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近藤 恭弘; 武井 早憲; Yee-Rendon, B.; 田村 潤
プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.222 - 226, 2022/05
ADSの要求を満たすドライバリニアックを実現するためには超伝導加速空洞が必須であり、従来常伝導を採用していた低エネルギー部について、近年の特に低エネルギー用の超伝導加速空洞開発の進展を反映した再設計を行った。また、最も使用実績の少ないスポーク型空洞について試作機による開発を行っている。本稿では、これら日本原子力研究開発機構における最新のADS用リニアックの研究開発について報告する。
Am reactor activation measurements
erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Becker, B.*; Fiorito, L.*; 原田 秀郎; Kopecky, S.*; Radulovic, V.*; 佐野 忠史*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 877, p.300 - 313, 2018/01
被引用回数：5 パーセンタイル：45.59(Instruments & Instrumentation)原子炉中性子スペクトルで照射することにより得られる積分データから中性子断面積を導出する手法に関して、Westcottの記法を用いる断面積導出法の有効性について検討を行った。この結果、本手法で得られる精度は、中性子束エネルギー分布の精度に大きく依存すること、特に、導出される共鳴積分値が大きな影響を受けることを定量的に示した。また、中性子断面積のエネルギー依存性が既知の場合は、その情報を用いてこの影響を補正する手法を提案した。本手法を適用して、Amの熱中性子捕獲断面積を再解析した結果、720(14)bを得た。
Uドップラー効果の測定(共同研究)安藤 真樹; 川崎 憲二*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 松浦 豊*; 金子 裕司*
JAERI-Research 2005-026, 39 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-026.pdf:4.37MB
軽水炉でのドップラー係数評価の信頼性向上に資することを目的とし、FCAを用いて軟スペクトル場(ウラン燃料及びMOX模擬燃料)においてUのドップラー効果を測定した。MOX模擬燃料体系では、減速材ボイド率により中性子スペクトルを系統的に変化させた。測定には外径の異なるピン形状サンプルを用い800
Cまでのドップラー効果実験データを取得した。JENDL-3.2を用い、従来のFCA高速炉体系でのドップラー効果の実験解析に用いてきた標準的な解析手法により解析を実施した。その結果、予測精度の燃料組成やサンプル組成に対する依存性はなく、ほぼ全サンプルについて計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。中性子スペクトルを変化させたMOX模擬燃料体系については、予測精度のスペクトル依存性も見られなかった。
potential energy surfaces for the lowest three doublet states (1
A', 2A', and 1A") of the BrH
system黒崎 譲; 高柳 敏幸
Journal of Chemical Physics, 119(15), p.7838 - 7856, 2003/10
被引用回数：26 パーセンタイル：63.62(Chemistry, Physical)BrH系の三つの最低二重項状態(1A', 2A', 1A") についての断熱ポテンシャルエネルギー面を、Breit-Pauliハミルトニアンに基づくスピン-軌道相互作用による補正を加えてMRCI/aug-cc-pVTZ法により計算し、得られた断熱エネルギーを解析的な多体関数にフィットした。基底状態のポテンシャル面上での水素引抜き及び水素交換の反応障壁は、MRCI+Q/aug-cc-pVTZレベルでそれぞれ1.28 and 11.71 kcal mol
と計算された。ポテンシャル面のフィットの精度は0.1 kcal mol以内であった。フィットした基底状態のポテンシャル面を用いて、水素引抜き及び水素交換並びに同位体置換した反応の反応速度定数を、変分的遷移状態理論に基づくICVT/LAG法により計算した。その結果、水素引抜きについては実験との一致はおおむね良好であったが、水素交換については計算値は実験値を大幅に下回った。この不一致は、実験データの不足が主な原因と考えられる。
杉江 達夫; Costley, A. E.*; Malaquias, A.*; Medvedev, A.*; Walker, C.*
Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07
本システムは、ダイバータ部での不純物粒子の同定と、粒子流入束の二次元測定等を主な目的としており、プラズマ制御に欠かせない計測システムの一つである。200nmから1000nmの広い波長領域の光を分光計測する。このシステムは、目的の違う異なった三種類の分光器で構成される。(1)不純物の種類をモニターする分光器,(2)粒子束の空間分布を高速測定する分光器、それと(3)イオン温度及び粒子の運動エネルギーを測定する高分散分光器である。二次元測定はダイバータカセット内部にモリブデン製ミラーを設置し、互いに交差する視野と水平ポート及び上部ポートからの視野を使って実現させる。一方、計測用ミラー,観測窓等の計測機器要素が、現存の核融合実験装置に比べて2桁以上高い放射線(中性子,
線等)や高エネルギー粒子にさらされ、反射率や透過率などの性能が劣化することが懸念されている。これらの計測機器要素に対する放射線及び粒子照射効果は、ITER工学R&Dの中で精力的に研究され、多くの基礎データが得られ、耐放射線性機器も開発された。本システムの設計は、それらの結果を十分に反映させて進められている。
ROSA-Vグループ
JAERI-Tech 2003-037, 479 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-037.pdf:19.25MB
大型非定常試験装置(LSTF)は、110万kW級のPWRを同一高さ及び体積比1/48で模擬し、小破断冷却材喪失事故や過渡事象時の熱水力応答を実規模圧力で総合的に模擬する試験装置である。またAP600に代表される次世代型炉をも良く模擬することができる。ROSA-V計画では、3次燃料集合体を使用したLSTFで89回の実験を実施し、2001年6月以降、新たに設置した4次燃料集合体を使用して5回の実験を行った。ROSA-V計画は、設計基準事故を超える事故を対象としたアクシデントマネジメント策の有効性確認をはじめ、将来型原子炉の新型安全系の有効性確認の実験、また非均一で多次元の熱流動現象を予測する計算コードやモデルの検証・開発に資する個別効果実験を実施してきた。本報は、3次及び4次燃料集合体を整備したLSTFの詳細情報を示し、実験計画立案と実験結果の解析に役立てるものである。
and 
shells of one-electron systems calculated within an exact relativistic description市原 晃; Eichler, J.*
Atomic Data and Nuclear Data Tables, 79(2), p.187 - 222, 2001/11
被引用回数：10 パーセンタイル：56.12(Physics, Atomic, Molecular & Chemical)原子核と電子との衝突において、光電効果の逆反応である輻射再結合が生じる。電荷が18,36,54,66,79,82,92の原子核のK,L,及びM殻中への輻射再結合に対する角度微分断面積を、電子の入射エネルギーが1.0keVから1.5eVの範囲で計算し、表にまとめた。計算方法は相対論的量子力学に基づくとともに光子の全ての多重極項を考慮している。角度分布の形状は核電荷の増加とともにゆっくりと変化する。このため、表の値を内挿することにより、他の核電荷に対する角度分布を見積もることができる。また論文中で、輻射再結合断面積を光電効果の断面積に変換するための簡単な変換式を与えた。
坂本 幸夫; 山口 恭弘
JAERI-Tech 2001-042, 29 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-042.pdf:1.79MB
国際放射線防護委員会(ICRP)1990年勧告(ICRP Publication 60)の放射線障害防止法等の国内制度への取り入れにより、遮へい壁等の設計の際に評価すべき量が、従来の1センチメートル線量当量から実効線量に変更された。加速器施設の遮へい計算に用いる線量換算係数として、20MeV以下の中性子に対してICRP Publication 74に基づく前方(AP)照射条件の値が放射線障害防止法等の告示別表に示されているが、20MeV以上の中性子に対する値は示されていない。そこで、20MeV以上の中性子に対する線量換算係数の現状を調査するとともに、陽子加速器施設の遮へい体後方の典型的な中性子スペクトルを用いて線量率を試算し、幾つかの線量換算係数を用いた場合の実効線量率等を調べた。この検討結果を基に、陽子加速器施設の遮へい設計計算用の線量換算係数として、20MeV以上の中性子に対してはHEREMESコードシステムによるAP照射条件での実効線量への換算係数を推奨し、熱エネルギーから2GeVまでの中性子77群構造の線量換算係数を作成した。
久語 輝彦; 金子 邦男*
Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.2113 - 2122, 1999/09
任意の非均質体系において、空間依存共鳴断面積の簡便な計算手法を提案した。本手法は非均質系の共鳴自己遮蔽計算における等価定理の概念を一般の体系に拡張したものであり、衝突確率が計算可能な任意の体系に対して適用できる。NEACRP(現NEANSC)の国際ベンチマーク問題「ガドリニア入り燃料棒を含むBWR小格子燃焼計算」の解析を実施し、本手法の有効性を示した。
勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 甲斐 哲也; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*
JAERI-Research 99-020, 33 Pages, 1999/03
JAERI-Research-99-020.pdf:1.83MB
原研中性子科学研究計画で目指す5MW短パルス核破砕中性子源で提案されている基準ターゲット・モデレータ・反射体システムの性能評価を行うため、各種モデレータから得られる冷、熱及び熱外中性子強度に関するニュートロニクス計算を行った。陽子ビーム出力(MW)当たりの中性子強度は、最も関心の高い冷中性子の場合、他の計画中(SNS及びESS)の同規模の大強度中性子源と比較して高い効率で得られることがわかった。さらに、5MWの出力では、現存するILL強力中性子源の時間積分強度で1.5倍、ピーク強度で約80倍の強度を与える結果となった。また、基準系に対するターゲット形状/サイズの中性子強度に及ぼす影響を検討した。その結果、ターゲット形状の変化は、特にモデレータのない方向の増減は、中性子強度に大きな影響を及ぼさないことが示され、ターゲットの工学的な設計上の大きな裕度を与え得ることが明らかとなった。
松林 政仁; 小林 久夫*; J.T.Lindsay*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 424(1), p.165 - 171, 1999/00
被引用回数：2 パーセンタイル：27.54(Instruments & Instrumentation)中性子ラジオグラフィ装置で使用される中性子ビームの実効エネルギーを決定するために新しく線質計を設計・製作した。新たに製作された5個の線質計の性能をオリジナルと比較した。性能試験ではフィルタを用いる場合と用いない場合の熱中性子(立教大学炉、JRR-3M及びミシガン大学炉)及び導管によって導かれる冷中性子(JRR-3M)が使用された。フィルタとしては鉛及びビスマスが使用された。さらにガドリニウムとX線フィルム、中性子用イメージングプレート、蛍光コンバータと冷却型CCDカメラ及び蛍光コンバータとSIT管カメラの異なる4種類の撮像システムを用いた試験も実施した。その結果、同一中性子ビームに対する5個の線質計の個体差が明らかになったとともに、使用する撮像システムに依存した実効エネルギーの相違が確認された。
原子炉熱流動解析コード高度化専門部会
JAERI-Review 98-006, 194 Pages, 1998/03
JAERI-Review-98-006.pdf:8.23MB
国内外で進められている受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を日本原子力研究所原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査内容及び議論をもとにまとめた。本調査は今後の原子炉熱流動解析コードの高度化研究に資する目的で進められた。最初に、今までに提案された種々の炉型に対し、そのシステム解析及び各種受動的安全系の性能評価の現状と課題をまとめた。次に、摘出された課題の中で特に重要と考えられた多次元二相流解析手法の現状と課題をレビューすると共に、各手法の評価・検証用に必要となるデータベースを気泡流及び環状噴霧流に対して調査した。本報告書でまとめられた内容は軽水炉熱流動解析の最前線、及び近年進展の著しい多次元二相流解析の最新の知見を含んだものであり、今後原子炉熱流動解析コードの高度化を図る上で極めて貴重な情報を提供するものと考えられる。
V.M.Maslov*; 菊池 康之
JAERI-Research 96-030, 68 Pages, 1996/06
JAERI-Research-96-030.pdf:2.21MB
アクチニド核の10keV~20MeVの中性子核反応の計算に統計模型を用いた。主要アクチニドの利用可能な実験値は、マイナーアクチニド核種の矛盾ない評価の理論的ツールの開発に活用した。(n,nf)反応閾値以下での評価手法はHauser-Feshbach理論、準位密度の現象論的模型、ガンマ線放出の巨大共鳴模型、結合チャネル光学模型に基づいた。平衡状態及び核分裂の鞍部点における準位密度に対して、対効果、集団運動効果、殻効果を考慮した。準位密度の集団運動効果を入れることは、内側鞍部点の変形の非対称性に基づく核分裂障壁パラメータの値に大きな影響を与える。(n,nf)反応閾値以上の核分裂断面積を矛盾なくフィットするには殻効果を減じなければならないことが判明した。捕獲断面積は(n,n')、(n,f)反応を考慮して計算された。
秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫
Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.P2_37 - P2_44, 1995/00
REFLA/TRACコードは軽水炉の想定事故時の熱水力学的挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。円筒炉心試験データを用いて、PWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動に対する同コードの予測性能を評価した。その結果、REFLA/TRACコードにより、最高被覆管温度、炉心冷却挙動、炉心内蓄水挙動、1次系ループにおける圧力損失、蒸気発生器における熱伝達等の主要な物理現象を正しく予測できること、並びに、系圧力・炉心出力・LPCI流量及び被覆管初期温度のパラメータ効果を正しく再現できることを検証できた。REFLA/TRACコードによりPWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動を精度よく予測できる。
佐藤 一男; 村尾 良夫; 田坂 完二
日本原子力学会誌, 28(10), p.887 - 907, 1986/00
BWRのLOCA時の安全性研究はこの10年間に多くの進展をとげた。BWRの安全性研究はブローダウンからECCS作動後、炉心再冠水に至るシステム挙動の研究に始まり、現行の許認可コードに大きな保守性があること、及びその保守性の原因となる諸現象が明らかにされた。次いで、これらの諸現象を定量的に把握するための分離効果実験が実施され、種々の実験相関式が得られた。これらの成果は安全解析コードの開発と検証に有効に利用され、現在ではBWRはLOCA時に充分な安全余裕があることが明らかとなった。以上の成果を学会誌の解説として寄稿するものである。
海老沼 幸夫
KURRI-TR-248, p.9 - 21, 1984/00
INISの運営、INISファイルの構成、検索項目、検索結果等について紹介する。オンライン利用者を対象に記述する。
秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 83-091, 108 Pages, 1983/06
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却挙動とシステム挙動に及ぼすコンテインメント圧力の影響を調べるために、円筒炉心試験装置を用いて3回の試験を行なった。試験結果の比較検討から以下のことが明らかとなった。(1)コンテインメント圧力が高くなる程、炉心内での熱伝達が良くなった。(2)コンテインメント圧力が高い時程、炉心入口流量が大きくなった。この傾向はFLECHT-SET試験と同様であったが、圧力上昇に伴なう入口流量の増加割合は、FLECHT-SET試験に比べて小さかった。これは主に円筒炉心試験ではFLECHT-SET試験ではみられなかった大きな破断コールドレグ圧力損失が存在したためと考えらえる。(3)コンテインメント圧力によるシステム効果を式(4)及び(5)により定量的に説明することができた。
秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 83-090, 86 Pages, 1983/06
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における熱水力挙動に与えるダウンカマ壁初期過熟度の影響を調べるために、円筒炉心第1次炉心で行なわれた過熱ダウンカマ壁試験(試験C1-2、初期過熱度79K)と飽和ダウンカマ壁試験(試験C1-3)の結果を比較検討した。その結果、低圧注水系注入初期にみられる非常用冷却水のバイパス現象は、ダウンカマ内の蒸気発生がなくとも起こることがわかった。またダウンカマ壁過熱のためにダウンカマ水頭は低くなるものの、炉心入口流量の両試験での差は小さかった。過熱壁試験では炉心入口サブクーリングが低く、炉心水頭を低下し、ダウンカマ水頭低下分を相殺していることがわかった。両試験でみられた炉心内冷却挙動・キャリーオーバ特性の相異点は、FLECHT LOW FLOODING試験での炉心入口サブクーリングに関するパラメータ効果での相異点と定性的に一致した。
田坂 完二; 田中 貢; 伊藤 秀雄; 片多 勝男*; 渡辺 憲次*; C.P.Fineman*; D.R.Bosley*; 斯波 正誼
JAERI-M 9849, 67 Pages, 1981/12
TMI-2号炉事故を契機として軽水炉の安全性研究計画が見宿され、小口径配管破断冷却材喪失事故(SBLOCA)および異常過渡事象に関する研究の重要性が指摘された。これを受けて、日本原子力研究所ではROSA-IV計画を開始し、現在分離効果実験用のTRTF(Two-Phase Test Facility)の建設ならびにシステム効果実験用LSTF(Large Scale Test Facility)の設計を行っている。本報告書はLSTFの設計方針とその主要仕様を紹介したものである。
藤木 和男; 下桶 敬則; 村尾 良夫
JAERI-M 9397, 90 Pages, 1981/03
システム再冠水解析コードRELAP/REFLAを開発した。このコードは既存のRELAP4-FLOOD及びREFLA-1Dの2コードを結合したものであり、その特徴としては、(1)再冠水炉心の熱水力解析にクエンチ実験の観察と解析に基づく基礎的モテルを用いている。(2)任意型式のPWRないしは実験装置による再冠水現象を、システム効果を含めて解析することが可能、(3)流体方程式はすべて1次元で、再冠水炉心を除くすべての部分に気液2相平衡モデルを適用する。等である。本報告書はRELAP/REFLA(Version:Mod O)のコード・マニュアルであり、基本モデルと基礎方程式、コードの構成、入力型式について述べている。また2種の例題によるコードの性能評価を行ない、現行バージョンの問題点を指摘している。
