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太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.
郡司 智; 外池 幸太郎; Clavel, J.-B.*; Duhamel, I.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.51 - 61, 2021/01
被引用回数：1 パーセンタイル：11.8(Nuclear Science & Technology)新しい臨界実験装置STACY更新炉は、燃料デブリに関連する臨界計算の検証に貢献することができ、原子力機構(JAEA)と仏IRSNの共同研究として実験炉心設計が進行中である。この論文では、燃料デブリの溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を模擬した模擬燃料デブリの臨界特性を測定するための新しいSTACYの炉心設計を最適化するために適用される方法を示す。炉心設計がコード検証に関連していることを確認するには、関心のある主要な同位体が持つ反応度価値と、断面積に対する実効増倍率k
の感度を評価することが重要である。この研究で説明されている燃料デブリの場合、特にそのコンクリート組成では、ケイ素が断面に対するk
感度が最も高くなる核種である。最適なアルゴリズムを使用して評価に最適な炉心設計を効率的に見つけ、ケイ素の捕獲断面積の高い感度を得るために、格子ピッチや炉心の寸法などのいくつかのパラメーターを調整した。これらの最適化手法の適用結果に基づいて、MCCIの興味深い感度フィードバックを得るための新しいSTACYでの燃料デブリの現実的な一連の実験を定義できた。この方法論は、新しいSTACYの他の実験条件を設計するのに役立てることができる。
福島 昌宏; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1061 - 1062, 2019/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.32(Nuclear Science & Technology)核分裂による原子炉の根本的な問題を取り扱う炉物理は、革新的な原子炉を含む様々な炉型の安全性や設計研究において重要な役割を果たす。本稿では、炉物理の分野における近年の活動から、Journal of Nuclear Science and Technologyを含む科学誌に発表されたいくつかの優れた研究をまとめる。
山内 通則*; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1577 - 1582, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.94(Nuclear Science & Technology)シーケンシャル反応、すなわち1次反応で発生する荷電粒子と構成材料の核反応により2次的に生成される放射能は、低放射化材料の場合残留放射能として大きな影響を持つ可能性がある。FNSでは、これまで各種低放射化材に対して実験によりシーケンシャル反応による放射能を評価した。また、核融合炉設計の放射化解析のために原研で開発されたACT4コードに新たにシーケンシャル反応による放射化計算機能を追加した。本研究では、ACT4コードのシーケンシャル反応取扱い機能を用いてFNSの実験を解析し、シーケンシャル反応は最大2倍程度残留放射能を高め、実験値を再現するためにはその影響が無視できないことを明らかにした。ただし実験値と計算値の間にはまだ小さくはない不一致があり、今後シーケンシャル反応にかかわる核データの見直し等が必要と考えられる。
半澤 有希子; 間柄 正明; 渡部 和男; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 郡司 勝文*; 山本 洋一; 高橋 司; 桜井 聡; et al.
JAERI-Tech 2002-103, 141 Pages, 2003/02
JAERI-Tech-2002-103.pdf:10.38MB
原研で整備した、クリーンルームを有する実験施設である高度環境分析研究棟(CLEAR)について、設計,施工及び2001年6月の運用開始段階における性能評価までを概観する。本施設は、保障措置環境試料分析,包括的核実験禁止条約(CTBT)遵守検証及び環境科学にかかわる研究を目的として、環境試料中の極微量核物質等の分析を行うための施設である。本施設では、クリーンルームの要件と核燃料物質使用施設の要件とを両立した点及び、多量の腐食性の酸を使用した金属元素の微量分析に対応してクリーンルームの使用材料に多大な注意を払った点に大きな特徴がある。そのほか、空調及び空気清浄化の設備,クリーンフード等の実験用設備,分析施設としての利便性及び安全設備についてもその独自性を紹介し、さらに完成したクリーンルームについて、分析操作に対するバックグラウンド評価の結果を示した。本施設の整備により、環境試料中の極微量核物質等の信頼性のある分析を行うための条件が整った。
鈴木 喜雄; 岸本 泰明; NEXTグループ
プラズマ・核融合学会誌, 78(1), p.59 - 69, 2002/01
平成12年度から平成13年度にかけて、那珂研究所の計算機システムの更新が行われた。本システムは、それまで導入されていた並列計算機の約40倍の性能を有するスカラー型の超並列計算機であり、実行される大規模シミュレーションから得られる結果のデータサイズは非常に膨大となる。本論文では、このような膨大なデータの中で繰り広げられる物理現象を理解するためには、どのような画像解析システムが有用であるかについて議論を行い、実際に導入されたシステムの性能について評価を行っている。
山路 昭雄; 坂本 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.926 - 945, 1993/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力船「むつ」出力上昇試験は1990年3月に再開され、1991年2月に成功裡に終了した。実験航海は約1年かけて行われ、全ての実験は1992年2月に終了した。船内の線量当量率の測定値と設計値との比較が遮蔽改修設計手法とともに述べられている。測定値は、一次遮蔽体と二次遮蔽体との間の空間、二重底内、二次遮蔽体外側および主冷却水ループ表面において示されている。遮蔽計算は、遮蔽体の製作上の許容誤差に基づき、遮蔽性能の最も悪い形状および材料組成にて行われた。この他、計算コードの形状に関する制限から近似を行う場合は、保守側のモデルが選ばれた。計算精度は種々の実験解析により評価され、評価値が設計値として用いられた。真の値は設計値を越えないとして遮蔽形状が定められた。この判断が妥当であることが船内の測定から確認された。線量当量率の測定値は船内の全ての箇所で設計基準を満足した。
清水 克祐*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 金森 直和*; 西尾 敏; 佐々木 崇*; 多田 栄介
JAERI-M 92-135, 139 Pages, 1992/09
均一抵抗型真空容器(薄肉二重壁構造)にコイル系に対する遮蔽機能を備えた遮蔽一体均一抵抗型真空容器の構造検討を行ない、真空容器一般部、現地接続部、炉内コイル取付部の構造を明らかにするとともに今後の課題を摘出した。真空容器一般部の実寸大部分モデルの試作並びに溶接継手部及び部分モデルによる機械試験を行ない、製作性(溶接施工法、手順)並びに溶接継手部の強度データ及び挙動に関する基礎データを取得することができた。
岡嶋 成晃; 飯島 進; 早瀬 保*; 大部 誠; 小圷 龍男*; 辻 延昌*
JAERI-M 86-016, 51 Pages, 1986/02
FCA XII-2集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における3番目の炉心であり、厚さ30cmの内部ブランケットを有し、内部ブランケットの厚さの影響を検討するための体系である。測定項目は、(i)臨界性(ii)反応率分布とは反応率比(iii)サンプル反応度価値とナトリウムボイド反応度価値であり、分布測定については軸方向を対象とした。実験結果はJENDL-2と原研における標準的核特性計算手法を用いて解析を行い、軸方向非均質炉心の核特性計算精度について検討した。
喜多村 和憲; 飯田 浩正; 迫 淳
JAERI-M 82-025, 23 Pages, 1982/03
国内次期装置の一候補であるスィミングプール型トカマク炉の増殖ブランケットについて熱設計を行なった。ブランケットはチューブインシェルタイプとし、トリチウム増殖領域内Li
O温度を400
C以上、1200C以下に保つため、冷却管LiO間にヘリウムガス層を設ける構造とした。又LiO最適ヘリウムギャップおよび最適冷却ピッチを決定した。その結果、ヘリウムギャップは0.75mmとなり、冷却管ピッチは最内列で30mm、最外列で70mmとなった。
炉設計研究室
JAERI-M 8666, 230 Pages, 1980/03
第2次予備設計基本仕様に基づき、出力125MWの核融合実験炉超電導マグネットシステムに関する設計研究を行った。本研究の目的は(1)超電導マグネットシステムの概念を明確にすること、(2)第1次予備設計でそれぞれ独立に成されたトロイダルマクネットとポロイダルマクネットの設計において生じた問題点を解決すること、(3)超電導マグネットシステムに関する設計製作上の問題点を抽出し、今後に進められる実験炉の設計、開発に資することである。本研究にぉいては、トロイダルコイルの電気絶縁物とヘリウム槽に関して若干の問題点を残したが、マグネットシステム全体に影響を及ぼす設計上の問題点は残されていない。製作上の主たる問題点としては、ポロイダルコイルのFRPヘリウム槽、超電導導体の巻線方法があげられる。これらについては今後の研究課題としたい。
炉設計研究室
JAERI-M 8640, 254 Pages, 1980/03
核融合実験炉用の超電導マグネットの設計研究を行った。作業内容、トロイダル磁場マグネット設計、ポロイダル磁場マグネット設計、冷凍システム設計、安全性解析、組立・解体システム設計である。コイル中での最大トロイダル磁場は11Tとなり、この時、プラズマ中心で6Tを与える。11Tに達するトロイダル磁場を実現するためNb
Snの超電導線が使用された。コイル内径は7.3
11.2mで、コイル形状は変形均一応力D型である。超磁力は185.6MATで、運転電流は25.9kAである。ポロイダル磁場マグネットは、NbSn線のパンケ-キ巻のコイルである。導体はチタン合金のシースで包まれており、このシリーズがヘリウム容器の役割も果している。又、コイル冷却は7気圧、4.6Kの超臨界ヘリウムの強制冷却方式で、運転電流は25~27kAである。
炉設計研究室
JAERI-M 8140, 185 Pages, 1979/03
前回行なった核融合実験炉超電導ポロイダルマグネットの概念設計(JAERI-M7200)を安全性の観点から見直し設計を更に詳細化したものである。前回の設計と特に変更した点は空心変流器の起磁力を60MATから48MATに減少したことでえあり、これによりマグネット材料の応力値を低下すると共に超電導線材の安定性も向上した。超伝導マグネットにおいて予想される故障の主なものは、超伝導コイルのクエンチの問題とクライオスタットの断熱真空容器の真空劣化でありその際の解析対策の検討を行った。
中村 康弘; 小沼 吉男; 生田目 健; 鈴木 紀男
JAERI-M 6237, 28 Pages, 1975/09
ROSA-IIで得られた実験データを電子計算機によって解析するために計算プログラムGROSA-IIを開発した。このGROSA-IIは、グラフィック・ディスプレイを用いた対話型のデータ解析システムであり、本システムの使用者は、CRT面、ライトペンおよび文字キーボードを通した電子計算機との対話によってデータの解析を短時間の内に有効に進めることができる。本報告は、このデータ解析システムとそのプログラムの詳細について述べた。
伊勢 武治; 稲辺 輝雄; 中原 康明
日本原子力学会誌, 17(6), p.314 - 321, 1975/06
NSRRの炉特性解析法の確立をはかるとともに、この炉の炉物理的特徴を明らかにした。また、実験孔最適設計の検討を行なった。炉解析上の特徴は、中性子の散乱過程を充分考慮した炉定数作成コードおよび臨界計算コードが必要であること。炉物理上の特徴は、即効性負温度係数が-0.9410
/Cと大きいこと、この温度係数の80%は熱中性子の寄与であること、多群の熱群炉定数でないとは、いづれも実験孔内の物質による影響を受けること、試験燃料ピンに最大発熱を与える実験孔内の軽水の最適の厚さが存在し、それがピンの太さおよびウランの濃縮度に依らないこと、等である。
