検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 43 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

High-energy nuclear data uncertainties propagated to MYRRHA safety parameters

Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; $c{C}$elik, Y.*; Van den Eynde, G.*

Annals of Nuclear Energy, 120, p.207 - 218, 2018/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

高エネルギー核データの不確かさ伝播による加速器駆動システムMYRRHAの安全に関する核特性パラメータの影響を調査した。既存の高エネルギー核データライブラリ及び高エネルギー核反応モデルを用いて断面積データの共分散マトリックスを作成し、これを用いて、全炉心出力及び鉛ビスマスに蓄積される放射能の高エネルギー核データに起因する不確かさをランダムサンプリング法に基づいて評価した。本評価手法は、粒子輸送計算を直接行う必要がなく、最良推定値に対するサンプル平均の収束性を調査することが可能である。本手法により、全炉心出力に対する信頼性のある不確かさを得るには300程度のランダムサンプル数が必要であることを示し、その不確かさは14%と評価した。さらに、陽子・中性子照射により蓄積される放射能濃度の不確かさの評価値は、5%から60%に及ぶことがわかった。トリチウム等のいくつかの核種に対しては、信頼性のある不確かさを得るのに数千のランダムサンプル数が必要であることが明らかになった。

論文

長寿命核種の分離変換技術の現状,4; 加速器駆動システムを用いた核変換システムと分離変換技術の成熟度

辻本 和文; 荒井 康夫; 湊 和生

日本原子力学会誌, 59(11), p.644 - 648, 2017/11

本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第4回にあたる本稿では、加速器と未臨界炉を組み合わせた加速器駆動システム(ADS)と核変換用窒化物燃料を用いた核変換システムについて解説するとともに、分離変換技術の開発がどの段階まで進んでいるのかを解説する。ADSについては、ADSによるMA核変換システムの特徴について述べるとともに、日本原子力研究開発機構(JAEA)で概念検討を進めている液体鉛ビスマス冷却システムを解説した。また、JAEAで実施中の主な研究開発項目を述べるとともに、現在計画中の新たな実験施設を紹介した。窒化物燃料については、MA核変換システム用燃料としての特徴、製造技術と使用中の燃料ふるまい評価における課題を解説するとともに、JAEAで実施中の主な研究開発項目を紹介した。最後に、新技術の着想から実用化までをいくつかの段階に分けて技術開発の進展を体系的に示す指標である技術成熟度(TRL)を用いて、わが国における分離変換技術の成熟度を評価した結果を示した。

論文

原子力機構における研究開発

辻本 和文

エネルギーレビュー, 37(9), p.11 - 14, 2017/09

加速器駆動システム(ADS)は、加速器と未臨界炉を組み合わせたシステムであり、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイドを効果的に変換することを目的としている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ADSに関する様々な研究開発を実施している。本稿では、核変換システムとしてのADSの概要を述べるとともに、JAEAで実施中のADS関連研究開発の状況と今後の計画について紹介する。

論文

Current status and future plan of research and development on partitioning and transmutation based on double-strata concept in JAEA

辻本 和文; 佐々 敏信; 前川 藤夫; 松村 達郎; 林 博和; 倉田 正輝; 森田 泰治; 大井川 宏之

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.657 - 663, 2015/09

原子力エネルギーを持続的に利用していくための最も重要な課題の一つは高レベル放射性廃棄物(HLW)の取扱である。分離変換技術は、HLWの潜在的有害度やHLWの地層処分に関する管理負担を低減有効であると考えられ、原子力機構ではHLW中の長寿命核種の核変換システムの一つとして加速器駆動核変換システム(ADS)を用いた階層型分離変換システムの各構成要素に対する研究開発を行ってきている。原子力機構が提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムであり、燃料にはマイナーアクチノイドを主成分とした窒化物燃料を想定している。ADS及び関連する燃料サイクル技術(MA分離、ADS用窒化物燃料の製造及び再処理)の実現には多くの解決すべき技術課題があり、これらの技術開発課題に関して、原子力機構では様々な研究開発を実施している。本発表では、原子力機構における研究開発の現状及び将来計画について報告する。

論文

Design study of accelerator-driven system for minor actinide transmutation in JAEA

辻本 和文; 西原 健司; 武井 早憲; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 佐々 敏信

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.254 - 261, 2015/06

原子力機構(JAEA)では、高レベル放射性廃棄物中の長寿命核種の核変換を目的に、加速器駆動システム(ADS)による核変換システムの研究開発を実施している。JAEAが提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムである。JAEAでは、2013年から4年間の計画で、公募型研究を利用して、ADS階層型概念の実現に向けた技術的課題に対する工学的実現性のボトルネックとなる重要課題を解決し、ADS階層型概念を「基礎研究段階」から「準工学段階」へ移行するための工学的見通しを得ることを目的とした研究開発を開始した。本発表では、この研究計画の中で、ADSプラントの技術的課題解決に向けた研究開発を紹介する。

論文

Transmutation experimental facility for research and development of accelerator-driven system in JAEA

辻本 和文; 佐々 敏信; 西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 武井 早憲

Proceedings of Joint IGORR 2014 & IAEA Technical Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/00

原子力エネルギーを持続的に利用していくための最も重要な課題の一つは高レベル放射性廃棄物(HLW)の取扱である。分離変換技術は、HLWの潜在的有害度やHLWの地層処分に関する管理負担を低減有効であると考えられ、原子力機構ではHLW中の長寿命核種の核変換システムの一つとして加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行ってきている。原子力機構が提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムである。原子力機構では、ADSの実現に向けた課題解決のために、J-PARCにおいて核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)の2つの実験施設で構成される。TEF-Pは、臨界状態及び未臨界状態での実験が可能なゼロ出力の臨界集合体で、未臨界状態では陽子ビームを導入したADS模擬実験を実施する。TEF-Tは、液体鉛ビスマスターゲットを用いて、流動液体鉛ビスマス中でのADS用材料の照射試験とADSのビーム窓の部分モックアップを行う。原子力機構では、TEF建設に向けた様々な研究開発を実施しており、本発表では現在の研究開発の状況及び将来計画について報告する。

論文

Design optimization of ADS plant proposed by JAERI

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:19 パーセンタイル:16.3(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。

報告書

原研における長寿命核種の分離変換技術に関する研究開発の現状と今後の進め方

大井川 宏之; 西原 健司; 湊 和生; 木村 貴海; 荒井 康夫; 森田 泰治; 中山 真一; 片倉 純一

JAERI-Review 2005-043, 193 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-043.pdf:16.13MB

原研では、2000年3月に原子力委員会・原子力バックエンド対策専門部会の取りまとめた「長寿命核種の分離変換技術に関する研究開発の現状と今後の進め方」に基づき、階層型核燃料サイクル概念に基づく分離変換技術の研究開発を進めてきた。階層型核燃料サイクルは、群分離プロセス,核変換用燃料製造プロセス,核変換プロセス、及び、核変換用燃料処理プロセスで構成される。本報告書は、各分野における5年間の研究開発成果と今後の展望、並びに、高レベル放射性廃棄物の処理処分をはじめとする廃棄物管理方策への分離変換技術の導入効果及び導入シナリオの検討状況について取りまとめたものである。

報告書

核変換実験施設の概念検討,2; ADSターゲット試験施設の概念検討

佐々 敏信; 梅野 誠*; 水林 博*; 森 恵次郎*; 二川 正敏; 斎藤 滋; 甲斐 哲也; 中井 公一*; 雑候 章*; 笠原 芳幸*; et al.

JAERI-Tech 2005-021, 114 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-021.pdf:9.66MB

日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)にかかわる技術の研究開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を検討している。核変換実験施設は、ADSの未臨界炉心に関する物理的特性の実験的研究を行う核変換物理実験施設と、ADSを設計するための材料データベース構築及び核破砕ターゲットの工学的特性の試験を行うADSターゲット試験施設から構成される。本報告は、ADSターゲット試験施設について、施設の目標,実用ADSと本実験施設との関連について述べ、台車搭載型核破砕ターゲットを採用した実験施設の検討結果についてまとめたものである。

論文

Shielding design of the 200kW Pb-Bi spallation target for the transmutation experimental facility

佐々 敏信; 大井川 宏之; 田山 隆一*; 林 克己*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.30 - 33, 2004/03

日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)の概念検討を進めており、ADSの技術開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を計画している。核変換実験施設のうち、ADSターゲット試験施設(TEF-T)では、出力200kWの液体鉛・ビスマスターゲットを設置するが、ターゲット外周部には被曝防止のための遮蔽体を設置する必要がある。このため、必要かつ合理的な遮蔽体構成をMCNPXコード及びATRASコードを用いて解析した。両者の結果はよく一致し、鉄及びコンクリートを組合せた約6mの遮蔽厚が必要であることがわかった。遮蔽体には、貫通孔が存在するため、これらの貫通孔からのストリーミング解析をMCNPX及びDUCT-IIIコードを用いて実施した。この結果、加速器ビームライン貫通孔には追加遮蔽が必要なこと、また、一次冷却系配管は直線部の長さと屈曲部を最適化することで、十分にストリーミング量を低減できることがわかった。

論文

A Neutronics and burnup analysis of the accelerator-driven transmutation system with different cross section libraries

佐々 敏信; 辻本 和文; 金子 邦男*; 高野 秀機

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1183 - 1186, 2002/08

現行の主要な断面積データライブラリである、JTNDL-3.2,JEF-2.2及びENDF/B-VIを用いたときの加速器駆動システムの核特性及び燃焼特性の相違を解析した。加速器駆動システムの未臨界度等の解析の信頼性を向上するには、現行のNp,Am,Cmなどのマイナーアクチノイドの核データの精度を把握しておくことが重要である。解析モデルには、OECD/NEAの加速器駆動核変換システムベンチマーク問題を選択し、ATRASコードシステム及びMVPコードを用いて計算を行った。群断面積データはJENDL-3.2,JEF-2.2及びENDF/B-VIから新たに作成したものを用いた。このとき、マイナーアクチノイドのデータの違いを明確化するため、冷却材及び構造材の断面積データは、全てJENDL-3.2から作成したものを使用した。解析結果から、JENDL-3.2とJEF-2.2は、実効増倍率,燃焼反応度変化ともに類似の傾向を示したが、ENDF/B-VIは他の2ライブラリとは異なる実効増倍率及び燃焼反応度変化を示した。

報告書

核変換実験施設の概念検討,3; 核変換物理実験施設の検討

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。

論文

加速器駆動核変換に向かう実験

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。

論文

Study of lead-bismuth technology at JAERI

佐々 敏信; 斎藤 滋; 菊地 賢司; 倉田 有司; 二川 正敏

Transactions of the American Nuclear Society, 85, p.299 - 300, 2001/11

原研では、鉛・ビスマス利用技術の研究を行っている。原研は鉛・ビスマスを核破砕ターゲット及びマイナーアクチノイド燃料未臨界炉心の冷却材として使用する加速器駆動システム(ADS)を提案している。鉛・ビスマスを用いるADSは、硬い中性子スペクトルが得られること,液体核破砕ターゲットによる構造単純化に伴う中性子経済の向上,負のボイド反応度等の利点を有する。ADS開発のために原研では600MeV-200kWの鉛・ビスマス核破砕ターゲットと高速炉臨界実験装置を有する核変換実験施設を大強度陽子加速器計画の中で提案している。鉛・ビスマスの工学的利用は、核変換実験施設の建設前に実証することが重要である。この工学的課題を解決するため、材料腐食試験装置と材料試験ループを用いて実験的研究を進めている。

論文

Code development for the design study of the OMEGA program accelerator-driven transmutation systems

佐々 敏信; 辻本 和文; 滝塚 貴和; 高野 秀機

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 463(3), p.495 - 504, 2001/05

 被引用回数:11 パーセンタイル:33.16

加速器駆動消滅処理システム(ADTS)の核特性及び燃焼特性を解析するATRASコードシステムの開発を行った。ATRASは、核破砕中性子源の影響を考慮した燃焼解析を行う独自の機能を備えている。ATRASは、核破砕解析コード、中性子輸送コード及び燃焼解析コードから構成される。燃料交換、入力データ作成、計算結果の解析を行うユーティリティプログラムもあわせて開発した。ATRASを用いて核破砕中性子ターゲットの核特性解析を行った。また、ATRASを用いて、ナトリウム冷却型ADTSの核特性及び燃焼特性の解析を行った。

論文

A Conceptual study on a material irradiation experimental facility with a lead-bismuth spallation target for the accelerator-driven system development

佐々 敏信; 菊地 賢司; 大井川 宏之; 池田 裕二郎

JAERI-Conf 2001-002, p.1163 - 1174, 2001/03

原研-高エネルギー加速器研究機構の大強度陽子加速器に関する統合計画で、鉛・ビスマス核破砕ターゲットを用いた実験施設の建設を提案している。この施設は加速器駆動システム(ADS)開発のための基礎的な物理及び工学的課題の研究を目的とし、600MeV-0.3mA(200kW)の陽子ビームが供給される。本施設は、ADSのビーム窓や燃料被覆管、ターゲット/ブランケット構造材の照射データの蓄積を第一目的としている。特にシステムの運転温度での、陽子・中性子照射場における材料・鉛・ビスマスとの共存性に関する実験データが重要となる。ターゲットはさまざまな材料を照射できるように設計されており、200kWの陽子ビームを用いて、10DPA/年を越える照射を行うことができる。ターゲットから放出される中性子のスペクトルは硬いため、原子炉や核融合炉のための照射を行うこともできる。ターゲットシステムに関する核熱的特性及び現状の施設設計について発表する。

論文

Review of research and development of accelerator-driven system in Japan for transmutation of long-lived nuclides

向山 武彦; 滝塚 貴和; 水本 元治; 池田 裕二郎; 小川 徹; 長谷川 明; 高田 弘; 高野 秀機

Progress in Nuclear Energy, 38(1-2), p.107 - 134, 2001/02

 被引用回数:51 パーセンタイル:3.52

最近、長寿命核種核変換のための加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発が各国において行われている。この研究の現状を広く知ってもらうために、雑誌“Progress in Nuclear Energy"の特集号を発刊することになり、昨年プラハで開催された「第3回加速器駆動核変換技術と応用に関する国際会議」“ADTTA '98"における発表を中心に編集することになった。本論文は、日本における加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発現状を、原研における研究活動を中心にまとめたものである。内容は以下の通り: (1)オメガ計画と分離核変換技術開発の概要,(2)中性子科学研究計画と大強度陽子加速器計画の下でのADS開発概要,(3)核変換専用システムとしてのADSまたは専焼炉の選択,(4)ADS開発の技術課題,(5)ADS設計研究,(6)大強度陽子加速器開発,(7)大強度陽子加速器計画におけるADS実験施設,(8)ADSによる核変換の周辺技術,1.群分離,2.窒化物燃料の製造と分離技術,3.核データの整備,(9)国内の他機関におけるADS関連研究開発,(10)まとめ。

論文

Transmutation of long-lived radioactive waste based on double-strata concept

高野 秀機; 西原 健司; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 滝塚 貴和

Progress in Nuclear Energy, 37(1-4), p.371 - 376, 2000/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:27.19

階層型核燃料サイクル概念の特徴を述べ、このサイクルシステムに加速器駆動核変換専用システムを導入することによる、MA消滅特性について示す。階層型の特徴は、第1段階の商用発電炉の形式に依存せずに、そこから発生する高レベル廃液を処理して長寿命核種を核変換処理することである。すなわち、商用サイクルでは、経済性、安全性、資源有効利用を追求でき、第2階層では核変換処理の効率化を追求するものである。ここでは軽水炉が長期に渡って原子力発電の主流を占めるケースと高速炉が2050に導入された場合についても、MA蓄積量と核変換量等のマスバランス、加速器駆動専用システムの導入基数とシステムインベントリ等についての検討結果を示す。

論文

Dedicated accelerator-driven system for nuclear waste transmutation

滝塚 貴和; 辻本 和文; 佐々 敏信; 高野 秀機

Proceedings of the 3rd International Conference on Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications (CD-ROM), 12 Pages, 1999/06

原研では、国のOMEGA計画のもとで加速器駆動消滅処理専用システムの研究開発を進めている。ナトリウム冷却の参考システムは現行の液体金属冷却高速増殖炉技術に基づいて設計し、未臨界炉心の燃料に窒化物を、核破砕ターゲットに固体タングステンを用いている。ナトリウム冷却システムと並行して、鉛・ビスマス冷却システムの予備的な設計研究を行い、燃焼反応度変化及びマイナアクチノイド消滅率を調べた。プラント設計では耐震性の観点からプール型とし、また中間熱交換機及び2次冷却ループの削除を図った。ナトリウム及び鉛-ビスマス冷却材について、流動特性、冷却性能、圧力荷重、熱衝撃等の熱流動設計及び構造設計に与えるインパクトを比較、評価した。

報告書

The Evaluation of radiation damage to the target material due to the injection of medium- and high-energy proton

高橋 博*; X.Chen*; 佐々 敏信; 滝塚 貴和

JAERI-Research 99-011, 63 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-011.pdf:1.64MB

日本のオメガ計画では、高速未臨界炉心を用いてマイナーアクチノイドを消滅する加速器駆動消滅炉が研究されている。このシステムでは、構造材への中性子と荷電粒子による放射線損傷が既存の核分裂炉よりも深刻な問題となる。消滅炉の放射線損傷を評価することは、損傷が主として材料の寿命を決定するため、特に重要である。構造材の損傷はモンテカルロシミュレーションコードLAHET,HMCNP及びHTAPEを用いて検討した。そのため、原子の弾き出し(DPA)、水素、ヘリウムの生成率及びエネルギー損失が評価された。DPA断面積の計算にはTRANSX2コードを使用した。これらの値を使用して、システムの放射線損傷と発熱密度を計算した。ターゲットやビーム窓の頻繁な交換は、システムの稼働率を低下させる可能性があるが、浅い未臨界度を選択すればこの問題は解決される。一方で小さいDPA断面積を持つ構造材の調査も必要である。

43 件中 1件目~20件目を表示