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報告書

大気拡散計算に関連する気象観測データの解析; 2005年度$$sim$$2015年度

西村 朋紘; 小沼 利光*; 水谷 朋子; 中野 政尚

JAEA-Technology 2017-019, 60 Pages, 2017/09

JAEA-Technology-2017-019.pdf:3.2MB

日本原子力研究開発機構バックエンド研究開発部門核燃料サイクル工学研究所では昭和30年代から気象観測を継続して実施している。再処理施設から大気放出される放射性気体廃棄物を環境影響評価に使用する目的で1974年には気象観測塔を設置して観測を行い、2013年12月からはドップラーソーダによる観測に移行した。本報告書は、2006年3月に報告された「大気拡散計算に関連する気象観測データの解析; 1995年度$$sim$$2004年度 (JAEA-Technology 2006-008)」以降、2005年度から2015年度までの11年間に実施した大気拡散計算に関連する気象統計結果を取りまとめ、気象要因に関連する大気拡散の特性について考察した。

報告書

核設計手法報告書

高下 浩文; 樋口 真史*; 富樫 真仁*; 林 達也*

JNC-TN8410 2000-011, 185 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB

FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。

報告書

緊急時における放射能放出源推定システムの開発

北端 秀行*; 茅野 政道

JAERI-Data/Code 99-012, 47 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-012.pdf:2.82MB

国内のモニタリングポストの複数で異常を検出し、国内のサイトから事故の通報がないような場合には、国外からの放射能の流入が考えられる。このような緊急時に備え、モニタリングと拡散計算から、ブラックボックスである放出地点や放出量を、精度良く、かつ迅速に推定できる新たな手法の開発を行った。この方法は、従来的な逆流跡線解析手法ではなく、想定される複数の放出条件(放出地点、放出開始時間、放出継続時間)の組合せについて、実際に並列計算機で拡散計算を実行する。そしてその結果から、観測値と統計解析によって最も一致度の高い放出条件を推定するというものである。なお、本システムは原研の世界版緊急時線量予測システムWSPEEDIをベースに開発を行った。

論文

JMTR用高性能燃料要素の設計

桜井 文雄; 島川 聡司; 小森 芳廣; 土橋 敬一郎; 神永 文人*

日本原子力学会誌, 41(1), p.57 - 65, 1999/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

試験・研究炉においては、最近の高度化する利用ニーズ等に対応するため、高ウラン密度燃料材及びCdワイヤ可燃性吸収体を使用する高性能燃料を採取し、炉心性能の向上を図る必要がある。このため、少数群拡散計算法を用いる上記高性能燃料の設計手法を開発した。本報においては、Cdワイヤ入り燃料要素の少数群拡散計算用群定数作成法の開発、臨界実験装置JMTRCを用いた実験による同群定数作成法の検証、同手法を用いてのJMTR用高性能低濃縮燃料要素の設計及び同燃料要素を用いたJMTR炉心の特性試験について報告する。

論文

Numerical validation of a modified neutron source multiplication method using a calculated eigenvalue

山本 俊弘; 桜井 淳; 内藤 俶孝*

Annals of Nuclear Energy, 25(9), p.599 - 607, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.24

従来の中性子源増倍法による未臨界度測定法の欠点を補うために、「計算誤差間接推定法」を提唱した。この手法は、計算で求めた実効増倍率のバイアスを、中性子計数率の測定値と計算値との差から求めるものである。このバイアスを、計算で求めた実効増倍率の補正に使うことにより、より真値に近い実効増倍率を導くことができる。この手法の検証を行うために、中性子源増倍法を模擬した数値実験を中性子拡散計算で行った。この手法によって真の実効増倍率がどの程度再現できるかが示された。その結果、この手法によって未臨界度を高精度に評価するためには、少なくとも三ヵ所での中性子反応率の測定が必要であることが分かった。

報告書

大気拡散計算に関連する気象観測デ-タの解析

赤津 康夫; 清水 武彦; 今泉 謙二; 片桐 裕実; 叶野 豊

PNC-TN8420 96-017, 50 Pages, 1996/08

PNC-TN8420-96-017.pdf:2.16MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、昭和30年代(当時は、原子燃料公社)から、気象観測を継続・実施してきている。その後、再処理施設からの大気放出される放射性廃棄物の環境影響評価に使用する目的で、昭和49年頃から気象観測塔が設置され、昭和52年のホット試験以降の大気拡散計算に用いられている。本報告書は、1977年(昭和52年)から1995年(平成7年)までの約18年間に実施した大気拡散計算に関連する気象統計結果を取りまとめるとともに、気象要因に関連する大気拡散の特性について考察したものである。その結果、各年の気象統計と再処理施設からの放出量を基にした計算結果での最大濃度地点は、安全審査等で評価している最大濃度地点と同様の地点に多く出現することが確認された。しかし、20年間の観測結果を用いた今回の調査結果では、大気安定度の出現頻度等の違いにより、西南西方向に最大濃度地点が出現するパターンが数回あった。また、これまで暦年で報告していた一般公衆の線量当量評価が、1995年(平成7年)から年度報告となったため、大気拡散計算に用いる気象統計結果、相対濃度について年度別に整理し、付録として収録した。

報告書

海洋環境での広域拡散に関する広域流動評価方法の調査研究

今里 哲久*

PNC-TJ1604 95-002, 32 Pages, 1995/03

PNC-TJ1604-95-002.pdf:4.86MB

1.調査概要1-1.研究目的1-2.研究範囲2.広域海洋の流動評価方法に関する追加調査2-1.流動場の評価方法に関する知見2-2.日本沿岸海域の水塊水粒子群の行方に関する知見2-3.日本海の流動場に関する従来の知見3.広域海洋の流動場の季節変化3-1.100m層の流動場の季節変動3-2.25m層の流動場の季節変動4.診断モデルによる日本海の海洋循環--年平均流速場--4-1.はじめに4-2.数値モデル4-3.客観解析による格子点データの作成4-4.年平均流速場4-5.おわりに引用文献

論文

Remedy for round-off error accumulation observed in a neutron diffusion calculation using the multiple reciprocity boundary element method

板垣 正文; C.A.Brebbia*

Engineering Analysis with Boundary Elements, 10, p.345 - 352, 1992/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:24.61

多重相反境界要素法を用いて中性子源反復計算を行う時、ある収束条件が満足されないとまるめ誤差が蓄積していく現象がみられる。この論文はこの数値誤差を除去できる多重相反法の新しい定式化を提案する。上記の収束条件が常に満足されるように中性子拡散方程式をWielandtの原点移動法の考え方に沿って変更する。この場合、境界積分方程式の組立に必要な基本解は、従来法では修正Helmholtz方程式での基本解であったのに対し新しい方法では標準のHelmholtz方程式に対するものとなる。この点を除けば境界積分方程式の型式は新旧で同一である。テスト計算の結果新しい方法によると中性子源反復は急速かつ安定に収束しまるめ誤差の蓄積に伴う数値的不安定現象はもはや見られなくなった。

報告書

高速炉用群定数セットJFS-3-J2の改訂版

高野 秀機; 金子 邦男*

JAERI-M 89-141, 78 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-141.pdf:1.57MB

高速炉用群定数セットJFS-3-J2が高燃焼炉心計算にも適用できるように改良するために、155の核分裂生成核種の群定数及びそのランプ化群定数をU-235、U-238、Pu-239、Pu-241に対して作成した。さらにCm-245までの高アクチノイド核種についての群定数を作成し、TRU消滅計算等ができるようにした。このセットに対するベンチマークテストは21ケの高速臨界集合体を解析することによってなされた。また、拡散ベンチマーク計算精度を検証するため、Sn-計算ベンチマークシステムを作成し、拡散とSn計算結果の比較を行った。小型炉心や鉄及びニッケル反射体をもった炉心に対して、両者間で有意な差が生じた。

報告書

JRR-3改造炉の出力自動制御系設計のための反応度応答解析

原見 太幹; 松崎 徳則*; 植村 睦*; 鶴田 晴通; 大西 信秋

JAERI-M 84-118, 61 Pages, 1984/07

JAERI-M-84-118.pdf:1.29MB

本報告書は、JRR-3の炉心核計算および原子炉動特性解析に基づき、原子炉出力の自動制御系の設計に資することを目的として行った反応度応答解析について述べたものである。原子炉の動特性を特徴付ける即発中性子寿命(l)と実行遅発中性子割合(Beff)は、燃焼度、炉心温度ならびに制御棒位置を考慮した種々の炉心状態を仮定し、解析コード「SRACコードシステム」を用い、中性子拡散計算と摂動計算によって求めた。ステップ状およびランプ状外乱反応度に対する自動制御系の応答特性はアナログ計算機で解析し、その結果に基づき、自動制御運転時の微調整駆動速度を定めた。これにより実験物の炉心挿入および取り出し時に添加される最大の反応度外乱に対して、自動制御系は速やかに応答し、所定の原子炉出力制御ができることを確認した。

報告書

FCA XI-1集合体による大型高速炉臨界実験

大杉 俊隆; 飯島 進; 小圷 龍男; 岡嶋 成晃; 三田 敏男*; 中野 正文

JAERI-M 84-075, 53 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-075.pdf:1.42MB

本報告書は、FCAXI-1集合体にて得られた、サンプルワース、核分裂反応率、ナトリウムボイド効果およびB$$_{4}$$C制御棒反応度評価に関する測定データをまとめたものである。上記の測定データの内、主要なものについては、70群定数セットと拡散あるいは輸送系算コードを用いて解析し併せて報告する。XI-1集合体のテスト領域は、以前にFCAにて実験が行われた各種集合体と比較して、最も軟らかな中性子スペクトルを形成しており、大型高速炉心の炉物理特性を良く模擬していることを測定データにより確認した。

報告書

多目的高温ガス炉とガス冷却高速炉からなる共存エネルギー・システムの研究(III); ガス冷却高速炉の炉心構成と熱流動特性

吉田 弘幸; 飯島 進; 田中 良佶*; 川辺 俊明*; 堀田 雅一*

JAERI-M 82-183, 68 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-183.pdf:1.92MB

共存システムの形成に適するという観点からGCFRの基準炉心を設定した。基準炉心は13本の主炉停止系と6本の後備炉停止系の合計19本の制御棒を有し、炉心と軸方向ブランケットにはPu-Uサイクル、径方向ブランケットにはU-Thサイクルを適用し、核分裂性Puと$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uの両方を増殖する目的を有している。本報告書では1.48という高い増殖比を有するGCFRにおいて、19本制御棒による反応度制御が可能かどうか、設定した燃料ペレットと被覆管最高温度条件を満足するかどうか、について核、熱流動両面から検討した結果について記述した。

報告書

粗メッシュ法に基く3次元拡散コードの高速炉核特性評価への適用性

堀田 雅一*; 飯島 進; 吉田 弘幸

JAERI-M 9638, 75 Pages, 1981/08

JAERI-M-9638.pdf:1.92MB

6角形状燃料集合体から構成される高速増殖炉の詳細な核特性評価のために、3次元拡散コードにおける6角粗メッシュ法の適用性を、より精度の高い3角メッシュ法と比較しながら、検討した。考慮した高速増殖炉は、非均質炉心を含む種々の炉心構成のLMFBRと燃焼状態の異なるGCFRである。比較検討に用いた核特性は、実効増倍率、出力分布と中性子束分布、増殖比、種々の反応度効果、制御棒反応度価値である。比較検討の結果、通常の粗メッシュ法は高速炉核特性の詳細評価には適切でないが、T.Takedaらが開発した修正粗メッシュ法は、この目的に有効である、ことが明らかになった。しかし、この修正粗メッシュ法にも径方向非均質炉心LMFBRのような非常に複雑な炉心形状をした高速炉の出力分布、増殖比の評価に若干の問題がある。

報告書

ガス冷却高速炉における水蒸気の炉心侵入による反応度効果

吉田 弘幸; 飯島 進; 太田 文夫*; 堀田 雅一*

JAERI-M 9473, 105 Pages, 1981/05

JAERI-M-9473.pdf:2.98MB

安全性の観点からLMFBRのNaボイド反応度効果に匹敵すると考えられていたガス冷却高速炉の水蒸気侵入反応度効果について多岐にわたる検討を加えた。対象としたガス冷却高速炉(GCFR)は300MWeGCFRと1000MWeGCFRである。解析は主にJAERI-Fast群定数セット、2次元拡散コードCITATIONとそれに基くExact Perturbation法を用いて行った。検討は、燃焼、燃料温度、制御棒挿入に関し異なる状態における反応度効果を明らかにすることに重点を置いた。加えて、燃料ピンの非均質配列を考慮することの影響、異なる群定数セットおよびエネルギー群数による影響についても、詳細に検討した。上述GCFRの反応度効果の予測精度を明らかにするため、ZPR-9の実験解析を行った。結果として、予測精度にはまだ問題があるが、従来云われていたほど水蒸気侵入反応度効果はGCFRの安全性を支配する因子とは考えられないことを明らかにした。本論文は、ThサイクルのGCFRの水蒸気侵入反応度効果についても言及している。

報告書

FCAにおける模擬制御棒実験の解析法の評価

溝尾 宣辰; 中野 正文

JAERI-M 7139, 33 Pages, 1977/07

JAERI-M-7139.pdf:1.27MB

FCA VII-1 90Z集合体で行なわれたB$$_{4}$$C模擬制御棒実験に関する解析を行った。VII-1集合体は高遠原型炉「もんじゅ」の工学的モックアップを目的とした集合体である。2次元、X-Y6群拡散計算で体系の反応度および制御棒価値を求めた。12種模擬制御棒に対し、それぞれ衝突確率法で実効断面積を用意した。臨界性の解析結果は-0.65%$$Delta$$k/kから-0・77%$$Delta$$k/kの過小評価であった。$$^{1}$$$$^{0}$$B濃度はおよび濃縮度の異なる12種の制御棒の中心における反応度価値cte値は1.03から1.09の間にあった。Cte値は巨視的吸収断面積の増大に伴って大きくなった。多数本(1~5本)の制御棒価値のcte値は1.04~1.08の間にあった。制御棒の挿入本数の増大に伴ってcte値は下がる傾向にあった。干渉効果は、計算値がは実験値に比べて一貫して弱め合う方向に過大評価の傾向にあった。これらの傾向に関する検討を示してある。

報告書

JMTR炉心の核計算,その2; 中性子束計算法の改良

安藤 弘栄; 飯田 浩正; 永岡 芳春; 小山田 六郎

JAERI-M 6736, 34 Pages, 1976/10

JAERI-M-6736.pdf:1.06MB

JMTRの炉心配置検討に使用される核計算の方式については、ほぼ確立されている。しかし核計算技術の進歩に伴い従来の方式に対して一部改良を施した。主な改良点は高速群定数の算出の際、B-1近似によるスペクトルを用いることを止め、ANISNにより求めた空間依存のスペクトルを用いること、および軸方向のバックリングを領域別エネルギ別に入力することである。計算コードは、高速群定数はGGC-4、熱群定数はTHERMOS-JMTR、二次元拡散計算はCITATIONを用いた。その他拡散計算における最外層での境界条件の取り方が中性子束分布に与える影響などについても検討した。

口頭

オフサイトにおける防災業務関係者の線量評価モデルの検討,1; 福島第一原子力発電所事故時の防災業務関係者の活動内容と被ばくに寄与する核種の検討

嶋田 和真; 廣内 淳; 木村 仁宣; 宗像 雅広

no journal, , 

原子力施設の緊急事態状況下のオフサイトにおいて住民の避難誘導等を行う防災業務関係者の線量評価モデルを検討するために、福島第一原子力発電所事故時のオフサイトで活動した防災業務関係者の活動内容・外部被ばく個人線量及び被ばく線量に寄与する放射性核種の組成に関して検討を行った。

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