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論文

中性子遮蔽・ブランケット設計

山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.952 - 954, 2004/11

低アスペクト比を目指すトカマク炉では、トーラス内側構造を極力小さくする必要がある一方、トーラス外側構造の割合が大きくなる。そこで比較的大きな領域を要するトリチウムの増殖は主としてトーラス外側で行い、トーラス内側では超伝導コイルの遮蔽を主目的とする設計が合理的となる。最適な内側遮蔽構造は、材料にW及びVH$$_{2}$$を使用すれば、真空容器とコイルケースを除いた遮蔽体厚さを57$$sim$$58cm程度にできる可能性がある。ただし、Wは強い残留放射能等の問題があるので、Wを除いた構造ならば約74$$sim$$76cmの遮蔽厚が必要となる。一方、外側ブランケットには増殖材としてLi$$_{2}$$Oや液体Liを使用し、トーラス内側に反射体を設ければ、大きなTBRが期待できる。LiPbは将来的には有力なトリチウム増殖材であるが、十分なTBRの設計が難しい。この場合内側にリチウム鉛(LiPb)の中性子反射体を設け、内側のTBRも回収できれば、トリチウムの自己供給が可能な核融合炉が実現する。

論文

Preliminary survey for recycle of beryllium reflector frames used in the JMTR

石塚 悦男; 中道 勝*; 内田 宗範*; 河村 弘; 神永 勝男; 坪井 一明; 楠 秀彦

JAERI-Conf 2004-006, p.262 - 264, 2004/03

照射済ベリリウムの保管及び処理は、世界の試験研究炉において問題となっている。ベリリウムは貴重な資源であるため、その照射済ベリリウムのリサイクル手法を確立する必要がある。今回は、JMTRにおける照射済ベリリウムの反射体枠のリサイクルに関する予備的調査の結果について報告する。JMTRは、熱出力50MWd,1サイクル30日間で、年間6サイクル運転される。高速中性子束(E$$>$$1MeV)及び熱中性子束(E$$<$$0.6826eV)の最大値は約4$$times$$10$$^{18}$$n/m$$^{2}$$/sである。ベリリウム反射体枠は、約6, 7年ごとに交換が行われ(高速中性子照射量(E$$>$$1MeV):約1$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$)、現在まで4世代の照射済ベリリウム反射体枠がカナル内の水中で未処置のまま保管されている。今回は、これらカナルで保管されている照射済ベリリウム反射体枠の数量を確認し、放射化量等を調査した。また、塩素ガスを利用したリサイクルプロセスの可能性について考察するとともに、技術的な課題について検討した。

報告書

JMTRベリリウム枠の一部更新

神永 勝男; 坪井 一明; 楠 秀彦; 浅野 典一; 箭内 智博

JAERI-Tech 2003-051, 26 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-051.pdf:2.67MB

JMTRは、1968年に初臨界に達し、2002年7月までに原子炉積算出力量で141,454.5MWdの運転を行い、この間に炉心のベリリウム枠の交換を過去4回行ってきた。過去4回の交換は東・西・北枠の全枠を交換してきたが、今回は、これまでの経験を踏まえて、高速中性子照射量が他の枠に比べて小さく、したがって曲がりも小さい東枠を継続使用とし、西枠及び北枠を新規製作し炉心に設置したことにより、予算の削減及び廃棄物の低減を図った。製作に際しては、継続使用する東枠の曲がり量を評価して、組立に用いるジョイントの寸法を検討した。2002年のオーバーホール時に行った交換作業は順調に推移し、予定どおり約1ケ月の作業で完了した。

論文

Simulation by Monte Carlo method of power varying with time detected by fission chamber in TRACY water-reflected system

柳澤 宏司; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.76 - 81, 2002/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.46(Nuclear Science & Technology)

過渡臨界実験装置(TRACY)の水反射及び裸の体系の出力バースト実験における中性子検出時間遅れを理解するために、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP4Bを用いて、核分裂電離箱によって検出される出力時間変化の数値シミュレーションを行った。シミュレーションによって、初期出力バーストにおいて炉心で発生した出力は裸体系よりも水反射体系のほうが早く検出されることがわかった。この差は、炉心タンクを取り巻く水反射体がコンクリート壁、床などの構造物に向かって飛行する中性子の遮蔽として働き、壁及び床から核分裂電離箱へ入射する中性子の検出確率を低下させ、中性子検出をより早く終了させるためであり、これにより、炉心の中性子放出から検出までの経過時間が短くなる。しかし、水反射体系と裸体系の遅れ時間の差は小さく、約1ms以内であった。遅れ時間の差による逆炉周期の違いも小さいため、フィードバック反応度の評価には大きく影響しないと考えられる。

論文

A Proposal to use mercury as a reflector material for decoupled moderator system

勅使河原 誠; 原田 正英; 渡辺 昇; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 池田 裕二郎

JAERI-Conf 2001-002, p.722 - 733, 2001/03

非結合型モデレータにおいて幅が狭くテールのひかないパルス形状は重要である。この目的のために、今回、新しく反射体材料として水銀を提案し、水銀の中性子特性をニュートロニクス計算によって評価した結果を報告する。パルスピークは、これまでに最大ピーク強度が得られている鉛体系のものと比較してもほぼ同等かそれ以上である。パルス形状は、パルス形状が優れているベリリウム体系と比較して、約数十eVに匹敵するパルス形状である。また、熱中性子吸収材であるライナー,デカップリングエネルギーの高いデカップラーやそれ自信が冷却材となるためパルス形状を劣化させる冷却水を必要としないこともニュートロニクス検討の結果得られた。これらの結果は非結合型モデレータにおいて水銀反射体の利用は中性子性能のみならず工学的にも非常に優れていることを示すものである。

論文

Optimization of decoupled hydrogen moderator

原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎

JAERI-Conf 2001-002, p.793 - 807, 2001/03

現在開発中の核破砕中性子源では、軽水プリモデレータ付き非結合型水素モデレータは、高分解能モデレータの第一候補である。しかしながら、非結合型水素モデレータでのプリモデレータは、ベリリウム反射体を用いた場合、中性子パルスの時間積分強度やピーク強度に何ら利得が無い(かえって、不利益になる)と考えられている。一方、鉛反射体を用いた場合、プリモデレータにより、ベリリウム反射体の場合よりも中性子積分強度やピーク強度が増加することがわかった。しかし、鉛反射体の場合、減速時間が長いために、ベリリウム反射体の場合よりも長いパルステールを持つこともわかった。この好ましくない特性にもかかわらず、最適なプリモデレータや適切なデカップリングエネルギーを用いることにより、鉛反射体でも優れた特性(ベリリウム反射の場合と同じようなパルステールで、より大きなピーク強度をもつ)を得ることが可能であることがわかった。このような観点から、モデレータシステムの最適化研究(モデレータ側面サイズや中性子引出し面や引出し位置)も成し遂げられた。結論として、最適化されたプリモデレータは、パルス特性(強度と形状)を改善するばかりでなく、モデレータ内の発熱を軽減するのに非常に有効であるといえる。また、プリモデレータにより、モデレータとターゲットとが引き離されるため、中性子散乱実験でのノイズ・信号比の改善や中性子ビームの遮蔽に対するエンジニアリングの負担の軽減になることも重要である。

論文

Recent progress in design sutdy of Japanese spallation neutron source

渡辺 昇; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 大山 幸夫

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.12 - 0, 2000/00

統合計画核破砕パルス中性子源の設計開発研究の最近の進展について、中性子工学研究を中心にターゲット開発の現状について述べる。中性子工学では、ターゲット・モデレータ・反射体系の概念設計の高度化を非常に広範囲な要素別に最適化研究を行い種々の新しいアイディアの提案とともに、世界最高性能の実現に向けて迫りつつある。このような高性能をターゲット工学の立場から可能とするため、熱流動、構造・材料にわたる広範囲な開発研究が進行中で、その問題点、開発シナリオ、最近の技術的データ、解析結果等について述べる。また計画の第一期にあっては陽子ビーム出力は1MWであるが第二期にあっては5MWに増力されることが本計画の重要な柱であり、そのためにはどのような陽子エネルギー、パルス繰り返し周波数を目指すべきかを判断するための基礎となるデータを蓄積中で、そのことについても報告する。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,1; 280T平板炉心・10%濃縮のウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; 大野 秋男

JAERI-Tech 99-084, p.54 - 0, 1999/12

JAERI-Tech-99-084.pdf:2.7MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に引続き、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料とし、厚さ28cm、幅74cm、高さ1.5mの平板炉心タンクを用いた臨界実験を、計46回行った。実験では、コンクリート、ポリエチレンの固体反射体を用い、おもに反射材の配置や厚さの違いによる反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをもとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化の傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、液位反応度測定値は、平成9年度に得られた臨界液位-液位反応度曲線とほぼ一致した。

報告書

平成9年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 280T平板炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.

JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-023.pdf:2.89MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。

論文

3次元多群中性子拡散方程式における減速中性子源の境界積分表示

佐橋 直樹*; 板垣 正文

境界要素法論文集第11巻, 0, p.7 - 12, 1994/12

3次元中性子拡散方程式に対応する境界積分方程式で中性子源項は一般に領域積分となり、このままでは積分のため領域内部をメッシュ分割する必要がある。しかし、一様中性子源と減速中性子源については、各々、Gaussの発散定理、Greenの第2公式と中性子拡散方程式の性質を使って等価な境界積分に変換できる。また、エネルギー2群以上の問題や一様中性子源と減速中性子源の混在する問題にも拡張できる。本手法に基づき、アイソパラメトリック2次境界要素による3次元コードを開発した。本コードでは領域内部を一切メッシュ分割する必要がなく、また、鏡像の考えを持ち込むことで対称面に境界要素を配置しなくてよい。無限反射体で炉心/反射体境界のみを境界要素分割すればよい等の工夫が凝らされている。反射体を含む3領域問題について差分法と比較し、未知数の数が少なくても高密度の結果が得られることが示された。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第25サイクル)

実験炉部照射課*

PNC-TN9360 93-002, 116 Pages, 1993/11

PNC-TN9360-93-002.pdf:5.14MB

本報告書は、第25サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、26サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、25サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・FFDL炉内試験(II)(F3B)・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(B8)・日仏交換照射(C4F) ・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、25サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD330の69,200(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。

論文

Reactivity effects of concrete slabs in single and coupled cores of rectangular parallelpiped geometry

三好 慶典; 石川 利光*; 柳澤 宏司; 広瀬 秀幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.813 - 823, 1993/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.09(Nuclear Science & Technology)

核燃料施設の臨界安全評価モデルを検討する上で重要なコンクリートに関して、その反射体効果及び隔離効果の特性に関するデータを取得するため、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて反応度特性を測定した。実験では、板状コンクリートを矩形形状の炉心に接して配置した単一炉心と、2つの矩形炉心の間に板状コンクリートを設置した相互干渉炉心を構成し、水位法による反応度測定を行った。実験により通常のコンクリートは水よりも大きな反射体効果を有していること、又相互干渉効果に対する中性子遮蔽効果は小さい事がわかった。主要な実験パラメータにコンクリート厚さ、ボロン含有率及び炉心形状を選択し、反応度効果の各パラメータに対する依存性に関する系統的データを蓄積した。本報告は、実験データをベンチマーク解析用として公表し、又反応度特性に関する検討結果を示すものである。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第24サイクル)

実験炉部照射課*

PNC-TN9360 93-001, 120 Pages, 1993/06

PNC-TN9360-93-001.pdf:5.08MB

本報告書は、第24サイクル照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、25サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。尚、24サイクルでのおもな照射試験は以下の通りである。・太径燃料ピン照射(C6D)・日仏交換照射(C4F)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・B4C-ナトリウムボンド制御棒照射(AMIR-5)・大学連合からの受託照射(CMIR,SMIR)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・燃料溶融限界試験 その2(B5D-2)又、24サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)であり、MK-IIでの最高燃焼度(ピン最高)もPFD334の70,600(MWd/t)である。

報告書

放射性腐食生成物挙動解析コードシステム-PSYCHE92(マニュアル)-

中山 忠和*; 竹内 純*; 照山 英彦*

PNC-TJ9134 93-002, 194 Pages, 1993/03

PNC-TJ9134-93-002.pdf:3.74MB

高速炉の放射性腐食生成物挙動解析コードPSYCHE92のマニュアルを作成整備した。PSYCHE92は、PSYCHE91に対して、CPインベントリー計算式の改良、CP挙動に係わる定数である仮想界面前進速度(Ud)の拡張等の改良整備を行ったものである。この改良については、「常陽」MK-II期におけるCP挙動についての実測値との比較により妥当性を確認している。(J9134 93-001 本マニュアルの構成は、以下のとおりである。 1)PSYCHE92の構成と機能 2)PSYCHE92の運用と操作法 3)プログラムドキュメンテーション

報告書

高速炉CP線源評価システムプログラム整備作業

中山 忠和*; 竹内 純*; 照山 英彦*

PNC-TJ9134 93-001, 163 Pages, 1993/03

PNC-TJ9134-93-001.pdf:4.81MB

高速炉CP線源評価システムに用いられるCP挙動解析コードPSYCHEに関し、「常陽」プラントCP測定結果の評価から明らかとなった。実プラントにおけるCP挙動の特徴を反映したプログラム改良整備作業を行った。 今回の研究で得られた成果は、以下に示すとおりである。 1)CPインベントリー計算式の修正及びマスバランスの改善のために計算結果に対する数値計算タイムメッシュ幅の影響を検討し、最適幅を設定した。 2)CP管壁付着の解析コードによる評価精度向上のため、仮想界面前進速度(Ud)を元素別、運転サイクル毎にも設定可能なように機能を拡張した。 3)CPのドライバー燃料集合体及び内側、外側反射体表面への付着量の評価精度改善のため、モデルパラメータの適合化を図るとともに、「常陽」の炉心構成モデルに従来組込まれていなかった外側反射体(B)を追加した。 4)上記したコード改良整備の妥当性を確認するため、「常陽」MK-II期におけるCP挙動について計算及び実測値との比較を行い、良好な結果を得た。

論文

Space-dependent core/reflector boundary conditions generated by the boundary element method for pressurized water reactors

板垣 正文; C.A.Brebbia*

Nuclear Science and Engineering, 107, p.246 - 264, 1991/03

 被引用回数:14 パーセンタイル:17.92(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の炉心-反射体境界またはバッフル板表面に設定するエネルギー依存行列形式の境界条件を計算する目的で境界要素法を用いた。この方法を用いると、内側に凸のL字形境界のみならず、従来解析の困難であった外側に凸のL字形境界も含むあらゆね幾何形状の境界を一回の計算で処理可能となる。さらに、この方法はエネルギーが3群以上であっても適用でき、バッフル板のある反射体も無い反射体も扱うことができる。エネルギー2群など3群からなるいくつかのテスト計算では、この境界条件計算によって得た反射体境界条件を設定した有限差分計算結果は反射体も含めて行なった基準計算結果と較べて高い精度で実効増倍率及び中性子束分布を再現できることが示された。

報告書

軽水減速低濃縮ウラン格子中における鉄反射体の反応度効果の測定

村上 清信; 須崎 武則; 広瀬 秀幸

JAERI-M 83-100, 18 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-100.pdf:0.62MB

2.6w/oUO$$_{2}$$燃料棒と水の正方格子から成る矩形炉心の近傍に鉄反射体が存在するような体系において、鉄反射体の厚さが変化した場合、および炉心と鉄反射体間の距離が変化した場合に、鉄反射体が炉心に与える反応度効果を調べるために、軽水臨界実験装置を用いて臨界実験を行った。実験では、水対燃料体積比が3.0および1.5の格子炉心について、鉄反射体の厚さを0~60mmまで変化させた場合、および炉心と鉄反射体間の距離を0~120mmまで変化させた場合について臨界水位を測定した。水対燃料体積比が1.5の場合については、鉄反射体と炉心の境界に挿入した固定吸収体の効果についても測定した。鉄反故体の厚さを増加させた場合の臨界水位は、鉄反射体の厚さが15mmまでは、鉄反射体の厚さの増加に伴って上昇し、反応度効果が負であったが、さらに鉄反射体の厚さを増加させると、臨界水位は単調に低下し、反応度効果が正であることを示した。

報告書

「常陽」照射試験 : JOYOMK-IIについて

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PNC-TN953 83-01, 30 Pages, 1983/03

PNC-TN953-83-01.pdf:1.08MB
PNC-TN953-83-01TR.pdf:1.1MB

「本技術成果報告書には,要旨・目次が記載されていません。そのためPULSERには入力されていません。」

報告書

多目的高温ガス実験炉の地震時炉心拘束機構設計用プログラム: FLOSA

伊与久 達夫; 元木 保男

JAERI-M 82-058, 48 Pages, 1982/06

JAERI-M-82-058.pdf:1.05MB

本計算コードFLOSAは、多目的高温ガス実験炉の炉心拘束機構を対象として、地震時における拘束バンド方式およびリンク・バネ炉心拘束機構の設計用解析コードである。計算コードFLOSAの目的は、(1)炉心拘束機構の要素およびタンジェンシャルキー部分に地震時に作用する荷重を解析し、(2)固定反射体の変位を計算し、(3)リンク接合部に存在するギャップの影響を評価することである。計算例として、拘束バンドについてはシステム総合設計を、リンクバネ拘束方式については詳細設計(I)をベースにして検討した。

論文

Stress analysis of core support post in a very high-temperature reactor

菊地 賢司; 横堀 寿光*; 佐野川 好母; 岡本 芳三; 横堀 武夫*

Nucl.Eng.Des., 75, p.23 - 31, 1982/00

 パーセンタイル:100

VHTR炉心を構成する燃料体、可動反射体、プレナムブロックは1領域当り3本の黒鉛製サポートポストにより支持される。炉心は全体で19領域あるので合計57本のポストが使用される。ポストは高温プレナムを形成するとともに、炉内構成要素間の熱膨張差や水平地震力による相対変位を、ポスト自体の微小回転によって吸収するため、その両端は球面構造になっている。サポートポストは燃料体とは違って原子炉の寿命中に取り替えられることがないため、構造物として高い信頼性が要求される。本報は、ポストのモデルに垂直荷重、偏心荷重を加えた時の応力分布を光弾性実験と有限要素法による計算より求め、両者を比較検討したものである。

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