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方野 量太; 西原 健司; 近藤 恭弘; 明午 伸一郎
JAEA-Research 2021-016, 16 Pages, 2022/03
JAEA-Research-2021-016.pdf:1.65MB
マイナーアクチノイドの核変換を目的とする加速器駆動システム(ADS)はいかなる状態においても未臨界であることが測定によって確かめられる必要がある。これまでの検討で、運転前段階において所定の未臨界度へ安全かつ効率的に近接する手順を考案した。本手順では、未臨界度の絶対値測定が可能な面積比法によって初期状態の未臨界度校正点を与える。しかし、面積比法はパルス中性子源を用いるが、現実的に測定を行うための具体的な加速器のパラメータについては未検討であった。本検討では、未臨界度の測定不確かさに検出器の不感時間に起因する不確かさと計数率の統計的不確かさを考慮し、加速器パラメータを決定した。加えて、検出器に核分裂計数管の使用を仮定した場合のサンプル核種の塗布量の概算を行った。
斎藤 滋; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 西原 健司; 水本 元治; 大内 伸夫; 武井 早憲; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.646 - 649, 2006/06
被引用回数：25 パーセンタイル：83.89(Instruments & Instrumentation)原研ではオメガ計画の下、高レベル廃棄物中のマイナーアクチニド(MA)を核変換するための加速器駆動システム(ADS)の開発を進めている。原研が提案するADSプラントは、熱出力800MW,鉛ビスマス共晶合金(LBE)冷却のタンク型概念を採用している。未臨界炉心にはMA+Pu窒化物燃料が装荷され、LBEは冷却材と核破砕ターゲットを兼ねている。このADSプラントでは年間約250kgのMAを核変換できる。実効増倍係数は安全性などを考慮し、0.97とした。未臨界炉心の構造に関しては、核破砕ターゲット周りの熱流動解析を行い、定常状態の陽子ビームに対して健全性を確保できる見込みの構造が得られた。同様に過渡状態の陽子ビームに対する構造健全性評価や予備的な事故評価も行った。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.248 - 258, 2005/12
日本原子力研究所でモンテカルロセミナーが実施されている。それらは、(1)モンテカルロ基礎理論セミナー,(2)モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー,(3)モンテカルロ法による遮蔽安全解析セミナー,(4)モンテカルロ法による中性子深層透過問題におけるウェイト下限値推定法セミナー,(5)MCNPXによる高エネルギー遮蔽安全解析セミナー,(6)モンテカルロ法によるストリーミングセミナー,(7)モンテカルロ法によるスカイシャインセミナー,(8)モンテカルロ法による線量評価セミナーである。基礎理論セミナーでは、筆者が考案したウェイト下限値やインポータンスを推定する新しい簡単な方法を取り入れた。未臨界セミナーでは、計算結果の信頼性を評価するために、筆者が実施した11種類のベンチマーク実験問題を組み込んだ。
桜井 淳; 野尻 一郎*
JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10
本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。
大井川 宏之
原子力eye, 49(7), p.74 - 77, 2003/07
原研は、平成15年3月24,25日に、京大,阪大,東工大,KEKと協力して国際シンポジウム「加速器駆動核変換システム(ADS)とアジアADSネットワーク構築」を開催した。シンポジウムでは、日本,米国,欧州,韓国,中国の代表者が各国におけるADSの研究開発状況と将来計画について講演を行い、今後の国際協力、特にアジア地域での交流活性化と、原子核物理学と原子力工学の分野間協力の促進について討論を行った。
岩永 宏平; 山根 剛; 西原 健司; 岡嶋 成晃; 関本 博*; 朝岡 卓見*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 10 Pages, 2003/04
未臨界体系での動的手法による負の反応度測定実験において、未臨界度
と中性子源強度Sを同時に決定できる逆動特性法のデータ処理手順の適用性について検討を行った。ここでは、FCAにおいて、未臨界体系(k=0.998)に反応度を約$-5.5投入した。このときの炉出力時系列データに対して、6つのデータ処理手順に基づいて、,Sを求め、相互比較を行った。その結果、最も計数率の高い検出器の場合、手法間においては2%以内、Sは0.6%以内で一致する。一方、最も計数率の低い検出器では、手法間でが最大で4%、Sは最大で7%の相違があった。この原因は、未臨界度が深くなると、検出器の計数率が低下し、係数のゆらぎが正規分布からずれることになると考えられる。特に、未臨界の高速炉体系では計数率が大幅に減少するため、$-6程度の反応度投入でも、従来のデータ処理手順に適否があることが判明し、十分計数率を与える検出器の選定が重要であることが示された。
山本 俊弘; 三好 慶典; 外池 幸太郎; 岡本 肇*; 井田 俊一*; 青木 繁明*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(2), p.77 - 83, 2003/02
被引用回数：8 パーセンタイル：49.8(Nuclear Science & Technology)指数実験での未臨界度測定における高次モード中性子束の影響について調べた。指数実験における減衰定数を固有値とする中性子拡散方程式に対する高次モード解析手法を開発し、高次モードに対する固有値及び固有関数を求められるようにした。指数実験における3次元の中性子束分布を高次モード中性子束の重ね合わせで再現することを試みた。TCA (Tank-type Critical Assembly)での未臨界の矩形の燃料棒配列において指数実験を行い、中性子源位置を何箇所かに変えて、垂直方向の中性子束分布を数箇所に配置した検出器で測定した。この指数実験での高次モードの固有値と固有関数を計算し、垂直方向の中性子束の再現を行った。その結果、燃料棒配列内または水反射体領域でも燃料棒配列に近いところでは、少数次の高次モード中性子束でよく再現できた。この高次モード解析手法を用いることで、高次モードの影響の評価や垂直方向の中性子束の測定結果から基本モードを抽出することが可能となる。さらに、高次モード解析によって指数実験における中性子源や検出器の適切な配置を決めることが容易にできるようになる。
大井川 宏之; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 春日井 好己; 辻本 和文; 西原 健司; 佐々 敏信; 今野 力; 甲斐 哲也; 池田 裕二郎
JAERI-Tech 2002-037, 220 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-037.pdf:11.09MB
原研-KEK大強度陽子加速器計画の一環として、加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の炉物理に関する研究開発を目的とした「核変換物理実験施設」の概念を検討した。施設は臨界実験施設として建設するが、未臨界状態で10Wまでの陽子ビームを入射できる構造とした。臨界集合体の仕様,陽子ビームを導入するためのレーザー荷電変換装置,施設の安全性,マイナーアクチニドを用いた実験等の項目について検討を行った。
大井川 宏之
日本物理学会誌, 56(10), p.749 - 754, 2001/11
原研では長寿命放射性廃棄物の削減を目指した核変換技術の研究開発を行ってきた。大強度陽子加速器プロジェクトにおいては、核変換技術の中心的な役割を担う加速器駆動未臨界システム(ADS)の技術開発を行う。核変換実験施設は、(1)核燃料を用いるが陽子ビーム出力は10W以下である「核変換物理実験施設」と、(2)200kW陽子ビームを用いて鉛・ビスマス溶融合金ターゲットにかかわる工学的な実験を行う「ADSターゲット試験施設」という二つの実験施設によって構成される。施設の概要、実験プログラム,施設建設に向けた取組状況,将来計画等について解説する。
桜井 淳
日本原子力学会誌, 43(11), P. 1113, 2001/11
日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会は、臨界事故を防止すべく、モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー初級コースを計画・実施した。これは実施報告であり、おもに講義内容と演習内容、それに研究課題等についてまとめた。今後の課題としては、初級コースだけでなく、中級コース,上級コースも設ける必要があり、そのための講義及び演習内容を具体的に検討しなければならない。
向山 武彦
原子核研究, 46(2), p.47 - 73, 2001/06
加速器駆動未臨界炉を中心に核変換工学の現状を紹介する。高レベル廃棄物処分の問題と核変換技術の役割、加速器駆動未臨界システムが核変換に適している理由、核変換技術研究開発の内外の動向を紹介し、分離核変換技術開発の今後の進め方について提言する。
中原 嘉則; 須山 賢也; 須崎 武則
JAERI-Tech 2000-071, 381 Pages, 2000/10
JAERI-Tech-2000-071.pdf:17.6MB
使用済燃料の貯蔵施設等の臨界安全設計における経済性向上を目的に、科学技術庁からの委託により燃焼度クレジット導入に関する技術開発「軽水炉使用済燃料臨界安全管理技術開発」を平成2年度から平成11年度まで実施した。本報告は、上記事業の成果をまとめたものである。本技術開発では、商用PWR/BWR燃料を使用した使用済燃料棒の軸方向ガンマスキャン測定、一部燃料資料の放射化学分析による核種組成の精密定量、及び集合体の未臨界実験を行い多くの実測データを取得した。また、これらの測定データを使用して燃焼/臨界計算コードの検証、
線測定による燃焼度評価、及び貯蔵容器等の安全裕度を検討した。
大井川 宏之; 池田 裕二郎; 佐々 敏信; 明午 伸一郎; 高野 秀機; 辻本 和文; 西原 健司
JAERI-Tech 2000-062, 64 Pages, 2000/09
JAERI-Tech-2000-062.pdf:4.25MB
原研-KEK大強度陽子加速器計画の一環として、加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の開発を目的とした「核変換実験施設」の検討を行っている。同施設は「核変換物理実験施設」と「核変換工学実験施設」で構成される。このうち、核変換物理実験施設は、ADSの炉物理上の課題である「核破砕中性子源で駆動される高速未臨界体系の核特性評価」、「加速器駆動ハイブリッドシステムの運転制御性検証」及び「MA及びLLFPの核変換特性評価」を目的とした臨界実験施設である。本報告書は、核変換物理実験施設について、加速器施設から陽子ビームを導入する方法、装置の概略仕様、施設の安全性確保の考え方など、施設検討で最も重要な部分についての検討をまとめたものである。
向山 武彦
原子力システムニュース, 11(1), p.5 - 13, 2000/06
大強度陽子加速器を用いる核破砕中性子及び加速器駆動未臨界炉について簡単に解説をし、次いで加速器駆動未臨界炉技術開発の現状について紹介する。現状紹介においては原研・KEKが協力して推進している「大強度陽子加速器計画」について、その経緯、目的、施設概要について述べる。また、ヨーロッパ、米国等における研究活動について紹介する。
向山 武彦
第38回原子力総合シンポジウム論文集, p.1 - 9, 2000/05
大強度陽子加速器を用いた核破砕中性子源及び加速器駆動未臨界炉の研究開発の動向について述べる。論文の構成は以下の通り。1.はじめに。2.加速器駆動原子力システム,(1)核破砕中性子源,(2)加速器駆動未臨界炉。3.ADS関連研究開発の動向,(1)原研・KEK「大強度陽子加速器計画」,(2)米国ATW計画,(3)ヨーロッパにおける動向,(4)その他。4.まとめ。
向山 武彦
原子核研究, 44(6), p.23 - 32, 2000/04
大強度陽子加速器を用いた大強度中性子源や加速器駆動未臨界炉の研究開発の現状について述べる。特に、加速器原子力システムとして核破砕中性子源の特性と既存施設の概要と将来計画について述べ、その利用方策の一つとしての加速器駆動未臨界炉の研究、研究開発計画について紹介する。
山田 澄*
JNC TJ8400 2000-051, 122 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-051.pdf:2.15MB
使用済み核燃料再処理工場等における安全性の確保のために、安価で即応性の良い臨界安全監視システムの開発が望まれており、基礎研究による知見を基に具体的な臨界安全監視システムとして実現することを目的として開発研究が進められている。本研究に用いている基本的手法は、未臨界体系で観測される中性子信号揺らぎをオンライン計算処理して未臨界度を推定しようとする試みであり、オンラインARMAモデル同定手法を安全監視システムに応用のためのシステム構成要素モジュールの開発、核燃料サイクル開発機構のDCA実験データ解析など実用化に必要となる知見の蓄積も行ってきたが、この間、Microsoft Windowsを基本ソフトとするDOS/V系パーソナル計算機の爆発的な普及により、NECを中心とするMS-DOS系の計算機がその地位を失い、今やMS-DOS系の計算機はその姿を消しつつある。本研究ではMS-DOS系計算機を用いたプログラム開発を行ってきており、その研究成果を今後も有効に利用するためには、これらを商業主義に左右されないOSに基礎を置くワークステーションに移すことが重要な課題となってきた。また、本研究で提案している臨界安全監視システムの設計基本思想は高信頼性、耐雑音性、そして高拡張性にある。近年エンジニアリングワークステーションの性能は飛躍的に向上し、且つ価格もかなり安くなっており、この様にめざましい発展を遂げている計算機に着目すると、信号解析、表示、警報信号発生に、それらのアルゴリズムをROM化したICチップを用いるよりも、高性能の計算機を用意し、各種の信号解析ソフトウェアや、必要に応じて他のシステム同定アルゴリズムを組み合わせた総合的信号処理システムとすることが望ましい。この様な観点から、臨界安全監視用プログラムをワークステーションに移植することは非常に重要である。そこで、今年度より、これまでMS-DOS系計算機上で開発された臨界安全監視用プログラムを順次年次計画を立ててワークステーション上に移植することとなった。今年度は、臨界安全監視システムの中心的ソフトウェアである逐次型ARMAモデル同定プログラム(ARMAX1)の移植作業を行った。なお、本報告書として自己完結性を保つため、理論的な未臨界原子炉のARMAモデル導出を示すとともに、逐次型ARMAモデル同定アルゴリズムに関する要点を再
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JNC TN1400 2000-001, 371 Pages, 2000/01
JNC-TN1400-2000-001.pdf:12.26MB
平成10年度の核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)における安全研究は、平成8年3月に策定した安全研究基本計画(平成8年度
平成12年度〉に基づき実施してきた。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設等、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題、並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成10年度の3ヶ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
向山 武彦
EUR-19943-EN, p.129 - 138, 2000/00
加速器技術の進展により大強度ビームの加速が可能となり、研究炉に代る中性子源や加速器駆動未臨界炉による長寿命核種核変換や原子力発電に関する研究開発が活発に行われるようになってきた。大強度陽子加速器開発の現状,核破砕中性子源開発及び加速器駆動核変換技術の世界の現状について報告する。
向山 武彦
みらい, (6), p.40 - 43, 1999/07
未来エネルギー研究協会講演会において、同協会の要請により講演を行った。講演概要を同協会誌に掲載する。内容は、(1)消滅処理のねらいと方法、(2)国内における研究動向、国外の動向、まとめである。
