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中瀬 正彦*; 千葉 豪; 齊藤 正樹*
no journal, ,
高次固有値は炉心安定性の指標として有用との指摘がなされている。通常、高次固有値は引き抜き法等、特別な手続きを必要とする方法で計算する。本研究では、基本モードの計算での収束残差から簡便に高次固有値を推定する手法を開発した。IAEA二次元二群ベンチマーク問題を対象にその妥当性を評価したところ、5次モードまでの固有値について
以内で参照解を再現することを確認した。
宇都野 穣; 千葉 敏
no journal, ,
極限重原子核研究グループでは、中性子入射反応の断面積を直接測定できない原子核(特にマイナーアクチノイド)に対し、代理反応法と呼ばれる、核子移行など他の反応によって目的の断面積を決定しようとする研究を推進している。特に、われわれはタンデム加速器によって得られる酸素同位体を入射粒子とした移行反応を有力な候補として考えている。こうした代理反応によって得られた断面積から、欲しい中性子反応の断面積を求めるためには、反応で作られる複合核のスピン・パリティ分布を得ることが重要となる。少数核子移行反応を記述する標準的な手法である歪曲波ボルン近似によってこのスピン・パリティ分布を計算するには、核構造の情報として、入射粒子や標的核の分光学的因子が必要である。この講演では、入射粒子の構造に焦点を当て、軽い核の構造を最も正確に記述できる殻模型により酸素同位体の基底状態及び励起状態を統一的に記述した結果を報告する。これまでの殻模型計算では多粒子多空孔状態の記述が不十分であったが、魔法数8の殻ギャップを相関エネルギーまで考慮して決定することで非常に良い記述を得ることができた。
小浦 寛之
no journal, ,
代理反応のような重イオン合成反応の場合、その反応過程は接触,融合,蒸発過程に分類することができる。最後の蒸発過程においては高励起状態の情報(原子核の状態密度など)をおさえ、同時にそこからの崩壊様式を適切にとらえることが肝要である。特に代理反応の本来の目的を考えれば、合成された複合核は未知核種又は情報が乏しい場合が一般的である。本発表において、特に未知核種の崩壊様式の理論的推定について、大域的原子核質量模型を用いて検証する。
有友 嘉浩; 千葉 敏; 橋本 慎太郎; 宇都野 穣; 小浦 寛之
no journal, ,
代理反応を用いて中性子入射反応を議論する際、生成複合核の角運動量分布、及び複合核からの分裂片の質量分布,角運動量分布,角度分布等の物理量の情報は非常に重要である。これらの物理量を精度よく扱える計算手法を確立しモデルを構築することが本研究の目的である。代理反応における核子移行過程,複合核の生成崩壊過程等、全過程を連続的に取り扱うため、動力学的計算を導入した「統一模型」の適応を検討し計算を行った。具体的には核子移行反応を考慮したランジュバン方程式を用いて、原子核の形状の変形空間内を移動する軌道計算を行った。ポテンシャルはtwo-center shell modelを用いて計算した。さらにこのような多次元変形空間内を移動する軌道の解析を行うことで、反応のメカニズムをも議論する。
Li+n inelastic reactions in the Continuum Discredited Coupled Channels (CDCC) methodIchinkhorloo, D.*; 松本 琢磨*; 平林 義治*; 加藤 幾芳*; 千葉 敏
no journal, ,
原子核物理において、少数多対問題、特に3体問題は未だに未解決で興味深い問題であり、いろいろな理論を用いて研究がなされてきた。その中でもLi+n反応は基礎物理としてだけでなく、応用問題としても重要である。Liは
+d、あるいは+p+nという2体、又は3体で記述されるため、その中性子反応は3体、又は4体問題となる。本研究ではLi+n反応を"n++d"の3対問題として離散化連続結合チャンネル法で記述する手法を開発する。
海老根 守澄; 片桐 政樹*; 中村 龍也; 美留町 厚; 細谷 孝明*
no journal, ,
シンチレータと波長シフトファイバを用いた中性子イメージ検出器における高精度イメージングを実現するため、新しいイメージ信号処理回路の開発に着手した。従来、高位置分解能検出器の中性子入射位置決定には、光電子増倍管から出力されるフォトン信号の出力パターンを用いていたが、各チャネルに出力されるフォトン個数を計測し、その情報をもとに入射位置を決定する新しいイメージ信号処理回路を開発した。
島田 太郎; 高村 篤*; 神谷 敦司*; 助川 武則; 田中 忠夫
no journal, ,
新型転換炉ふげんから切り出した原子炉冷却系等の配管をグリーンハウス内で切断し、放射性粉じんの飛散率,粒径分布及びフィルタの捕集効率を測定した。筒状通常配管についてのCo-60の飛散率は18
23%と、半割した配管における飛散率3443%と比較して約50%低減されることを明らかにした。粗じんフィルタの捕集効率は5580%であったが、1
m未満の粒子は捕集できないことがわかった。また、HEPAフィルタの捕集効率は99.9%以上であることを確認した。
天本 一平; 小藤 博英; 都築 達也*; 三田村 直樹*; 高崎 康志*; 柴山 敦*; 矢野 哲司*; 寺井 隆幸*
no journal, ,
高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)の副概念である金属電解法による乾式再処理プロセスでは、同プロセスから発生する使用済電解質の再生利用を図り、高レベル放射性廃棄物(HLW)の発生容量を抑制することが重要である。この取組みの一環として、原子力機構では、使用済電解質中の核分裂生成物(FP)をリン酸塩に転換して媒質とFPを分離する技術開発を関係機関と共同で行っている。今回、これまでの成果を受け、固化体原料である鉄リン酸塩ガラスの持つFP収着機構について検討したところ、ガラス製造温度により変化するネットワークを構成する鉄の価数及びガラスの結晶化に起因していることが判明した。
田村 格良; 新居 昌至; 米田 政夫; 佐川 尚司
no journal, ,
競争的資金原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブによる事業を推進するために、C3冷中性子導管の冷中性子輸送効率の向上を実施している。C3冷中性子導管は大別して曲導管部と直導管部に分かれるが、この直導管部の中性子導管の形状を考慮し、中性子ビーム実験装置に有効な冷中性子供給のため、シミュレーションにより輸送効率を評価した。従来の矩形の中性子導管では輸送できなかった発散角度の大きな中性子ビームをビームポートまで供給することで、実験装置位置での中性子ビーム強度を増強することとした。ビームポートで、2A, 0.45度の発散角度を持つ中性子ビームが使用できるように、中性子ミラーの設置角度を考慮したテーパー型中性子導管モデルを作成し、シミュレーション計算を行った。Niミラーを使用した計算の結果、直導管の形状を変えない場合と比較して、中性子ビームの発散角度を考慮したテーパー型を使用すると中性子ビーム強度が1.1倍となることが明らかになった。一方で、3Qcのスーパーミラーを使用することでさらに強度は増加し、利用できる中性子ビーム強度は1.4倍となった。
川瀬 啓悟; 下村 拓也; 神門 正城; 吉田 英次*; Bulanov, S. V.
no journal, ,
原子力機構関西光科学研究所にあるマイクロトロン電子加速器とNd:YAGレーザーとを用いた逆コンプトン散乱X線発生において、X線強度増大のために誘導ブリルアン散乱によるレーザーパルス圧縮システムを構築している。本発表ではこのパルス圧縮システム構築の現状について報告する。
廣瀬 貴規; 谷川 博康; 榎枝 幹男
no journal, ,
ITER-TBM製作技術開発の一環として、電子ビーム(EB)溶接による筐体構造組立てのための溶接性予備評価試験を実施した。本研究では、低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82H製の第一壁(板厚25mm)及び側壁(板厚45mm)の接続並びに後壁(板厚90mm)におけるサブモジュール接続を試験対象とした。板厚90mmまでの突合せEB溶接試験により、第一壁-側壁間及びサブモジュール接続において、健全な溶け込み形状を得る溶接条件を得た。サブモジュール接続ではプラズマ対向面側から20mmの間隙にEBを照射し溶接する工法を試験したが、EBがF82H製側壁を磁化し、その磁気がEBに揺らぎを生じさせるため、溶け込み形状が不安定となる結果を得た。したがって、サブモジュール接続では、後壁背面よりEB溶接する工法が妥当であるとの結論を得た。
Li, Y.; 加治 芳行; 五十嵐 誉廣
no journal, ,
Many accidents have occurred in nuclear power plants due to the intergranular stress corrosion cracking (IGSCC) in the heat affected zone (HAZ) of girth seams of the core shroud of boiling water reactors (BWRs) in past years. The IGSCC is considered to be caused by the conjunct role of corrosion environment, neutron irradiation and the welding residual stress. The authors are interested in the distribution of weld residual stress in the girth seam H6a in the core shroud in present study. Comparing with the experimental results of the weld residual stress, a three-dimension finite element model containing girth seam H6a was constructed using ABAQUS software. The simulation results are consistent with the experimental results. The largest tension stress was found in the surface region of HAZ close to weld metal, and it becomes pressing stress from 1/4 wall thickness in the crossing section of the model.
吉田 啓之; 細井 秀章; 鈴木 貴行*
no journal, ,
原子力機構では、大規模数値解析手法を中心とした燃料集合体の熱設計の実現を目指し、二流体モデルに界面追跡機能を組み込んだ、改良二流体モデルの開発を実施している。本報告では、数値解析の安定化と計算時間の短縮のため、改良二流体モデルに対して実施した改良の内容を示すとともに、沸騰二相流を含む二相流条件に対して評価した結果を紹介する。本改良により比較的短時間で安定に計算できることが明らかになり、本改良の有効性を確認した。
細井 秀章; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、大規模数値解析手法を中心とした燃料集合体の熱設計の実現を目指し、二流体モデルに界面追跡機能を組み込んだ、改良二流体モデルの開発をしている。本報告では、改良二流体モデルへの適合を目的として両相の乱流運動エネルギー輸送を考慮することで開発した、乱流拡散力モデルの概要を示す。さらに、開発したモデルによる解析結果と、既存水-空気実験結果との比較を行い、開発したモデルの予測精度を検証した結果を示す。
小田 好博; 高須 民男*; 澤田 淳; 佐藤 久; 綿引 孝宜*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の処分において、沿岸域など地下に塩水が存在する可能性がある場合には密度差による流れと移流分散の連成挙動を評価する必要がある。そのような連成挙動を対象とした解析コードのより定量的な検証を目的として、室内試験による塩水楔試験の定量的データを得たのでその結果を報告する。
Kim, G.; 中島 康平*; 立川 崇之; 手島 直哉; 鈴木 喜雄; 武宮 博
no journal, ,
原子力機構では原子力グリッド基盤AEGIS上で原子力発電施設の経年化・健全性確認への貢献、運転状態の科学的認知支援を目指し、原子力プラント耐震性評価用3次元仮想振動台の構築を実施している。数千部品からなる原子力発電施設の全容解析のためにはグリッド上の複数の計算機をまたいだ数週間に及ぶ長時間計算を実施する必要がある。また、実施の間複数ジョブの投入,ジョブ間ファイル転送,ジョブ再実行などといったプロセスを何度も行う必要がある。従来の仮想振動台ではこれらのプロセスが自動化されていなかったため研究者が手動でやらなければならなく大きな手間になっていた。本研究では、これらのプロセスを自動化させた3次元仮想振動台用グリッドアプリケーションを開発した。自動化を実現するためには原子力機構で開発した総合シミュレーションフレームワークの機能を取り組んだ。そして、開発したアプリケーションを用いて高温工学実験炉を対象にした全容解析を実施し、研究者の関与を必要としない高利便性の実行環境で一週間ほどの長時間計算に成功した。本実施により、プロセス自動化の有効性を確認することができた。
川原 啓孝; 高松 操; 山本 雅也; 富田 悦夫
no journal, ,
「常陽」では、炉容器内の観察結果より、MARICO-2試料部のハンドリングヘッドとラッパ管継ぎ手を接続する固定ピン6本がルースパーツとなったことを確認した。ルースパーツである当該固定ピンは、その寸法・形状より、炉心構成要素内に落下した場合にあっても、炉心の安全性に影響を与えない位置に留まる。したがって、固定ピンが炉容器内で浮き上がり、炉容器外へ流出する可能性を確認するため、固定ピンの炉容器内の挙動を評価した。固定ピンを浮き上がらせるのに必要な冷却材上昇速度を理論式により算出し、水流動試験により、その評価値の妥当性を確認した。また、炉容器内の冷却材の流況は、解析コードAQUAの3次元モデルで解析し評価した。その結果、固定ピンを浮き上がらせるのに必要な冷却材上昇速度約1.0m/sに対し、解析で得られた炉内ラック近傍から炉容器出口配管までの流速は十分小さいことが確認できた。以上から、固定ピンが炉容器内の冷却材流動により浮き上がり、炉容器外へ流出し、冷却系機器に影響を与えることはなく、原子炉の安全性に問題がないことを確認した。
山本 雅也; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 青山 卓史; 佐藤 一憲; 大島 宏之
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、高速炉のPSA実践例を蓄積するとともに、保安活動の一環としてPSAを実施している。本報では、「常陽」の代表的な事故の周辺環境へのリスクを定量化するためのレベル2以降のPSAの実施計画について報告する。「常陽」におけるレベル2以降のPSAは、保安活動に資するデータを合理的かつ効率的に得るため、発生頻度のスクリーニング基準を10
/炉年として評価対象事象を選定した。評価対象事象(炉心損傷に至る可能性のある事象)の頻度の合計は4.6
10
/炉年であり、レベル1PSAで求めた「常陽」の炉心損傷に至る可能性のある事象の大部分を占めている。また、評価対象事象の事故カテゴリーはULOF, UTOP, PLOHSであり、各事故カテゴリーについてイベントツリーを作成し、プラント動特性解析コード(Mimir-N2),起因過程解析コード(SAS4A),熱流動解析コード(AQUA)等により解析する計画とした。
岡田 祐次; 塙 博; 松井 義典; 菅野 勝
no journal, ,
JMTRでは平成23年の再稼動に向け、新たな取り組みとして進めている計画の中に経済産業省原子力安全・保安院からの受託事業「軽水炉燃材料詳細健全性調査」がある。このうち、軽水炉材料として、炉内構造材等の応力腐食割れ(SCC)及び原子炉圧力容器鋼の照射脆化について照射健全性確認試験を行う。本発表では、材料照射試験設備として、今回、これら照射試験を実施するための設備の製作・設計等の現状について報告する。
星野 毅; 寺井 隆幸*
no journal, ,
既存のアマルガム法よりも高効率で環境性に適した
Li濃縮技術の実用化を目指し、イオン液体を含浸した有機隔膜を用いて、その隔膜にLiイオンを選択的に透過させて濃縮する新技術の研究開発を実施している。これまで単セルLi同位体分離装置にてLiイオンを選択的に透過させる電気透析を行い、水銀アマルガム法(同位体分離係数:約1.06)を超える同位体分離係数1.11.4が得られた。実用化のためにはより多くのLiを得る必要があるため、イオン液体含浸有機隔膜を複数枚使用した多段セルLi同位体分離装置の製作を行い、Li分離能向上のための評価試験を行った。その結果、使用する膜の組合せにより、低電流印加でも従来の単一セル試験よりも多量のLiが濃縮できる見通しを得ることができた。