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論文

Modeling and simulation of redistribution of oxygen-to-metal ratio in MOX

廣岡 瞬; 加藤 正人; 渡部 雅

Transactions of the American Nuclear Society, 118, p.1624 - 1626, 2018/06

本研究では酸素/金属比(O/M)再分布の時間発展モデルについて、MOX中の酸素の特性を用いて提案した。また、提案したO/M再分布の計算や、密度再分布の原因となるポアマイグレーションを計算する照射挙動シミュレーションを行った。シミュレーションの結果、O/M再分布は密度再分布よりも低温で起こり、基礎物性である酸素拡散は蒸発・凝縮機構よりも低温で起こることが示された。また、ペレット表面は低温のためO/M再分布が非常に遅いが、表面から少し内側に入った1000Kを超えるところでは、さらに内側から移動してくる酸素の影響を受け、O/M再分布がよく見られた。今後は、シミュレーション結果と照射後試験データとの比較を行っていく計画である。

論文

Effect of a raw material powder on sintered CeO$${2}$$ pellets by 28 GHz microwave irradiation

赤司 雅俊; 松本 卓; 加藤 正人

Transactions of the American Nuclear Society, 118, p.1391 - 1394, 2018/06

本研究では28GHzのマイクロ波照射によるCeO$${2}$$ペレットの焼結試験を実施し、焼結ペレットの密度に及ぼす原料粉の影響を検討した。最高温度1473Kにて30分間保持した条件において得られたペレットはかさ密度で最高94.2%T.D.に達した。原料粉の粒子径が大きくなるほどかさ密度は低下する傾向が見られた。一方、見かけ密度では全てのペレットが93.5%T.D.以上の値を示した。両者の違いはペレットの開気孔率の違いによって生じたことが分かった。マイクロ波焼結は試料を内部加熱させ、かつ均質に加熱することができるため、高密度でポーラスなペレットが得られたと考えられる。

論文

Towards enhancing Fukushima environmental resilience

宮原 要

Transactions of the American Nuclear Society, 117(1), p.51 - 52, 2017/10

福島の避難指示解除の状況に応じた住民や自治体のニーズに応える原子力機構の環境回復に関わる取組について紹介し、国際的に関心のある方々に福島の復興が着実に進んでいることをご理解頂く。

論文

Validation study in SAS4A code in simulated mild TOP condition

川田 賢一; 鈴木 徹

Transactions of the American Nuclear Society, 115(1), p.1597 - 1598, 2016/11

Model improvements and validation efforts for SAS4A code, which is the most advanced computer code for simulating the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors, have been performed utilizing the experimental data from the CABRI programs by JAEA, IRSN, CEA and KIT. In order to confirm validity of improved models of SAS4A, a systematic and comprehensive validation plan was defined. It was based on the PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) result for CDA of MOX-fueled fast reactors. This paper describes the preliminary result of validation study for SAS4A code in simulated Transient Over-Power (TOP) condition. The capability of the SAS4A code on the burst failure mode have been examined and validated under various TOP conditions for fuel pins with different irradiated conditions. This study enhanced the credibility of SAS4A code under a wider range of evaluation conditions than ever before.

論文

The Research of MOX fuels in Japan

加藤 正人

Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.987 - 988, 2016/06

日本ではナトリウム冷却高速炉のためにMOX燃料の開発を進めてきた。開発を進めているMOX燃料は、O/M, Pu含有率, MA含有率,密度において様々な仕様がある。我々は、そのような様々な燃料の燃料製造過程や照射における燃料挙動を評価するために科学に立脚した燃料技術の開発を進めてきた。この燃料技術の開発では、燃料の基礎特性の測定、データベース化、機構論的なモデルの開発を通して進めている。

論文

Oxygen potential measurement and point defect chemistry of UO$$_{2}$$

渡部 雅; 加藤 正人; 砂押 剛雄*

Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.1081 - 1082, 2016/06

現在までUO$$_{2}$$の酸素ポテンシャルについての研究は多くなされているが、高温領域(1673-1873K)における定比組成近傍の酸素ポテンシャルデータは非常に少ない。そこで本研究では、1673-1873KにおけるUO$$_{2+x}$$の酸素ポテンシャルデータの拡充を図るとともに、欠陥化学モデルを用いてデータの解析を実施した。

論文

Measurement of void fraction distribution in steam-water two-phase flow in a 4$$times$$4 bundle at 2 MPa

Liu, W.; 永武 拓; 柴田 光彦; 高瀬 和之; 吉田 啓之

Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.875 - 878, 2016/06

原子力機構では、事故時炉心露出過程を明らかにするための炉内二相水位に深く関連する高温高圧低流量条件におけるボイド率特性の解明及び事故時炉心内二相流解析の予測精度の向上に関する研究を実施している。本報では、高温高圧低流量条件におけるバンドル内ボイド率分布データ及びコード検証するための気泡に関する詳細情報を取得することを目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件下でのバンドル内ボイド率データの取得を行っている。試験装置は、9$$times$$9三層式ワイヤーメッシュセンサーを4$$times$$4の模擬バンドル内に、軸方向2カ所に配置したものである。本報では、蒸気-水二相流に対して、1.6MPa(202$$^{circ}$$C), 2.1MPa(215$$^{circ}$$C)及び2.6MPa(226$$^{circ}$$C)条件で実施した試験により得た、炉心スクラム後を想定した低流量条件でのバンドル内ボイド率分布計測結果について報告する。

論文

Fuel restructuring behavior analysis of MA-bearing MOX fuels irradiated in a fast reactor

小澤 隆之; 生澤 佳久; 加藤 正人

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.622 - 624, 2015/10

廃棄物減容・有害度低減を目指したリサイクルシステムにおいてはMAを高速炉でMA-MOX燃料としてリサイクルする研究開発を進めており、MA含有率は約5wt%と想定されている。このため、MA含有が燃料物性だけでなく燃料挙動に及ぼす影響ついて研究する必要がある。高速炉においてMOX燃料は比較的高い線出力で使用されることから、燃料組織変化が生じ、その結果、中心空孔が形成される。この中心空孔形成は燃料中心温度を低減する効果があるため、燃料溶融防止の観点で重要な燃料挙動である。ここでは、常陽で実施したMA-MOX燃料の照射試験であるB11とB14の結果を用いて、MA含有が燃料組織変化挙動に及ぼす影響を評価した結果について報告する。

論文

Physical property model for advanced oxide fuels

加藤 正人; McClellan, K.*

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.613 - 614, 2015/10

日米協力(CNWG)のもとで先進酸化物燃料に関する共同研究を進めている。共同研究では、サイエンスベース燃料解析コードのためのモデル開発を進めており、本研究は、酸化物燃料の物性モデルに関する報告をする。酸化物燃料の格子定数、熱膨張率、音速の実験データから比熱及び熱伝導率を評価し、実験データとよく一致することを確認した。

論文

Early-in-life fuel restructuring behavior of Am-bearing MOX fuels

田中 康介; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 小山 真一

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.619 - 621, 2015/10

高速実験炉「常陽」のB11及びB14で短期照射されたAm-MOX燃料の照射後試験を実施し、組織変化挙動(中心空孔径の発達状況等)に係るデータを取得した。その結果、O/M比が1.95から1.98付近の燃料の組織には明確なO/M比依存性が認められないが、定比組成(O/M=2.00)では顕著な組織変化が見られた。これにより、Am-MOX燃料の照射初期における中心空孔の形成には、燃料ペレットの熱伝導率の差よりも、蒸発-凝縮機構に及ぼすO/M比依存性の影響が強く現れることがわかった。

論文

Sintering behavior of (U,Ce)O$$_{2}$$ and (U,Pu)O$$_{2}$$

中道 晋哉; 廣岡 瞬; 砂押 剛雄*; 加藤 正人; Nelson, A.*; McClellan, K.*

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.617 - 618, 2015/10

CeO$$_{2}$$はPuO$$_{2}$$の模擬物質として多くの研究が行われている。Dorrは(U,Ce)O$$_{2}$$の焼結に関して、ハイパーストイキオメトリ領域では還元雰囲気と比べて低温で焼結が進むことを報告している。しかし、試料の酸素/金属比は正確にはコントロールされておらず、(U,Ce)O$$_{2}$$と(U,Pu)O$$_{2}$$の類似性について定量的な議論はされていない。よって本研究では、(U,Ce)O$$_{2}$$と(U,Pu)O$$_{2}$$の焼結挙動について調べ、酸素欠陥の影響について評価を行った。

論文

Revival of criticality safety research in Japan Atomic Energy Agency

外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一

Transactions of the American Nuclear Society, 110(1), p.282 - 285, 2014/06

日本原子力研究開発機構(旧日本原子力研究所)では1980年代から主に使用済燃料再処理を対象とした臨界安全研究を実施してきた。系統的な解析による基礎臨界データの算出と臨界安全ハンドブックの公刊、解析の妥当性を検証するための臨界実験の実施、及び実験結果の国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPへの提供が主な活動である。福島第一原子力発電所事故で性状不明な燃料デブリが大量に発生したと考えられ、水中での燃料デブリ取出しには再臨界のリスクを伴う。このリスクを適切に評価・回避することを目的とした新たな研究計画を策定し実施しつつある。想定される燃料デブリ性状を網羅した系統的な解析、検証実験を実施するための定常臨界実験装置STACYの更新、及び臨界リスク評価手法の開発を予定している。

論文

Measurement of radioactive fragment production excitation functions of lead by 400 MeV/u carbon ions

小川 達彦; Morev, M. N.*; 小佐古 敏荘*

Transactions of the American Nuclear Society, 109(2, Part2), p.1253 - 1255, 2013/11

放射線医学総合研究所HIMACにおいて400MeV/uの炭素イオンを厚い鉛ターゲットに照射し、$$^{Nat}$$Pb(C,x)反応でのフラグメント生成断面積をエネルギーの関数として32種類の生成核に対して求めることに成功した。実験では、陽子入射でこれまで用いられてきた積層箔法を重イオン入射反応用に改良した新手法を用い、これにより先行研究にほとんどなかった励起関数の測定を可能とした。本実験での測定結果は、薄いターゲットを使用して測定した結果との比較で矛盾なく一致していることから、本測定手法は妥当なものと判断される。実験結果により放射線輸送計算コードPHITSを検証した結果、軽いフラグメントや100MeV/u近くのエネルギーに対して断面積の過小評価がみられた。さらなる解析によりPHITSの物理モデルの欠損、特にマルチフラグメンテーション過程の不足がその理由であることを明らかにした。なお、本発表は2012年に開催された第12回放射線遮へい国際会議における報告がセッション最優秀論文賞に選定されたため、本学会に推薦され、招待講演を行うものである。

論文

Calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.1261 - 1263, 2013/11

放射性物質の放出により汚染された環境の修復に向けた除染計画の立案に資するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEは、土壌と大気からなる無限平板体系に配置した線源から周囲の領域への単位放射能あたりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地区における放射能分布をかけあわせ、空間線量率を計算する。応答関数は、線源核種である放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。空間線量率の計算精度検証のために、実際の除染モデル地区の地形及び放射能分布を入力したCDEの計算結果と、NaI(Tl)サーベイメータによる実測値を比較した。その結果、両者は非常によい一致を示した。このことから、CDEの予測精度は十分であり、今後の除染計画の立案に活用できることが確認された。なお、本発表は、2012年9月に開催された第12回放射線遮蔽国際会議(ICRS-12)における口頭発表が、"Best paper of the session"に選出されたため、米国原子力学会(ANS)に推薦され招待講演を行うものである。

論文

Simulating long-term $$^{137}$$Cs distribution on territory of Fukushima

北村 哲浩; 山口 正秋; 小田 好博; 操上 広志; 大西 康夫*

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.153 - 155, 2013/11

東京電力福島第一原子力発電所事故後に地表に降下した放射性セシウムを対象に、主要な移行経路の一つと考えられる土砂移動(侵食,運搬,堆積)を考慮した移行解析を行った。解析は土壌流亡予測式(USLE)と地理情報システム(GIS)のモデル構築機能を使用し構築したモデルで行った。事故後2年後, 6年後, 21年後の空間線量率の計算を行い、経済産業省の予測値と比較した。その結果、比較的高い線量の範囲について同一の減少傾向が見られたが、減少率は本モデルの予測値の方が小さくなった。また、解析結果の一部を加工計算し、河川解析用の境界条件を与えた。

論文

Preliminary calculation of sediment and $$^{137}$$Cs transport in the Ukedo River of Fukushima

操上 広志; 北村 哲浩; 山口 正秋; 大西 康夫*

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.149 - 152, 2013/11

河川中の土壌粒子の成分ごとに、河川水中の懸濁濃度を河口からの距離の分布として計算した。その結果、砂成分は河川中に蓄積し、海まで到達しないものの、シルトと粘土成分は海まで到達する結果となり、河川はシルトや粘土を媒体に放射性Csの運搬経路となる試算結果となった。地形勾配が大きい箇所においては顕著な侵食が生じ、地形勾配が緩やな箇所で堆積が生じた。放射性Csの溶存成分は下流になるにつれてわずかに低下し、浮遊物質(細かい土壌粒子)への付着成分の割合が高くなったが、ほとんどがシルト,粘土への付着成分としての輸送であった。

論文

Computational modeling of radioactive contaminants in the Fukushima environment

北村 哲浩; 町田 昌彦; 佐藤 治夫; 中山 真一; 油井 三和

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.156 - 157, 2013/11

福島環境動態調査研究Grの解析班では、福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的な分布を予測し、被ばく評価、汚染対策を講じることを目的として、各種解析を進めている。土壌の表層流出に伴う核種移行については、土壌流失予測式USLEを用いた流出解析、河川・河口域における核種移行については河川解析コードTODAM, iRIC, ROMS, SWANを応用した分布解析を行っている。また、計算方法の並列化を含むこれらの各モデルの開発も進めており、それらの概要を述べる。セシウムと土壌の吸着メカニズムについては分子原子レベルの分子挙動計算法を用いた解析を開始しており、その解析結果についても報告する。

論文

Change of corrosion characteristics of SUS304L and Zircaloy-4 by an immersion test under the pre-heat treatment and constant potential

山下 真一郎; 逢坂 正彦

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.140 - 142, 2013/11

福島第一原子力発電所1$$sim$$4号機の廃炉措置等に向けた中長期ロードマップに従い、事故の早期収束に向けた取り組みが進められてきている。多くの研究開発プログラムが同時進行する中、使用済燃料プールから取り出した燃料(一部の燃料については事故時に海水で冷却)については、発電所内にある共用プールに移送し保管・貯蔵することを想定した、燃料集合体の長期健全性評価に関する研究開発が進められている。本研究では、同研究開発の効率的推進に資する基礎基盤研究として、共用プールに長期保管することを想定した燃料集合体構成部材の健全性評価手法の検討とともに、SUS304Lやzircaloy-4等を用いて一部先行的な試験評価を実施した。試験評価の結果、SUS304Lに対する前熱処理の「腐食現象の加速に及ぼす効果」は大きくないことを明らかにするともに、Zircaloy-4に対する定電位腐食試験により「局部的な腐食現象の加速」を可能とする手法の見通しが得られた。

論文

Development of prompt $$gamma$$-ray analysis using spallation neutrons at J-PARC

藤 暢輔; 海老原 充*; 原田 秀郎

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.116 - 117, 2013/11

J-PARCの物質・生命科学実験施設(MLF)のBL04にANNRIが設置された。ANNRIでは主に核データ, 天体核物理, 元素分析に関する研究開発が行われている。本発表では、MLF及びANNRIの現状を紹介するとともに、元素分析に関するこれまでの実験によって得られた結果について報告する。$$gamma$$線計測にゲルマニウム検出器を使用し、MLFで得られるパルス中性子を用いた飛行時間法によりAgとAu試料の測定を行った。試料量は1mgであり、測定時間は約900秒である。飛行時間スペクトル上に存在する共鳴ピーク(Ag: 5.2, 16, 30, 134eVなど,Au: 4.9, 60eVなど)を観測することができた。これにより、ゲルマニウム検出器による飛行時間法を用いた分析が可能であることが示され、飛行時間法と即発$$gamma$$線分析を組合せた新しい元素分析法が実現できることを原理実証した。

論文

Sensitivity analysis of low-volatile FPs and Cm-244 inventory in irradiated nuclear fuel for special nuclear material accountancy in fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.803 - 804, 2012/11

Eu, Ce, Ru等のFPは炉心溶融事象においても放出率が小さく燃料デブリ内に留まっていたことが知られている。Ce-144/Pr-144のパッシブ$$gamma$$スペクトロスコピーがTMI-2では用いられており、Eu-154やRu-106の適用可能性もある。またパッシブ中性子測定についても核物質定量に用いられてきた技術である。しかしながら通常使用済燃料と異なり、溶融燃料は炉心内での装荷位置、FP放出率、照射履歴等の情報が失われている。本研究では、不揮発性FP及びCm-244インベントリの照射パラメータ及び計算精度に対する感度解析を実施し、燃料デブリ中の核物質定量に適用可能な指標を検討することを目的とする。

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