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報告書

Evaluation of neutronic characteristics of STACY 80-cm-diameter cylindrical core fueled with 6% enriched uranyl nitrate solution

柳澤 宏司; 曽野 浩樹

JAERI-Tech 2003-057, 39 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-057.pdf:2.76MB

定常臨界実験装置(STACY)の次期実験炉心構成の核的安全設計を検討するために、6%濃縮硝酸ウラニル溶液を燃料とした80cm直径円筒炉心の核特性を計算解析によって評価した。本解析では、中性子断面積データとして最新の核データライブラリJENDL-3.3を使用した。SRACコードシステムの拡散コードCITATIONと連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて中性子拡散及び輸送計算を行った。ウラン濃度(最大500gU/l),遊離硝酸濃度(0~8mol/l),ガドリニウム及びホウ素の可溶性中性子毒物の濃度をパラメータとして炉心の臨界液位を得た。評価の結果、すべての臨界炉心はSTACYの運転に要求される過剰反応度,反応度添加率,安全棒による停止余裕に関する安全基準に適合することが確認された。

論文

Criticality safety benchmark experiment on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 28-cm-thickness slab core

山本 俊弘; 三好 慶典; 菊地 司*; 渡辺 庄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.789 - 799, 2002/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.16(Nuclear Science & Technology)

10%濃縮の硝酸ウラニル水溶液の第2シリーズの臨界実験をSTACYでの28cm厚平板炉心タンクを用いて行った。ウラン濃度を464から300gU/Lまで変化させて系統的な臨界データが取得された。本報告書では、水反射体付き及び反射体なしの条件で計13の臨界体系について評価を行った。実験誤差の実効増倍率への影響を感度解析により求めた。計算モデルを構築するのに必要な、ベンチマークモデルを提示した。ベンチマークモデルに含まれる不確かさは約0.1%$$Delta$$kとなった。13の臨界体系はベンチマークデータとして認定できる。これらのベンチマークデータを用いて、標準的な計算コード,核データを用いたサンプル計算の結果も示す。

報告書

TRACY transient experiment databook, 3; Ramp feed experiment

中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2002-007, 123 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-007.pdf:4.34MB

本書は、TRACY「ランプ給液」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。ランプ給液実験では、燃料溶液を一定速度で炉心タンクに供給し、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。

報告書

TRACY transient experiment databook, 2; Ramp withdrawal experiment

中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2002-006, 176 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-006.pdf:6.33MB

本書は、TRACY「ランプ引抜」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。ランプ引抜実験では、トランジェント棒を電動駆動により一定速度で炉心から引き抜き、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。

報告書

TRACY transient experiment databook, 1; Pulse withdrawal experiment

中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2002-005, 158 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-005.pdf:6.55MB

本書は、TRACY「パルス引抜」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。パルス引抜実験では、トランジェント棒を空気圧により約0.2秒で引き抜き、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力,圧力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。

報告書

平成12年度におけるSTACYの運転記録; 2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた中性子相互干渉体系の実験,2(受託研究)

小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.

JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。

論文

Relativistic density functional calculations for potential energy curves of uranyl nitrate hydrate

平田 勝; Bastug, T.*; 館盛 勝一; 関根 理香*; 尾上 順*; 中松 博英*

Advances in Quantum Chemistry, Volume 37, p.325 - 333, 2001/00

相対論密度汎関数法を用いて硝酸ウラニル錯体のポテンシャルエネルギー曲線を計算した。ウランに配位している水分子及びウラニル酸素の原子位置を変化させながら全エネルギー計算を行い最安定原子間距離を求めた結果、水分子についてはこれまでに報告されている実験結果と良好な一致を示した。一方、ウラニル酸素については、わずかに原子間距離の長いところで安定となることがわかった。また、得られたポテンシャル曲線各々の化学結合の強さを反映しており、ウラニル酸素は水分子より深いポテンシャル曲線となることがわかった。

論文

Electronic structures and chemical bonding of actinyl nitrates dihydrates

平田 勝; 館盛 勝一; 関根 理香*; 尾上 順*; 中松 博英*

Advances in Quantum Chemistry, Volume 37, p.335 - 351, 2001/00

相対論DV-DFS分子軌道法を用いて硝酸アクチニル2水和物[AnO2(NO3)2(H2O)2,An=U,Np,Pu]の電子状態と化学結合を調べた。アクチノイド原子と配位子間の結合は、原子番号の増加に伴ってイオン結合的にも共有結合的にも弱くなることがわかった。また、硝酸アクチニルの原子価安定性についてもHOMO-LUMOエネルギー準位と化学結合解析から評価し、U$$>$$Np$$>$$Puの順に不安定になることを明らかにした。

論文

Development of solution behavior observation system under criticality accident conditions in TRACY

小川 和彦; 森田 俊夫*; 柳澤 宏司; 會澤 栄寿; 桜庭 耕一; 菅原 進; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(12), p.1088 - 1097, 2000/12

臨界事故条件下での硝酸ウラニル溶液と放射線分解ガスボイドの挙動を観察する目的で、TRACY(過渡臨界実験装置)の新たな計装として可視化システムを開発した。本システムは、耐放射線光ファイバースコープ、光源装置、及び耐放射線ビデオカメラから構成される。システムの設計では、TRACYでの非常に強い放射線環境及びTRACYの一次バウンダリとしての安全機能を考慮した。本システムは最近のTRACY実験に使用され、これまで観測できなかった溶液及びボイドの挙動について明瞭な動画を得ることができた。観察結果として、反応度添加条件によって溶液及び放射線分解ガスボイドの挙動が異なることを視覚的に確認することができた。本システムNUCEFより、溶液及びボイド挙動の詳しい情報を得ることができ、動特性解析モデルの開発に貢献できる。

論文

Measurement and analysis of neutron and $$gamma$$-ray doses on criticality accidents of low-enriched uranyl nitrate solution using tissue-equivalent dosimeters at the TRACY facility

曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 三好 慶典; 空増 昇*

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), 9 Pages, 2000/05

商用核燃料再処理工場の安全性評価研究に資するため、原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて、溶液系臨界事故時の線量評価実験を行った。本実験では、燃料に10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、反応度添加条件を変えて運転を行った。線量計には、中性子または$$gamma$$線に対し、人体筋肉組織とほぼ等価な感度を有するアラニン線量計と四ホウ酸チリウム熱蛍光線量計を用いた。また、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP4BとMVPのそれぞれを用い、実験解析計算を行った。線量測定の結果、中性子及び$$gamma$$線量とも、反応度添加条件によらず、放出エネルギー(核分裂数)に比例することが確認された。また、その空間分布も変わらないことから、両線量計を用いた臨界事故時被曝線量評価に見通しが得られた。一方、解析計算では、計算値は測定値と30%以内で一致し、両計算コードの妥当性が示された。

報告書

10%濃縮硝酸ウラニル水溶液の平板形状基本炉心の臨界特性

菊池 司; 三好 慶典; 鳥井 義勝*; 山根 祐一; 外池 幸太郎

JAERI-Tech 99-038, 61 Pages, 1999/04

JAERI-Tech-99-038.pdf:2.75MB

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、厚さ28cmの平板形状炉心タンクを用いた臨界実験を行った。このうち、水反射条件及び反射なし条件の基本炉心の臨界特性について報告する。実験ではディジタル反応度計を用い、臨界近傍での給排液操作による反応度測定を行った。この測定データに基づき、臨界液位と液位微分反応度を導出した。さらに、実効遅発中性子割合の評価の基礎となる反応度バックリング係数も与えた。一連の実験で得られた平板形状基本炉心の臨界データはウラン濃度約300~460g/lの範囲で、水反射条件7点、反射なし条件5点である。

論文

Experiments on transient behavior of a low-enriched uranyl nitrate solution system with TRACY to study hypothetical criticality accidents in reprocessing plants

柳澤 宏司; 中島 健; 小川 和彦; 曽野 浩樹; 桜庭 耕一; 會澤 栄寿; 森田 俊夫*; 菅原 進*; 薗田 暁; 大野 秋男

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.900 - 906, 1999/00

日本原子力研究所では、過渡臨界実験装置(TRACY)を用いた実験を1996年に着手し、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液に関する臨界超過時の過渡特性に関する研究を行ってきた。TRACYでは、再処理施設の安全評価で必要となる過渡変化時の核熱流力特性に関する基礎データを取得する。TRACYでは、温度及び放射線分解ガスボイドによる反応度フィードバックについて明らかにするために、さまざまな反応度添加条件での出力特性に関する測定を行ってきた。また、これと並行して、臨界超過時の被ばく線量及び放射性物質の閉じ込め性能に関するデータも取得している。本報告では、TRACYの性能及び仕様、さらに実験に使用している計装について述べる。また、最近の研究活動及び今後の計画についてもまとめる。

論文

Review of the STACY & TRACY experiment programs since their first criticality

外池 幸太郎; 中島 健; 三好 慶典; 井沢 直樹; 大野 秋男; 岡崎 修二; 竹下 功

Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.54 - 61, 1998/00

日本原子力研究所の燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYが1995年2月23日に初臨界を達成した後、約3年半が経過した。この間に、過渡臨界実験装置TRACYでも実験が開始され、現在、両装置ともに順調に運転されている。STACYでは低濃縮硝酸ウラニル溶液の臨界データが取得されており、TRACYは過渡臨界事象を解明する研究活動に供されている。本報告では、STACYとTRACYの実験計画について概要を述べる。また、現在までに実施された実験について、STACYにおける600$$phi$$円筒炉心及び280T平板炉心の実験結果とTRACYにおける過渡実験の結果を示しつつ、実験の結果がどのように利用されるか説明する。さらに、将来計画と併せて、STACYとTRACYの運転に関連する技術的課題についても紹介する。

論文

Simplified method to estimate the criticality of uranyl nitrate solutions

曽野 浩樹; 三好 慶典; 菊池 司; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.179 - 180, 1998/00

硝酸ウラニル溶液の臨界性に関する簡易推定法を提案する。この簡易推定法によって、単純形状タンクにおける硝酸ウラニル溶液の臨界液位を簡便かつ正確に推定することが可能となる。この簡易推定法が、低濃縮(9.97wt%)硝酸ウラニル溶液の臨界量を測定する一連の臨界実験に適用され、その臨界液位を予測するために用いられた。この臨界実験は、日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYを用いて行われた。なお、今回の実験で使用したSTACYの炉心タンクは、新たに交換された280T平板型タンクである。簡易推定法による予測値は、この実験で測定された臨界液位と比較され、両者はよい一致を見せた。

論文

Critical experiments on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 60-cm-diameter cylindrical core

三好 慶典; 馬野 琢也; 外池 幸太郎; 井沢 直樹; 杉川 進; 岡崎 修二

Nuclear Technology, 118(1), p.69 - 82, 1997/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.5(Nuclear Science & Technology)

NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYでは、1995年2月の初回臨界試験以後、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液燃料を用いて最初のシリーズの臨界実験を実施した。本報告書は、臨界安全設計に用いられている解析コードの信頼性評価に資するため、直径60cmの円筒タンクを用いた基本炉心に関する臨界データを公表するものである。実験では、ウラン濃度及び反射条件を主要なパラメータとして炉心条件を変更し、硝酸濃度を約2.2mol/lに保持し、ウラン濃度を313g/lから225g/lの範囲で変化させた。ここでは、ベンチマークデータとして水反射体付炉心及び反射体なしの炉心に関して、各々7ケース及び5ケースを選定している。また、我が国で整備された核データファイルJENDL3.2を用いて、2次元SN輸送コードTWOTRANと3次元モンテカルロコードMCNP4Aによる解析結果についても示し、中性子実効増倍率に関する相互比較を行った。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

本報告書は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)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

論文

Valence electronic structure of uranyl nitrate UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$$$cdot$$2H$$_{2}$$O

平田 勝; 文殊四郎 秀昭*; 関根 理香*; 尾上 順*; 中松 博英*; 向山 毅*; 足立 裕彦*; 武内 一夫*

Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 83(1), p.59 - 64, 1997/00

X線光電子分光法(XPS)を用いて、硝酸ウラニル2水和物(UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$・2H$$_{2}$$O)のXPSスペクトルを0~40eVの範囲で測定し、相対論DV-DS分子軌道法により帰属した。理論計算によって得られたスペクトルは、エネルギーレベル、強度ともに実験スペクトルを良好に再現することができたほか、ウランのようなアクチノイド元素を含む化合物の電子状態解析に相対論DV-DS分子軌道法が有効であることを明らかにした。

論文

Photooxidation of iodine catalyzed by uranyl nitrate

桜井 勉

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.266 - 267, 1996/03

分子状ヨウ素(I$$_{2}$$)とウラン(UO$$_{22+}$$)を含む硝酸溶液を室内に放置するとI$$_{2}$$が速やかにヨウ素酸(IO$$_{3-}$$)に酸化される。アルゴンレーザーを用いてこの原因を調べた結果、光励起されたUO$$_{22+ast}$$からI$$_{2ast}$$にエネルギーが移動し、I$$_{2}$$が解離しやすくなることによる、との結論に達した。この現象はウラン溶液中のヨウ素を室温でヨウ素酸に変えることに応用できる。

報告書

再処理溶液系における1-ブタノールの分配挙動

朝倉 俊英; 根本 英幸; 内山 軍蔵; 藤根 幸雄; 前田 充

JAERI-Tech 95-027, 34 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-027.pdf:1.18MB

再処理溶液2相系として、リン酸トリブチル(TBP)及びドデカンからなる有機溶液、硝酸及び硝酸ウラニルからなる水溶液を用い、PUREXプロセス溶液条件における1-ブタノールの分配比を測定した。1-ブタノールの分配比は、1-ブタノール濃度、有機相中のTBP濃度、水相中の硝酸濃度に依存し、約0.09~5の範囲で変化した。

報告書

溶液燃料の臨界パラメータに対する密度式の影響評価

三好 慶典; 広瀬 秀幸; 阿見 則男; 桜井 聡

JAERI-M 93-031, 32 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-031.pdf:0.98MB

本報では、硝酸ウラニル水溶液及び硝酸プルトニウム水溶液並びにウラン・プルトニウム混合硝酸水溶液に対して新たに提案された溶液密度式(SST式)を用いて、中性子無限増倍率、臨界バックリング等の臨界パラメータの解析を行った。ここではBurgerの式及びMaimoniの式に基づく従来の密度式(LMT式)を用いた場合と比較することにより、硝酸水溶液系の溶液密度式が臨界計算へ与える影響を評価した。解析には、詳細計算コードJACSシステムにより作成した群定数を用いて1点近似の中性子減速方程式を解くSIMCRIを使用した。溶液密度式としては、新たに提案されたSST式の方が高い信頼性を有しており、特にウラン・プルトニウム混合硝酸水溶液において合理的な結果を与えている。しかし、臨界パラメータ及び有限体系の臨界寸法に関しては、両者の間に顕著な差異は安全上無い事が確認された。

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