検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 131 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

報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

論文

表面電離型質量分析計に用いられるフィラメントの表面状態のウラン同位体比測定に及ぼす影響

田口 茂郎; 宮内 啓成*; 堀籠 和志; 山本 昌彦; 久野 剛彦

分析化学, 67(11), p.681 - 686, 2018/11

表面電離型質量分析法において、フィラメント中の不純物を放出し、バックグラウンドの影響を最小限に抑えるために、脱ガスは重要な処理方法の1つである。本研究では、通電加熱処理によるタングステンフィラメントの表面変化が、ウラン同位体($$^{235}$$U/$$^{238}$$U)測定へ与える影響について調査した。その結果、タングステンフィラメントの通電加熱処理は、フィラメント表面を平滑にする効果があり、試料固着状態の改善効果もあることが判明した。さらに、これに伴い、ウラン同位体($$^{235}$$U/$$^{238}$$U)の測定精度も改善された。

論文

Tritium accounting stability of a ZrCo bed with "In-bed" gas flowing calorimetry

林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.317 - 323, 2005/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:44.28(Nuclear Science & Technology)

核融合炉燃料であるトリチウムの安全貯蔵とその効率的な計量の観点から、ZrCo金属間化合物を用いた通気式熱量計量方式による「その場」トリチウム計量機能付き貯蔵ベッドを開発し、計量精度: $$pm$$1%のITERの要求性能を実証するとともに、試験的に実用に供して総合的実証を進めている。本ベッドは、一次容器内にZrCo金属間化合物700gを充填したもので、ZrCoT1.8として約25g-T2,約100Lの水素同位体ガスを貯蔵できる。また、ZrCoの一次容器内に螺旋状の配管を有し、この配管内部にHeガスを循環することにより、貯蔵したトリチウムの崩壊熱を循環Heの温度上昇として計測し、トリチウム貯蔵量を計量できる構造となっている。今回は、長期保管後の計量性能の確認のため、約13gの純トリチウムの7か月間の安定貯蔵、及び約5gのトリチウムを同量の重水素で希釈したガスの5年4か月間の安定貯蔵の前後にくり返し熱量計測を実施し、初期の計量性能と比較した。その結果、計測条件(一次容器内に蓄積する3Heガス圧など)を整えることにより、初期の計量感度(約0.2g)及び精度(約0.05g)を維持できること、などを確認し、現状までのトリチウム貯蔵においては計量性能の劣化はないことを確証した。

論文

熱化学水素製造プロセスにおけるHI$$_{x}$$循環試験技術に関する研究; HI$$_{x}$$循環系高温耐食性圧力センサの開発

石山 新太郎

日本機械学会論文集,A, 69(686), p.102 - 107, 2003/10

ダイヤフラム部をタンタル/SUS316でアーク溶接した高感度隔膜式圧力発信器を試作し、HI循環系を模擬したHI循環試験装置で20,000時間使用した後、高サイクル疲労試験を行った結果、下記結論を得た。(1)アーク溶接によりTa/SUS316製ダイヤフラム接合体を試作し、ダイヤフラム振動節部に下記組成の接合合金組織を生成した。Ta:Ni:Cr:Fe:Mo=83:2:2:11:2(wt%)。この組成の合金は、機械的特性ならびに耐腐食性の極めてすぐれた合金組成であることが明らかとなった。(2)上記組成のダイヤフラムを用いた隔膜式圧力センサーは、500万回以上の圧力繰り返しに耐える長寿命型センサーであり、その際の計測最大誤差は0.44%F.S./$$^{circ}C$$以下の極めて高精度のものである。(3)HI$$_{x}$$高温溶液による長時間循環試験に20,000時間使用した後の同圧力センサーの寿命ならびに計測精度に劣化傾向は認められなかった。以上の結果から、本研究で試作したTa/SUS316製圧力センサーは500万回の繰り返しに耐える長寿命型・高耐食性センサーとして実用に耐えるものであることが結論された。

論文

国内大型原子力施設へのモンテカルロ計算適用の現状

桜井 淳; 山本 俊弘

日本原子力学会和文論文誌, 2(2), p.202 - 214, 2003/06

原研原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部モンテカルロシミュレーションワーキンググループは、主にここ10年間の国内大型原子力施設のモンテカルロ計算例について、調査・検討した。調査した対象のうち、大部分は測定値との比較がなされておらず、厳密な確度・精度評価は、これからの課題であることがわかった。いまの状況からすれば、加圧水型原子炉や使用済み燃料輸送船,使用済み燃料中間貯蔵施設に対しては、意図すればいつでも測定値は得られる。高速増殖原型炉ではこれまでの炉物理特性試験で得られたデータからでも部分的に議論できる。ITERや核変換炉については、近い将来、測定値が得られ、計算値との比較も可能になる。モンテカルロ計算は、ベンチマーク実験解析の段階から、大型実施設の解析の段階に移行しており、一部の大型施設で測定値との厳密な比較がなされているものの、多くの大型施設ではこれからの課題である。これから測定値を得るための提案や計算値との比較評価を実施する研究プロジェクトを発足させる必要がある。そして将来的には実施設の解析においてモンテカルロ法を標準的な解析手法に位置付けられるようなデータベースの作成が必要である。

論文

ルンゲクッタ時間積分を用いた局所補間微分オペレータ(IDO)法による双曲型方程式解法の計算精度と数値安定性の向上

吉田 浩*; 青木 尊之*; 内海 隆行*

電子情報通信学会論文誌, A, 86(3), p.223 - 231, 2003/03

固体ターゲットへのレーザー照射に伴うプラズマ流体運動を数値的に解析するためには、高精度かつ安定的な数値解析手法の開発が必要である。プラズマ流体運動の連続体モデルは双曲型偏微分方程式で表され、この数値解法として局所補間微分オペレーター法(IDO)が提案されてきた。従来のIDO法では従属変数の時間積分をテーラー展開で行い時間微分を空間微分で置き換える方法をとってきた。しかし、この方法では補間関数の次数に時間精度が制限されるだけでなく多次元問題では計算の煩雑さから補間関数の持つ空間精度が十分に出ないということがおこる。また、数値安定性の面でもCFL数による安定領域は狭い。そこで、本論文では、空間・時間精度の確保を図るためにルンゲクッタ法による時間積分を適用することを提案する。結果として、多次元の場合についてルンゲクッタ法はテーラー展開より高い精度,安定性を得ることができ、有効性を確認した。

論文

3GeV陽子加速器共振形電源の電流制御

古関 庄一郎*; 渡辺 泰広; Zhang, F.; 谷 教夫

平成14年電気学会全国大会講演論文集, p.6 - 7, 2002/00

計画中の大強度陽子加速器3GeVシンクロトロンに採用する共振励振方式電源の電流制御について検討した。電磁石の発生磁界を1$$times$$10$$^{-4}$$級のトラッキング性能で制御するためには、25Hzの通電電流の振幅だけでなく位相も同じ精度で制御しなければならない。一方、電磁石を共振させるためのコンデンサは温度で容量がおよそ$$pm$$1%変化し、電流に対して、フィードバック制御をしても1$$times$$10$$^{-3}$$級の位相変動の原因となる。このため補正制御が必要である。電磁石の飽和があるため、電流は磁界が正弦波になるように設定しなければならない。

論文

Experimental verification of effectiveness of integrated pressure suppression systems in fusion reactors during in-vessel loss of coolant events

高瀬 和之; 秋本 肇

Nuclear Fusion, 41(12), p.1873 - 1883, 2001/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:87.06(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレッションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。

報告書

高粘性流体を用いた天然亀裂岩体の透水試験-NETBLOCK試験報告-

鐵 桂一*; 澤田 淳

JNC-TN8430 2001-006, 72 Pages, 2001/10

JNC-TN8430-2001-006.pdf:1.71MB

NETBLOCKではこれまで、亀裂交差部の透水性を把握するための試験を行ってきた。しかし、試験で使用した岩体は透水性が高いため、制御可能な試験条件下で亀裂内の流れが乱流となる可能性が指摘されている。亀裂内の流れが乱流である場合、亀裂開口幅、透水量係数を過小評価してしまうため、層流状態を達成する必要がある。本試験では、水よりも粘性の高い流体(高粘性流体)を用い、これまで使用してきたT字に交差した天然亀裂を持つ花崗岩を用いた。また高粘性流体は、メチルセルロース系の水溶液を使用した。高粘性流体を用いることにより、マノメータを広い範囲で使用でき、測定の精度を上げることができた。また、0.1wt%以上の高粘性流体を用いることで、岩体亀裂内の流れが層流になる結果が得られた。

論文

高精度イオンビーム線量計測技術の開発

小嶋 拓治

放射線化学, 2001(72), p.37 - 40, 2001/08

$$^{60}$$Co-$$gamma$$線やMeV電子線に対する特性を明らかにした受感部の厚さが8$$sim$$120$$mu$$mのアラニン,三酢酸セルロース(CTA),Gaf,ラジアクロミックの4種のフィルム線量計の応用によりイオンビーム線量計測技術の開発を行った。熱量計を基準に信頼性を評価したファラデーカップを用いたフルエンス計測に基づき、これらの線量計がいずれもほぼ同じ応答特性を示すことを明らかにするとともに、$$gamma$$線・電子線を用いた線量校正結果とこの応答特性結果とを組み合わせて用いることにより、イオンビーム計測が$$pm$$4.5%の高精度で可能であることを示した。さらに、Gafフィルム線量計と顕微分光光度計とを用いることにより、深度方向については、約10$$mu$$m、平面方向では1$$mu$$mの空間分解能で線量分布測定が技術的にはできることを明らかにした。

論文

モンテカルロ計算による核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析の経緯

桜井 淳; 植木 紘太郎*

日本原子力学会誌, 43(4), p.351 - 352, 2001/04

モンテカルロ計算のここ四半世紀における発展の経緯をまとめた。特に核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析に携わった経験を通し、計算の精度が向上した経緯をまとめた。最近の臨界ベンチマーク実験解析では中性子増倍率が0.001の不確定を問題にしており、従来無視してきたU-234の考察が欠かせないことを指摘した。

論文

原研むつ・タンデトロン加速器の現状

北村 敏勝; 外川 織彦; 荒巻 能史; 鈴木 崇史; 水谷 義彦*; 甲 昭二*; 須藤 一彦*

JNC TN7200 2001-001, p.31 - 34, 2001/00

平成9年4月に海洋環境における放射性核種の移行挙動に係わる研究を目的としてタンデトロン加速器質量分析装置(HVEE社製 Model 4130-AMS)を導入した。その後炭素ラインの調整を進め、平成10年6月に測定精度0.5%を達成し、平成11年12月からC-14測定を開始した。一方、ヨウ素ラインの調整も並行して行い、平成12年7月、TOF検出器によるI-129アクセプタンステストを行い、その繰返し測定精度が1.1%であることを確認した。テスト終了後、加速器の内部点検、真空ポンプの解放点検等の保守点検を行いC-14測定を再開したが、イオン源に起因すると思われる幾つかのトラブルが発生したため測定を一時中断し、トラブルの原因を究明するとともにその対策を講じ、測定に向けた調整を進めた。本講演では、平成12年度の運転状況、整備状況、I-129測定精度の結果等及び今後の予定について紹介する。

論文

Experimental verification of integrated pressure suppression systems in fusion reactors at in-vessel loss-of-coolant events

高瀬 和之; 秋本 肇

Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

核融合実験炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレツションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。

報告書

高感度吸光光度法を用いた高放射性廃液中の微量プルトニウム分析法の開発

実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明

JNC-TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12

JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB

再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、0$$sim$$11mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に0$$sim$$11mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度2$$sim$$4mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。

論文

Numerical analysis on thermal-hydraulic and dust transport behavior in fusion reactors at loss-of-vacuum events

高瀬 和之

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.631 - 639, 2000/11

 パーセンタイル:100

核融合実験炉の真空境界破断(LOVA)時に起こる熱流動挙動、例えば容器内への空気侵入、放射化ダストの飛散、温度差に起因する置換流等を高精度で予測するための数値解析コードの開発を行っている。本コードの基礎方程式群は圧縮性流体の式、状態方程式、微小粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成される。本報は、開発中のLOVA事象解析コードを用いて行った解析結果を示す。破断位置及び破断面積をパラメータとして行ったLOVA発生後の真空容器内の平均圧力計算値と時間の関係は、LOVA予備試験結果と10%以内の誤差で良く一致し、本コードが核融合実験炉の安全設計上十分な予測精度を有していることを確認した。また、本研究によって減圧下におけるダストの飛散挙動や置換流によるダストの移行挙動の予測が初めて可能になった。現在は真球状のダスト形状を仮定しているが、今後はダスト条件(密度、サイズ等)をパラメータとした解析が行えるようにコードを改良する考えである。

論文

The AMS facility at the Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI)

荒巻 能史; 水島 俊彦; 水谷 義彦*; 山本 忠利; 外川 織彦; 甲 昭二*; 久慈 智幸*; Gottdang, A.*; Klein, M.*; Mous, D. J. W.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 172(1-4), p.18 - 23, 2000/10

 被引用回数:23 パーセンタイル:16.61

日本原子力研究所むつ事業所では、1997年にハイボルテージ社のタンデトロンを設置した。同装置は$$^{14}$$C及び$$^{129}$$Iの測定を行うための2つのビームラインを有している。$$^{14}$$Cについては精度確認を終了し、$$^{14}$$C/$$^{12}$$Cについて1.58‰、$$^{13}$$C/$$^{12}$$Cについて0.25‰の変動係数が得られた。$$^{129}$$Iについては精度確認のための最終調整を行っている。さらに$$^{14}$$C測定のための正確さを評価するため、IAEAが配布する標準試料を測定した結果、その値は他の機関により報告されている値と一致した。また、当研究室ではおもに海洋中の水循環や炭素循環を研究する目的でDIC中の$$^{14}$$C測定を計画している。そこで海水中のDICを効率よく抽出するための前処理法を開発し、自動化を推進している。講演では、これら前処理法を用いて得られた西部北太平洋のデータについても一部紹介する。

報告書

炉心槽内流速分布測定への超音波流速計の適用性評価 ‐ 粒子画像流速計測を含めた水試験への適用 ‐

木村 暢之; 田中 正暁; 林田 均; 小林 順; 上出 英樹; アキラ トーマス トクヒロ; 菱田 公一

JNC-TN9400 2000-057, 60 Pages, 2000/05

JNC-TN9400-2000-057.pdf:2.11MB

高速炉の実用化を目指した研究において、著しい進歩を遂げた数値解析手法を用いた熱流動現象の解明や設計が可能となってきている。熱流動に関する実験研究ではモックアップ試験装置による実証試験から要素を取り出した小規模試験による現象解明、解析手法の検証に重点が移りつつある。このような要求を満たす上で、実験データの質の向上が不可欠である。とくに流速場の測定においては速度の空間分布が時間経過とともに変化する過程を明らかにすることにより、これまで得られなかった情報を抽出し、現象の解明や解析手法の検証に大きく貢献できると考えられる。本報告では、流速の瞬時の空間分布が得られる手法として超音波を用いた流速分布測定法(UDV)と粒子画像流速測定法(PIV)の2つを取り上げた。これらを水流動試験に適用し、計測手法としての適用性を評価した。UDVでは配管体系、平板状噴流体系、さらに高速炉の熱流動現象の要素を取り出した燃料集合体間の隙間流れ(炉心槽内の流れ)に関する水試験に適用した。既存のレーザー流速計やPIVとの比較を行った結果、妥当な測定結果を与えることを確認するとともに、その課題をナトリウム体系への適用を含めて明らかにした。PIVでは炉心槽内の流れに適用し、その課題を明らかにした。炉心槽のような複雑形状流路へ適用する上では、トレーサー粒子以外の画像ノイズを除去する手法を開発することで測定精度の向上を図ることができた。

報告書

垂直照射型蛍光エックス線分析装置のウラン・プルトニウム濃度分析への適用

稲田 聡; 佐藤 宗一; 庄司 和弘; 池田 久; 実方 秀*; 沼田 光央*

JNC-TN8410 2000-022, 55 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-022.pdf:1.57MB

垂直照射型蛍光X線分析装置の導入に伴い、ウラン・プルトニウム濃度分析検討を実施した。本装置は、測定部がグローブボックス内に設置され、試料の下部からX線を照射するタイプである。基本条件の検討を実施した。測定に必要な試料量は、容器の形状及び検出効率から3mLとした。励起エネルギーの最適化を図ったところ、繰り返し精度とフィラメントへの負荷を考慮してウラン、プルトニウムともに50kV-30mAと設定した。測定時間については、安定した測定結果が得られた60秒とし、1回の測定は60秒$$times$$2回(合計120秒)の測定を実施し、その平均を測定結果とすることとした。水相中のウラン、プルトニウム混合試料の測定は、マトリクス効果の補正を行うことで誤差4%以内で正確に測定できることを確認した。また、単体試料測定における検出限界値はウランが0.4mg/L、プルトニウムが6.7mg/Lと計算された。定量上限濃度は、蛍光X線分析装置にて分析するために調製した後の測定試料においてウラン、プルトニウムともに9g/Lとした。有機相中のプルトニウム濃度分析は、標準添加を行う希釈法及び試料を直接測定する直接法について検討した。両方ともに良好な結果を示し、検出限界値はそれぞれ、5.3mg/L,0.2mg/Lであった。ただし、直接法においては標準溶液の調製方法に問題が残り、今後の検討課題とした。

報告書

精密周波数制御連続電磁波調査法の研究 -先行基礎工学分野に関する研究詳細報告書-

渡辺 俊樹*; 真田 佳典*; 藪内 聡

JNC-TY7400 2000-001, 72 Pages, 2000/03

JNC-TY7400-2000-001.pdf:4.01MB

本研究では、地下に電磁波エネルギーを送り込み、それに対する地下の応答を観測することにより地下構造を解析する地球物理学的調査において、正弦波的に変化する電磁エネルギーの周波数を高精度に制御し、連続して長時間地下に送り込む手法について研究開発を行った。本手法を採用することによって、調査深度の拡大や解析精度の向上ならびに調査機器の小型化を目指した。本報告書は本研究テーマのうち数値シミュレーションおよびデータ解析技術に関する研究の報告である。電磁波動現象は周波数によって挙動が大きく異なるため、周波数が数HZ$$sim$$数KHZ程度の低周波数を利用した電磁探査法および周波数が数十MHZ$$sim$$数GHZ程度の高周波数を利用した地下レーダー法のそれぞれについて電磁波動現象のシミュレーションを行った。次に、本調査手法の主な適用対象を岩盤内のフラクチャおよび含水破砕帯と想定し、地下レーダー法による岩盤内の微細構造の検出の可能性について検討した。次に、計測した電磁波動データから岩盤内部の物性値分布を求めるインバージョン解析手法について、数値実験および実データへの適用を行った。さらに、高分解能な時間-周波数解析アルゴリズムについて検討した。

報告書

核設計基本データベースの整備(XI) ‐ 高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析 -

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC-TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

131 件中 1件目~20件目を表示