/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:57.24(Nuclear Science & Technology)

トリアベースのマイナーアクチニド含有サーメット燃料を組み込んだ高速炉サイクル概念について述べる。このサーメット燃料はThとマイナーアクチニド酸化物固溶体とMo不活性母材からなる。専用のサイクルプロセスからなる小さな独立したサイクル内で使用される。サーメット燃料は粉末冶金に基づく簡易な方法により作製される。サーメット燃料の再処理として二段階の方法が提案された。それはMo不活性母材の事前除去とアクチニドの回収からなる。模擬サーメット燃料を用いたMo不活性母材の事前除去のための予備試験が行われた。これは室温で硝酸を用いて溶解するものである。試験の結果、Mo不活性母材はほとんど溶解した一方、酸化物は溶けなかった。サーメット燃料を装荷した高速炉炉心の燃焼特性が核的計算コードを用いて評価された。Mo不活性母材を内側及び外側炉心領域で非均質な組成とすることにより、効率的な核変換と出力密度の平坦化ができることがわかった。本サーメット燃料は高速炉用高性能核変換デバイスとして有望なものとなる可能性がある。

論文

Retrospective estimation of the spatial dose distribution and the number of fissions in criticality accident using area dosimeters

曽野 浩樹; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(1), p.43 - 53, 2007/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.08(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時における空間線量分布及び核分裂数を遡及的に推定する手法を提案する。この手法は、低フェーデング・人体組織等価という特長を有するアラニン線量計とホウ酸リチウム線量計の2つをエリア線量計として用いるもので、(1)エリア線量計による線量計測,(2)線源中心の探査,(3)空間線量分布の推定、及び(4)核分裂数の推定の4つの手順から成る。本手法をTRACY施設で模擬した臨界事故状況下に適用し、その実用性を実証した。本手法は、原理上、事後調査となるものの、エリア線量計を早期に回収することができれば、緊急被ばく医療や事後対策の方針決定に有用な事故規模や危険度に関する情報を提供することも可能である。

論文

A Novel concept for americium-containing target for use in fast reactors

逢坂 正彦; 小井 衛; 高野 渉*; 山根 義宏*; 三澤 毅*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(4), p.367 - 374, 2006/04

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.56(Nuclear Science & Technology)

高速炉用、高性能アメリシウム添加ターゲットとして、(Th,Am)OxをMoに分散させた低酸素ポテンシャルターゲットを提案した。同位体組成が異なる種々のMoを使用した場合の炉心特性へ与える影響を評価した。

論文

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

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

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び$$gamma$$線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発$$gamma$$線及び遅発$$gamma$$線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

論文

A Note on the diven factor in fast systems

岡嶋 成晃; 山根 義宏*; 竹本 吉成*; 桜井 健

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(8), p.720 - 723, 2000/08

Diven因子の入射中性子エネルギー依存性を調べた結果、高速炉系におけるDiven因子の適用には、入射中性子エネルギーを考慮する必要があることがわかった。また、高速炉系のように、複数の核種が核分裂に寄与するような体系のDiven因子の式を導出した。

論文

Benchmark experiments of effective delayed neutron fraction $$beta$$$$_{eff}$$ in JAERI-FCA

桜井 健; 岡嶋 成晃; 袖山 博志; 大杉 俊隆; M.Martini*; P.Chaussonnet*; H.Philibert*; I.P.Matveenko*; S.P.Belov*; V.A.Doulin*; et al.

Proc. of Int. Conf. on Physics of Nucl. Science and Technol., 1, p.182 - 189, 1998/00

高速炉臨界実験装置FCAで行った実効遅発中性子割合($$beta$$$$_{eff}$$)の国際ベンチマーク実験の成果を報告する。本実験はOECD/NEAにおける核データ評価国際ワーキンググループの枠組みの中で、高速炉の$$beta$$$$_{eff}$$の予測精度向上のために行ったものである。特に$$beta$$$$_{eff}$$の測定において、さまざまな手法による測定値間の相互比較を行うことにより測定上の目標精度$$pm$$3%を得ることを主眼において実験を行った。実験は、燃料組成を系統的に変化させて構築した3つの炉心、XIX-1(93%濃縮U炉心)、XIX-2(23%富化度Pu/U炉心)、XIX-3(Pu炉心)で行った。実験参加機関は、原研のほかにCEA(フランス)、IPPE(ロシア)、KAERI(韓国)、LANL(アメリカ)、名古屋大学である。これら参加機関がそれぞれ独立した手法で$$beta$$$$_{eff}$$測定を行い、$$beta$$$$_{eff}$$測定値間の相互比較を行った。その結果、個々の測定値間には測定誤差を越えるばらつきが生じた。しかし、これら測定値の平均をとることにより、測定上の目標精度$$pm$$3%を満足することができた。実験解析はJENDL3.2核データファイルに基づいた。

論文

臨界安全性研究の現状; 第5回臨界安全性国際会議ICNC'95から

仁科 浩二郎*; 小林 岩夫*; 三好 慶典; 須崎 武則; 奥野 浩; 野村 靖; 三竹 晋*; 板垣 正文; 外池 幸太郎; 角谷 浩享*; et al.

日本原子力学会誌, 38(4), p.262 - 271, 1996/00

第5回臨界安全性国際会議ICNC'95が1995年9月に米国アルバカーキにて開催された。参加者は17ヶ国から計約300名、発表は約150件あった。今回の会議では、これまではよく知られていなかった旧ソ連の臨界実験施設、臨界安全研究のほか、臨界事故について初めて報告された。そのほか、燃焼度クレジット、動特性解析などで地道な研究の進歩が見られた。本稿では、このようなICNC'95での発表を通じて臨界安全性研究の現状を解説する。

報告書

日本原子力研究所・研究炉JRR-3Mの燃料領域照射筒内部の詳細中性子スペクトル計算

曽野 浩樹; 中野 佳洋; 山根 義宏*; 三澤 毅*; 横尾 健司

JAERI-Research 95-059, 83 Pages, 1995/09

JAERI-Research-95-059.pdf:2.24MB

筆者らは、原研・研究炉JRR-3Mの燃料領域照射筒を用いて、放射化実験によりTRUの断面積を積分的に評価することを計画している。この実験解析で必要となる試料照射位置におけるエネルギー107群の中性子スペクトルを、燃焼履歴・制御棒パターンを考慮した全炉心計算と、照射筒内部の構造を均質化せずに中性子束を計算する照射筒内部詳細計算とを組み合わせる2段階計算により求めた。2段階計算で求められた中性子スペクトルは、反応率に着目して実験値と比較した結果、相対値については数%の精度で一致した。しかし、絶対値に関しては、制御棒吸収体の近傍で最大30%の差が見られ、より一層の精度向上のためには、制御棒まわりの中性子輸送効果の補正法を改善する必要がある。

論文

臨界安全性研究の現状「臨界安全性国際会議」から

仁科 浩二郎*; 山根 義宏*; 小林 岩夫; 館盛 勝一; 高野 誠; 三好 慶典; 奥野 浩; 中島 健; 三竹 晋*; 角谷 浩享*; et al.

日本原子力学会誌, 34(4), p.311 - 319, 1992/04

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

4年毎に開催される臨界安全性に関する国際会議が1991年9月に英国のオックスフォードにおいて行われた。本会議は臨界安全性の専門家が集まり、今回の発表総数は134件、参加者数は170名であり、広範囲の報告がなされた。主要なセッションとしては、1.各国の研究計画と臨界安全性実験、2.計算手法と核データの開発整備、3.臨界安全ハンドブックとデータベース、4.コードとデータライブラリーの検証、5.核燃料施設の臨界安全評価、6.測定技術と臨界パラメータ、及び7.臨界事故解析および警報システムが揚げられる。本報告は、最近の安全性の動向を、会議の主要な発表を紹介しつつリビューしたものである。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-5; FCA実験計画

福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 北村 康則; 安藤 真樹; 山根 剛; 森 貴正; 西 裕士; 山根 義宏*; 兼本 茂*

no journal, , 

高速炉実機において、反応度フィードバック効果を未臨界状態にて精密測定することが可能な反応度計測システムを開発することを目指している。未臨界反応度計測法として考案した炉雑音法と修正中性子源増倍法を組合せたシンセシス法について、実機炉心への適用性を検証するために、日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いた実証試験を計画した。本発表では、FCA実験体系の概要と実験計画について報告する。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-1; 全体計画

岡嶋 成晃; 西 裕士; 山根 義宏*; 兼本 茂*; 山根 剛; 森 貴正; 北村 康則; 福島 昌宏; 北野 彰洋; 安藤 真樹; et al.

no journal, , 

高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる測定技術を開発し、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて実証するとともに、その技術に基づく実機の計測システムの提案を文部科学省のエネルギー対策特別会計委託事業として実施している。本発表では、その研究の背景と目的,研究の概要を報告する。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-2; 大容量時系列データ高速処理システムの開発

北村 康則; 山根 義宏*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 安藤 真樹; 山根 剛

no journal, , 

近年、炉雑音データ測定システムとして、中性子検出パルスの発生時刻の時系列データを取得する方式のものが使用されることが多くなっている。しかし、それらは、熱中性子炉未臨界状態において使用することを想定して設計開発されたものであるため、高速炉実機未臨界状態における反応度フィードバック精密測定技術の開発を目指す本研究において使用するには、十分な性能を持っているとは言い難かった。そこで、新しい大容量時系列データ高速処理システムの開発を実施した。今回の大容量時系列データ高速処理システムの開発では、高速アンプやディスクリ回路等の内部電気信号処理部の全面的な見直しを行った。その結果、大容量時系列データ高速処理システムでは、高速炉未臨界状態における炉雑音データを取得するうえで十分な時間分解能である20n秒を達成することができた。また、独立な4つの入力チャンネルを装備することで、空間依存性等の検証に有効な複数検出器同時測定も可能となった。さらに、新規に設計開発した専用データバスを介し、測定中に、随時、取得データを大容量コンパクトフラッシュディスクに転送することで、最大処理能力の向上と大容量化が達成できた。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-4; kdetを用いた高速増殖炉の最適検出器位置の探索

山根 義宏*; 菅原 慶*; 岡嶋 成晃

no journal, , 

300MWe級高速炉炉心について、検出器インポータンス分布に基づく検出器感度評価、及び、検出中性子増倍率kdetと実効増倍率keffの比較による最適検出器位置の探索を行った。その結果、中性子増倍率を測定する場合、検出器が炉内の増倍反応を忠実に観測できること、すなわち、外部中性子源分布Sと検出器インポータンスIの積(SI)が炉内の反応率分布と合致するような状況が望ましいと考えられる。しかし、kdetがkeffに近い検出器に対するSI分布では、検出器近くの炉心外周部が中性子検出に対して支配的となっていた。このため、最適検出器位置を推定する場合に、SI分布と炉内反応率分布の相似性に着目するだけでは不十分であることが示唆された。

口頭

高速炉サイクルシステムへの適応を目指したイナートマトリックス燃料の基礎研究,1; コンセプト

逢坂 正彦; 三輪 周平; 黒崎 健*; 山中 伸介*; 宇埜 正美*; 山根 義宏*; 三村 均*; 矢野 豊彦*

no journal, , 

マイナーアクチニドの柔軟なマネジメント,サイクル中に存在する物質の資源有効利用に特徴を有する、酸化物燃料高速炉サイクルシステムへの適応を目指したイナートマトリクス燃料の概念を構築した。

口頭

イオンビーム誘発UVB耐性及び感受性変異体イネの単離と変異原因遺伝子の解析

高野 成央*; 山本 充*; 高橋 祐子*; 寺西 美佳*; 坂本 綾子; 長谷 純宏; 田中 淳; Wu, J.*; 松本 隆*; 土岐 精一*; et al.

no journal, , 

成層圏オゾン層の破壊に伴うUVB量の増加は、穀物の生産量に影響を及ぼすことが危惧されている。われわれは、植物におけるUVB耐性機構の全容を明らかにするため、UVB抵抗性品種ササニシキに炭素イオンビームを照射し、UVB耐性もしくは感受性を示す変異体の作出を試みた。約6000系統の照射当代から得られた自殖後代に対してRoot bending assay法による選抜とUVB付加条件下での生育検定を行った結果、UVB耐性変異体を2系統、UVB感受性系統を3系統得ることに成功した。このなかでUVB耐性を示すUVTSa-319、UVB感受性を示すUVSSa-1のゲノムDNAを用いてComparative Genomic Hybridization(CGH)解析を行い、各変異体で欠失している染色体部位を同定した。その結果、UVTSa-319ではイネ第7染色体の約45kbが、またUVSSa-1でも同じく第7染色体の52kbがそれぞれ欠失していることが明らかとなった。現在、これら欠失した遺伝子の機能とUVB耐性、もしくは感受性との関連について解析を進めている。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,2-3; FCA実験; 修正中性子源増倍法

福島 昌宏; 北村 康則; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 山根 義宏*

no journal, , 

高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験において未臨界状態で実施できる反応度測定技術の開発を目的とし、日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いた実証試験を実施した。本発表では、炉雑音と修正中性子源増倍法を組合せたシンセシス法のうち、修正中性子源増倍法に関する実験及びその解析について報告する。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,2-4; FCA実験; 炉雑音法

北村 康則; 福島 昌宏; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 山根 義宏*

no journal, , 

高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験において未臨界状態で実施可能な反応度測定技術の開発を目的とし、高速炉臨界実験装置FCAを用いた試験を実施した。本報告では、炉雑音と修正中性子源増倍法を組合せたシンセシス法のうち、炉雑音法について報告する。

口頭

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,2-1; 計画の概要

岡嶋 成晃; 西 裕士; 兼本 茂*; 山根 義宏*; 福島 昌宏; 北村 康則; 北野 彰洋; 鈴木 隆之; 安藤 真樹; 山根 剛

no journal, , 

高速炉システムを対象に実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる測定技術として、修正中性子源増倍法を基本に炉雑音計測法を組合せ、かつ解析による補正を適用した測定法(シンセシス法)を開発検討した。また、その適用性について高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて検証した。さらに、その技術に基づく実機の計測システムを提案した。この一連の実施内容に関する5件のシリーズ発表の第1番目として、その背景と目的及び概要について報告する。

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