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論文

Improvement of atmospheric dispersion simulation using an advanced meteorological data assimilation method to reconstruct the spatiotemporal distribution of radioactive materials released during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

門脇 正尚; 永井 晴康; 寺田 宏明; 堅田 元喜*; 朱里 秀作*

Energy Procedia, 131, p.208 - 215, 2017/12

BB2016-0128.pdf:1.61MB

 パーセンタイル:100

原子力施設事故によって大気中に放射性物質が放出された際に、放射性物質の時空間分布を再現可能な大気拡散シミュレーションは、緊急時対応や被ばく評価に対して有効である。本研究では、データ同化手法及び最新の領域気象モデルを用いて大気拡散シミュレーションを改良し、福島第一原子力発電所事故由来の放射性物質の時空間分布を再構築する。大気拡散シミュレーションは原子力機構が開発した大気拡散モデルGEARNによって行われた。大気拡散シミュレーションのための気象場は、4次元変分法を用いた気象データ同化解析手法と領域気象モデルWRFで計算された。シミュレーションの再現性は、放射性核種の沈着量及び大気濃度の計算値と実測値の比較から評価した。福島第一原子力発電所の付近において、観測されたCs-137とI-131の沈着量の空間分布をシミュレーションは良好に再現した。特に、発電所から北西方向及び南方向で観測されたCs-137の高い沈着量分布の再現性の向上が顕著であった。東日本の広域においても、モデル過大評価であったCs-137の沈着量の再現性が向上した。これらは、4次元変分法を用いた気象データ同化解析手法によって、再現性の高い風速場が得られたことに起因すると考えられる。本研究で再構築された大気拡散過程は、福島第一原子力発電所事故の線量影響評価の見直しや、日本国内の原子力施設における緊急時対応に対して有効な情報となる。

論文

User interface of atmospheric dispersion simulations for nuclear emergency countermeasures

Hamuza, E.-A.; 永井 晴康; 相楽 洋*

Energy Procedia, 131, p.279 - 284, 2017/12

 パーセンタイル:100

本研究では、WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションを原子力発電所から放射性核種が放出された際の緊急時対応の検討に活用する方法を提案する。WSPEEDIは原子力緊急時対応に不可欠な環境中核種分布や気象パターンなどの情報を計算し出力することができることから、その出力を用いて放射性核種の拡散に対して避難計画を策定するために有効な情報を作成し示すことを目指す。まず、ある原子力施設について1年間のWSPEEDI拡散計算を実行し、出力をまとめてデータベースを作成する。次に、データベースを用いた解析から、WSPEEDIの出力データをユーザーが容易に理解できるような拡散状況の特徴を示す数値情報に変換し、原子力緊急時対応に有効な情報として整理する。

論文

New approach for monitoring of nuclear material in nitric acid solution using $$^{14}$$N(n,$$gamma$$)$$^{15}$$N reaction

関根 恵; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.274 - 278, 2017/12

 パーセンタイル:100

IAEAは保障措置技術開発に係る長期計画の中に、核物質の連続モニタリングの重要性を示している。再処理施設の湿式プロセスにおいて、使用済み燃料はHNO$$_{3}$$の溶液の状態でパイプを流れる。核物質が湿式プロセス中に盗まれることを防ぐため、液量を連続モニタリングするための方法の一つとして、硝酸溶液の構成元素である窒素Nから発生する$$^{14}$$N(n,$$gamma$$)$$^{15}$$Nの反応から発生する10.8MeV$$gamma$$線のモニタリングを提案する。一般的に使用済み燃料から発生する高レベルの$$gamma$$線が3MeV以下において支配的であるが、高エネルギー側にそれらのピークは表れないため、モニタリングに効果的だと考えられる。まず第一段階として、$$^{252}$$Cfの中性子を用い、モンテカルロシミュレーションを用いて、10.8MeVを検出するための検出器の種類及び、検出器体系の最適化の結果を報告する。

論文

A Simple method to create gamma-ray-source spectrum for passive gamma technique

芝 知宙; 前田 茂貴; 相楽 洋*; 石見 明洋; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.250 - 257, 2017/12

 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所から出る燃料デブリ中に含まれる核物質量測定技術の一つとして、パッシブガンマ測定法が開発されている。本研究では、パッシブガンマ測定法の開発に用いるシミュレーション用$$gamma$$線源の作成を行い、その線源を用いて収納缶に封入された燃料デブリから漏洩する$$gamma$$線のシミュレーションを行った。一般的に、シミュレーション用$$gamma$$線源の作成は多大な労力を要する。本研究ではORIGEN2コードの連続スペクトルと着目する$$gamma$$線の線スペクトルを融合し、簡便かつ精度の良いシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法を開発した。また、本手法は制動放射線を考慮に入れることができる。本手法で作成した$$gamma$$線源を用いて、Peg検出器の検出器応答を計算した。結果は実際の照射済み燃料の$$gamma$$線測定実験の結果と比較され、よく一致した。また、制動放射のX線は検出器応答にほとんど影響を及ぼさなかった。

論文

Adsorption of platinum-group metals and molybdenum onto aluminum ferrocyanide in spent fuel solution

大西 貴士; 関岡 健*; 須藤 光雄*; 田中 康介; 小山 真一; 稲葉 優介*; 高橋 秀治*; 針貝 美樹*; 竹下 健二*

Energy Procedia, 131, p.151 - 156, 2017/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.04

再処理におけるガラス固化プロセスの安定運転のために、白金族元素(Ru, Rh, Pd)およびMoを除去し、安定保管または利用するための分離プロセスの研究開発を実施している。白金族元素とMoを一括回収するための無機吸着剤(フェロシアン化物)が開発されている。本研究では、照射済燃料溶解液を用いた吸着試験を行い、Ru, Rh, Pd, MoおよびAmの吸着特性を評価した。その結果、Ru, Rh, Pd, Moはいずれも吸着が認めら、フェロシアン化物が照射済燃料溶解液中においても一定の吸着性能を示すことがわかった。一方、Amは吸着されないことが確認された。Amが吸着しないことにより、白金族元素とMoの相互分離プロセスにAmが混入せず、アルファ核種を含有する二次廃棄物を大量に発生しないことが確認された。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 パーセンタイル:100

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

R&D status in thermochemical water-splitting hydrogen production iodine-sulfur process at JAEA

野口 弘喜; 竹上 弘彰; 笠原 清司; 田中 伸幸; 上地 優; 岩月 仁; 会田 秀樹; 久保 真治

Energy Procedia, 131, p.113 - 118, 2017/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:1.43

ISプロセスは最も研究された熱化学水素製造プロセスである。現在、原子力機構は実用材料機器を用いた設備による試験の段階にある。主な課題は、プロセス全体の成立性と過酷な環境下での安定した水素製造の確証である。そのために、耐食材料を用いた水素製造能力100L/hの試験設備を作製した。初めに、工程ごとの試験により反応器や分離器の基礎的な性能を確認した。その後、全工程を接続して運転を行い、8時間連続での10L/hの水素製造に成功した。

論文

Oxidation characteristics of lead-alloy coolants in air ingress accident

近藤 正聡*; 大久保 成彰; 入澤 恵理子; 小松 篤史; 石川 法人; 田中 照也*

Energy Procedia, 131, p.386 - 394, 2017/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:4.05

鉛合金冷却高速炉の空気侵入事故におけるPb合金冷却材の化学的挙動を、種々の組成のPb合金の熱力学的考察および静的酸化実験によって調べた。鉛ビスマス(Pb-Bi)合金の性的酸化試験の結果、空気中の773KではPbOが優先的に形成され合金中からPbが減少したが、Biはこの酸化挙動には関与しなかった。その後Biが濃縮するとPb-Bi酸化物の他Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$が形成された。合金の酸化速度は鋼の酸化速度よりもはるかに大きく、合金中のPb濃度が高いほど大きくなった。Pb-Bi合金とステンレス鋼との共存性は、合金中のPb濃度が低くなると悪化した。合金中のBi組成によって溶解タイプの腐食が促進されたためである。一方、Pb-Li合金は、Li$$_{2}$$PbO$$_{3}$$およびLi$$_{2}$$CO$$_{3}$$を形成しながら酸化が進行し、合金からLiが減少した。冷却材のこれらの酸化物は、空気侵入事故時の原子炉冷却系の酸素濃度増加後に低温領域で生成すると考えられる。

論文

Electrochemical impedance analysis on solid electrolyte oxygen sensor with gas and liquid reference electrodes for liquid LBE

Adhi, P. M.*; 大久保 成彰; 小松 篤史; 近藤 正聡*; 高橋 実*

Energy Procedia, 131, p.420 - 427, 2017/12

 パーセンタイル:100

固体電解質のイオン伝導度が不十分であると、酸素センサの出力信号が低温側で理論値からずれると考えられるため、Ag/空気および液体Bi/Bi/Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$をそれぞれ基準電極(RE)に用いた酸素センサについて、300$$sim$$450$$^{circ}$$Cの低温LBEにおいて電気化学インピーダンス分析(EIS)を行い、電極-電解質界面における電荷移動反応インピーダンスを調べた。その結果、いずれのセンサーも良好に動作し、300$$sim$$450$$^{circ}$$Cで使用できることがわかった。Bi/Bi/Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$ REは、Ag/空気REよりも低いインピーダンスを有する。したがって、低温領域では、Bi/Bi/Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$ REを用いた酸素センサーの応答時間は、Ag/空気REの酸素センサーよりも速いことがわかった。

論文

Prediction of chemical effects of Mo and B on the Cs chemisorption onto stainless steel

Di Lemma, F. G.; 山下 真一郎; 三輪 周平; 中島 邦久; 逢坂 正彦

Energy Procedia, 127, p.29 - 34, 2017/09

 パーセンタイル:100

シビアアクシデント時における炉内のステンレス鋼へのセシウム(Cs)化学吸着挙動に関して、Csと化合物を形成すると考えられるモリブデン(Mo)及びホウ素(B)の影響を評価した。化学平衡計算を用いてCs化学吸着により生成される化合物の安定性を評価し、Mo及びBの影響を予測した。Moが存在する場合、一部はCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$として吸着する可能性が示された。一方、Cs化学吸着に与えるBの影響は小さいことが示された。以上の予測結果より、今後の研究においてMoの影響に対する考慮が必要であることがわかった。

論文

Chemical form consideration of released fission products from irradiated fast reactor fuels during overheating

佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*

Energy Procedia, 82, p.86 - 91, 2015/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

高速炉シビアアクシデントの加熱条件を模擬した実験が照射燃料を用いて、これまでに行われている。本研究では、照射燃料に含まれている核分裂生成物(FP)の化学形を熱化学的平衡計算で評価した。温度2773Kと2993Kでは、Cs, I, Te, Sb, Pd及びAgのほとんどは気体状の成分でである。CsとSbは温度勾配管(TGT)で検出されているが、その化学形としては元素状Cs, CsI, Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$, CsO及び元素状Sb, SbO, SbTeと推測される。実験結果と計算結果を比較すると、CsIは熱化学的に振る舞い、TGTで捕捉されるが、一方で、元素状Csは微粒子状で移動する傾向にある。気相のFPの移動挙動は、熱化学的のみならず、粒子動力学にも従うものと考えられる。

論文

PHITS simulation of quasi-monoenergetic neutron sources from $$^7$$Li($$p$$,$$n$$) reactions

橋本 慎太郎; 岩本 修; 岩元 洋介; 佐藤 達彦; 仁井田 浩二*

Energy Procedia, 71, p.191 - 196, 2015/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.62

陽子あるいは重陽子入射反応を用いた加速器中性子源は、核融合炉材料照射試験やボロン中性子捕捉療法といった基礎研究や医療の分野で利用されている。特に、$$^7$$Li標的の陽子入射反応による準単色中性子は、検出器の校正や中性子の断面積測定に活用される重要なビーム源となる。PHITSは、さまざまな物理モデルを適用して入射陽子と2次中性子の輸送を扱い、ビームライン上の粒子束や遮へい材における付与エネルギーを評価できる。このため、中性子源の設計の際には、本コードによる解析結果が重要な役割を果たすことが期待できる。しかし、従来、PHITSに組み込まれている核内カスケード等の核反応モデルは$$^7$$Li($$p$$,$$n$$)$$^7$$Beの遷移過程を考慮していないため、中性子スペクトル上のピーク構造を再現できなかった。そこで、量子力学計算である歪曲波ボルン近似(DWBA)により評価したピークを追加する機能の開発を進めている。その結果、これまでに50MeV以下の入射エネルギーにおける陽子及び重陽子入射反応にこの機能を適用し、実験値を再現することを確認した。そこで今回、$$^7$$Li($$p$$,$$xn$$)反応について適用入射エネルギーを400MeVまで拡張しその有効性を検証した結果を報告する。

論文

Sensitivity and uncertainty analysis of the VENUS-F critical core

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Uyttenhove, W.*

Energy Procedia, 71, p.33 - 41, 2015/05

 パーセンタイル:100

A sensitivity and uncertainty analysis was performed for a critical configuration of the VENUS-F facility with three major nuclear data libraries (JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, and JEFF-3.1.2) and the JENDL-4.0 covariance data. Differences in $$k_{rm eff}$$ between nuclear data libraries are smaller than those between geometric models/calculation methodologies. Both the deterministic and Monte-Carlo methodologies in criticality calculation provide similarity for differences in $$k_{rm eff}$$ between the nuclear data libraries. Major contributors to these differences were identified with the sensitivity method. Among nuclear data parameters, it is found that $$k_{rm eff}$$ of the VENUS-F core is sensitive to the fission cross section, fission neutron multiplicity, and capture cross section of uranium and the elastic scattering cross section and average cosine of the scattered neutron of lead and $$^{56}$$Fe. The analysis with the sensitivity coefficients shows that these parameters have considerable impact on the differences in $$k_{rm eff}$$. Based on the JENDL-4.0 covariance data, the total uncertainty induced by nuclear data is evaluated at 833 pcm (1$$sigma$$), and this uncertainty in $$k_{rm eff}$$ is largely dominated by lead, uranium, and $$^{56}$$Fe.

論文

Validation of burnup calculation code SWAT4 by evaluation of isotopic composition data of mixed oxide fuel irradiated in pressurized water reactor

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 望月 弘樹*

Energy Procedia, 71, p.159 - 167, 2015/05

 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所事故により日本では核燃料サイクル計画が停滞しているが、過剰なプルトニウムを減らすためにMOX燃料として使用する必要がある。また、福島第一原子力発電所ではMOX燃料を使用していたということからも、MOX燃料の燃焼解析の精度は重要である。したがって、計算コードとライブラリの精度評価が必要である。そこで、使用済燃料組成測定(ARIANE : Actinides Research in a Nuclear Elements)のデータを解析することにより、統合化燃焼計算コードシステム(SWAT4 : Step Wise Burnup Analysis Code System 4)の検証を行った。解析の結果、主要なウラン,プルトニウム同位体の実験値と計算値の差は5%以下であった。これは、ウラン燃料の場合と同程度の精度であり、SWAT4はMOX燃料の燃焼解析に対して十分な精度を持っていることが分かった。

論文

Problem on MATXS files with multiple temperature cross section data

今野 力; 前田 茂貴; 小迫 和明*

Energy Procedia, 71, p.213 - 218, 2015/05

 パーセンタイル:100

複数温度に対する多群断面積を格納したMATXSファイルに関する問題について報告する。この問題は、高速実験炉常陽を簡略化したモデル内の全中性子束,全$$gamma$$線束を、MATXSLIB-J40(JENDL-4.0からNJOY99で作成された300, 600, 900, 1200, 1800Kの多群断面積)を使い、300K, 600Kの温度条件で、DORTコードで計算した際に新たに見つかった。計算で得られた全中性子束は300Kでも600Kでもほとんど同じであったが、600Kのときの全$$gamma$$線束は300Kの時の全$$gamma$$線束に比べ10%大きくなった。この違いの原因を調べた結果、MATXSファイルの$$gamma$$生成のデータ構造とMATXSファイルを処理するTRANSXコードの間で一部整合性がとれていない箇所があることが判明した。この問題を解決するため、MATXSファイルのデータを修正するプログラムを作成した。MATXSLIB-J40はこのプログラムを用いて修正される予定である。

論文

Development of a calculation code system for evaluation of deuteron nuclear data

中山 梓介*; 荒木 祥平*; 渡辺 幸信*; 岩本 修; Ye, T.*; 緒方 一介*

Energy Procedia, 71, p.219 - 227, 2015/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:0.42

中性子核データ評価用計算コードシステムを拡張し、ゼロレンジDWBAを用いて残留原子核の束縛状態へのストリッピング反応を適切に計算できるようにした。このコードシステムを$$^{27}$$Alに対し入射エネルギー100MeVまでの陽子誘起反応に適用した。DWBA解析の結果、得られた分光学的因子がエネルギー依存性を持つことが分かった。また、本コードを用いた計算は25.5, 56, 100MeVの(d,xp)反応二重微分断面積の測定データ及びしきいエネルギーから20MeVまでの入射エネルギーでの$$^{28}$$Al生成断面積を再現した。

論文

Research program for the evaluation of fission product and actinide release behaviour, focusing on their chemical forms

三輪 周平; 山下 真一郎; 石見 明洋; 逢坂 正彦; 天谷 政樹; 田中 康介; 永瀬 文久

Energy Procedia, 71, p.168 - 181, 2015/05

BB2013-2241.pdf:0.88MB

 被引用回数:8 パーセンタイル:0.64

福島第一原子力発電所でのシビアアクシデントを経験した照射済み燃料材料の安全な取扱い技術の構築に向けて、原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用した幾つかの基礎研究を進めてきている。本論文では、基礎研究のうち、特に原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用することで効果的に研究を進めている3つの研究プログラムについて、全体概要の他、先行的に得られている試験結果や今後予定している計画を紹介する。

論文

Oxidation behavior of Am-containing MOX fuel pellets in air

田中 康介; 吉持 宏; 大林 弘; 小山 真一

Energy Procedia, 71, p.282 - 292, 2015/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:7.64

MA含有MOX燃料の酸化特性に関する基礎データを取得するため、Am含有MOX燃料ペレットの高温酸化試験を実施し、UO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料の挙動と比較した。

論文

Theoretical study of beta decay for delayed neutron

小浦 寛之; 千葉 敏*

Energy Procedia, 71, p.228 - 236, 2015/05

 パーセンタイル:100

遅発中性子のための$$beta$$崩壊の理論的研究を行う。$$beta$$崩壊は原子核崩壊の一つであるが、弱い相互作用で崩壊するという、原子核において特異なプロセスである。原子炉運転の安全性においてきわめて重要な役割を果たす平均遅発中性子放出数$$overline{nu_{rm d}}$$は総和計算という考えで理解することができ、それは$$overline{nu_{rm d}}$$が核分裂生成物の個々の核種の遅発中性子放出割合と累積核分裂収率との積の総和で与えることができるというものである。この内遅発中性子割合が$$beta$$崩壊の随伴現象であり、$$beta$$崩壊理論を用いて記述できる。本発表ではこの総和計算の考えの元、遅発中性子割合を$$beta$$崩壊の大局的理論を用いて扱い、$$beta$$崩壊確率および遅発中性子放出割合の現状について考察した。両者とも大局的理論計算における改善が矛盾なく有意になされることが可能であることを示し、その方策について述べる。

論文

The Effect assessment for fast reactor fuel cycle deployment; Improvement of the assessment method

向井田 恭子; 塩谷 洋樹; 小野 清; 難波 隆司

Energy Procedia, 39, p.43 - 51, 2013/09

本研究では、FRサイクル導入影響評価の評価方法を向上するため、エネルギー経済モデルの改良を行った。さらに、エネルギー経済モデルによる世界のFR導入評価の結果に基づき、FR輸出影響を評価した。この結果、FR輸出が国内経済に一定の影響を与えることが示された。

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