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長谷川 雄太; 小野寺 直幸; 井戸村 泰宏
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.236 - 242, 2020/10
都市域の風況および汚染物質拡散は建造物や植生に強く影響されるため、従来のメソスケールモデルで記述することは困難である。この問題を解決するため、細分化格子ボルツマン法(LBM)を用いたGPUベースのCFDコードの開発を進めており、現在、数メートル解像度の汚染物質拡散のリアルタイム解析を実現している。しかし、このような高解像度のシミュレーションでは流れは極めて強い乱流状態にあり、計算結果は様々な計算条件の影響で大きく変化する。本研究では、このようなカオス状態のシミュレーションにおいて計算の信頼性を向上させるため、アンサンブル計算を実装し、不確かさの統計的評価を可能とした。開発したコードを用いてオクラホマシティにおける野外拡散実験JU2003の検証計算を行った。結果として、風況が実験とよく一致するとともに、トレーサガス濃度の平均値がアンサンブル計算と実験値の間でFactor2の条件(計算値と実験値の比が1/2から2倍の間にあること)を満たすことを確認した。
市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*
JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: 2.04C)を長期間にわたり有することを確認した。
清水 滋; Zhang, Q.; 梶本 与一; 川崎 朋克; 藤井 克年
JAERI-Tech 2003-095, 52 Pages, 2004/01
国際標準化機構の国際規格ISO4037-1では、放射線防護用測定器の性能試験に用いるX線基準場が設定され、世界的に適用している。原研の現行のX線基準場は、国内の利用を前提として構築されているため国内規格に適合しているが、上記国際規格とは異なっている。このため、国際的な性能試験に対応させるため、国際規格に準拠したNarrow series, Wide series及びHigh air-kerma seriesのX線基準場を、原研放射線標準施設棟の中硬X線照射装置を用いて整備した。本論文では、整備したX線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル等の評価を行うとともに、上記国際規格の線質やX線スペクトルとの比較を行った。この結果、原研のX線基準場の線質は、国際規格の線質とよく一致していることが確認でき、これにより放射線防護用測定器の広範囲な性能試験を国際規格に基づいて実施できることになった。
甲斐 哲也; 小林 捷平*; 山本 修二*; Cho, H.*; 藤田 薫顕*; 木村 逸郎*; 大川 内靖*; 若林 利男*
Annals of Nuclear Energy, 28(8), p.723 - 739, 2001/05
被引用回数:7 パーセンタイル:48.66(Nuclear Science & Technology)背中合わせ型核分裂計数管を用いて0.003eVから10keV領域におけるAm核分裂断面積を測定した。これらの実験は、京都大学鉛減速スペクトロメータを用いた0.03eV~10keV領域、京都大学原子炉熱中性子照射施設における0.025eV、飛行時間分析法による0.003eV~35eV領域において行った。測定結果を評価済み核データファイルJENDL-3.2,ENDF/B-VI,JEF-2.5及び既存の比較して、評価済み核データの妥当性を議論した。
揃 政敏; 宮川 俊一
PNC TN9410 98-050, 57 Pages, 1998/05
本報は、高速実験炉「常陽」において、流量過渡事象下での燃料の破損限界試験を行うことを主な目的とした、流量制御型照射装置(FLORA:Flow Control Irradiation Facility)の開発の現状と課題について報告するものである。FLORAは、米国EBR-II炉の照射装置であるFPTF(Fuel Performance Test Facility)とBFTF(Breached Fuel Test Facility)を合体したような装置で、EBR-IIでの不具合情報を生かし、流量調節にナトリウム浸漬式のアニュラー型電磁ポンプ(A-LIP:Annular Linear Induction Pump)を採用したことを特徴としている。FLORAの基本的なシステムの成立性はMK-II炉心条件で確認しているが、今後の実用化のためには、MK-III炉心条件への見直しの他、幾つかの課題の解決と装置構造の詳細化を図って行く必要がある。FLORA開発におけるこれまでの主な成果と今後の課題は、以下のとおりである。(1)開発の主な成果1)破損燃料から放出される遅発中性子先行核に基づく中性子を、FLORAに装備した中性子検出器で十分な感度をもって検出可能であることを評価した。2)キーコンポーネントである流量調節用A-LIPの、長さ1/2サイズでの炉外ナトリウム中試験まで終えた。その結果、FLORA用ポンプの要求性能である550のナトリウム中で流量300l/min吐出圧力265kPaを達成できる見通しを得た。3)想定した試験用燃料体の冷却材流量を、A-LIPの流量調節機能によってオンパワー時に100%40%程度まで調節可能で、このことによって燃料被覆管温度を十分に制御可能であることも確認された。(2)今後の課題1)プロセス検出器の開発としては、遅発中性子検出器の小型化が必要な他、電磁流量計用永久磁石の使用環境(高温と中性子照射)による減磁の影響を確認する必要がある。2)A-LIPについては、中性子照射による影響が残された課題である。このため、短尺のポンプの照射を行い、特性や絶縁性能を確認する必要がある。3)装置の性能をより確実なものとするため、水流動試験を行い詳細な圧力損失データを得る必要がある。なお、今後のFLORA開発については当面凍結し、燃料開発の進展状況とMK-I
宇都 成昭; 若林 利男; 早船 浩樹
PNC TN1410 98-007, 94 Pages, 1998/04
汎用性、低い資源依存性、安全性、核不拡散性等、次世代を担う原子炉の条件を満足する概念の一つと考えられる小型高速炉の具体的なシステム像の構築を目指すため、平成8年11月に小型炉技術検討ワーキンググループが発足した。本報告書は、当ワーキンググループのメンバーとして著者らが1年余りにわたり行ってきた原子炉システムに係わる技術的検討の成果をまとめたものである。検討に先立ち、小型高速炉の開発においては、実験炉、原型炉の経験や大型炉研究での成果・知見を最大限に活用した早期開発、並びに既存技術の効率的活用と新技術の順次実証を基本方針として、以下に示す3つのステップに分けて標準化に至るまでの開発を進めるべきとの考えを示した。・第1ステップ:デモ機第1段階既存技術で実現可能な経済性を確保しつつ、5年程度の開発期間をもって基本システムの実証を行う。・第2ステップ:デモ機第2段階(高性能化)経済性の大幅な向上並びに新技術導入(新型燃料を含む)による炉心・プラントの高度化を実現する。・第3ステップ:標準化発・送電システム全体として現行軽水炉発電技術と経済的に競合し得る実用小型高速炉の標準化を実現する。本報では、第1ステップでの開発実証に焦点をあて、燃料開発に係わる豊富な実績により第1ステップで必須とされる開発期間の縮小化に最も有利な混合酸化物燃料炉心を取り上げ、核・熱計算による評価を含めた炉心及び原子炉構造に係わる技術的検討を行った。その結果、受動安全特性の向上等による高い安全性を確保しつつ燃料交換サイクル2年程度を達成し、第2ステップ以降の炉心・プラントシステムの高度化に柔軟に対応し得る電気出力約5万kWeの小型高速炉システムの成立性見通しを得た。また、第2ステップ以降の具体像について炉心を中心とする予備的検討を行い、混合窒化物燃料の活用が有望な一方策であることを示した。
本木 良蔵
JAERI-Tech 98-012, 25 Pages, 1998/03
動力炉核燃料開発事業団では火災、爆発事故を引き起こしたアスファルト固化施設に代わり、LWTFによる低レベル廃液の処理を計画している。この廃液には除去の困難な化学種のRuが含まれている。アイソトープ部では電池の材料の粉末を混合充填しカラムにより同種のRu化学種を除去した。現在、動燃ではこの方法について実用化に向けた開発を行っている。この実験にはRuトレーサの利用が適している。そこで原子炉照射用ターゲットやPが放出する線によるRu化学種の調製を行った。この結果、Ruの化学種はPの濃度に応じて変化し、陰イオンの化学種は別の陰イオンの化学種となるなど、除去の困難な化学種の調製が可能であり、共沈率も低下した。このように調製したRu化学種は再処理の低レベル廃液の処理法開発に利用できるものと考えられる。
石井 哲朗; 牧嶋 章泰*; 中島 充夫*; 小川 雅生*; 石井 三彦; 齋藤 勇一; S.Garnsomsart*
Z. Phys., A, 343, p.261 - 266, 1992/00
In原子核の励起状態をインビーム線核分光法により研究した。InはV(Ni,2p2n)反応により生成した。線の直接偏光の測定により、負パリティのバンドがInに存在することを明らかにした。InはTi(Ni,p2n)反応により生成した。InとInのイラスト準位は強い類似性があることが判明した。さらにInとInの類似性を調べるために、これらの19/2及び17/2状態の平均寿命をリコイルディスタンス法により測定した。
荒 克之; 山田 政治; 角田 恒巳; 山岸 秀志
JAERI-M 86-181, 89 Pages, 1986/12
炉内計測センサの開発に関して、マルテンサイト系ステンレス鋼SUS403,SUS410J1,TAF及びフェライト系ステンレス鋼SUS405の磁気特性を調べた。試料は焼入・焼戻し・低温焼なまし・完全焼なましの熱処理を施したものと、未処理(バ-ジン材)を用い、それぞれについて常温~800Cの範囲で各種の有用と思われる時期特性(磁化特性・透磁率・逆磁歪・キュ-リ点など)を調べた。マルテンサイト系の材料は磁気的に半硬質な性質を示し、フェライト系は比較的軟質である。常温での飽和磁束密度は約15000ガウス、キュ-リ点は材料によって幾分異なるが、720~750Cである。SUS403と405は逆磁歪も大きい。本報告書は、以上の結果をデ-タ集として纏めたもので、大型磁気装置の設計にも役立つと考える。
久木田 豊; 生田目 健; 山本 信夫; 斯波 正誼
JAERI-M 8761, 116 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20セクタ模型である。本報告は、昭和54年2月23日に実施したTEST0003のデータ報告である。本試験は、株式会社日立製作所により装置の第3回検収試験として実施されたもので、破断口径100mmの水放出試験である。得られたドライウェル内初期圧力上昇率は約50Kpa、ベント管内最大蒸気重量速度は約30Kg/m-sであり、いずれも実炉の再循環系配管両端破断事故時の想定値の約25%に相当する。
桜井 勉; 高橋 昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(8), p.633 - 634, 1978/08
被引用回数:0フッ化物揮発法により回収された四フッ化プルトニウム(PuF)は、ルテニウムで汚染されていることが多い。このルテニウムの除去に、室温での「加水分解-フッ素処理」操作を試みた。回収したPuFに水を含んだヘリウムガスを供給、次に室温でフッ素ガスを作用させると、大部分のルテニウムがRuOとなって揮発し、PuFから分離する。一方、プルトニウムの損失は認められなかった。これより、本操作がPuFの精製にに有効なことがわかった。
桜井 勉; 高橋 昭; 古牧 睦英
Journal of Nuclear Science and Technology, 11(2), p.74 - 76, 1974/02
被引用回数:3ルテニウム103を用い、酸化プルトニウム-酸化ルテニウム混合物のフッ素化および六フッ化プルトニウムの熱分解プロセス中のルテニウムの挙動を調べた。ルテニウムはプルトニウムより低温でフッ素化され、揮発する。熱分解によるプルトニウムの回収では、ルテニウムが共存すると著しく回収率が低下する。回収されたPuFはルテニウムで汚染されてる。
山林 尚道; 小野間 克行; 本石 章司; 山本 晧靖; 伊藤 太郎
JAERI-M 5320, 31 Pages, 1973/07
放射性水銀$、$Hgを含む水溶液と金属水銀との非均一系における同位体交換反応を利用して、大量の金属水銀を$、$Hgで標識する技術を確立した。同位体交換反応の最適条件は$、$Hgを含む0.07mol/l以下の硝酸水銀(II)-1N硝酸溶液と金属水銀の接触であった。この条件下で混合した場合、金属水銀と水銀イオンとの交換反応は10分間以内に平衡に達し、放射性水銀の金属水銀への移行率は99%以上であった。副反応として、硝酸第二水銀は硝酸第一水銀となり、溶液はさらに強い酸性を呈した。金属水銀中の水銀の自己拡散を検討し、計算で自己拡散係数を推定した。金属水銀は撹拌下で非常に速く均一混合されたが、撹拌容器が複雑になると均一混合に多くの時間を必要とした。これらのことを考慮して混合、定量分取装置を製作し、Hg400mCiと5kgの金属水銀を処理し、1本当りHg8mCi-水銀96gを含む製品を定常的に生産している。
千葉 悠介; 市川 正一; 大野 真平; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 阿部 恒*; 北野 寛*
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅ(以下「もんじゅ」と記す)の原子炉格納容器全体漏えい率試験(以下「CV-LRT」と記す)に用いる塩化リチウム式露点検出器については、3ヶ月ごとのメンテナンスを必要としており、もんじゅのプラント運転工程計画上、12ヶ月以上の使用期間を有する露点検出器への採用見直しが望ましい。日本原子力研究開発機構は、各規程等で要求される仕様に対応できる代替露点検出器として、ヴァイサラ社製の静電容量式露点検出器(以下「代替露点検出器」と記す)を選定し、当該代替露点検出器の性能評価をした。CV-LRT条件下における、代替露点検出器による24時間の原子炉格納容器内露点測定を行い、既存の塩化リチウム式露点検出器との性能を比較評価した。さらに、代替露点検出器の性能確認として、大気環境下で2年間の露点測定を行い、高精度鏡面式露点検出器との性能を比較評価した。その結果、当該代替露点検出器は原子炉格納容器の漏えい率試験規定(JEAC4203-2008)の要求する計器精度を有することを確認した。
佐藤 浩一; 増山 康一; 田島 考浩; 吉野 公二; 関 一成; 春日井 好己; 宮本 幸博
no journal, ,
J-PARC(大強度陽子加速器施設)の物質・生命科学実験施設(MLF)は、3GeV、1MWの大強度の高エネルギー陽子ビームを水銀ターゲット及びミュオンターゲットに入射し、中性子及びミュオンを発生させ、物質科学・生物科学の研究を行う施設である。ビーム運転に伴い水銀ターゲット中で生成されるHgが、施設メンテナンスを行う特定の時期に限って排気設備を経由してスタックから放出されることが分かった。これまで検出されたHgのスタックでの週平均濃度は、2.410 1.510Bq/cmであり、排気中濃度限度の1/10,000以下である。本発表では、この放出挙動について報告する。