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論文

Feasibility study on burnable poison credit concept to HTGR fuel fabrication from core specification perspective

深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史

Annals of Nuclear Energy, 151, p.107937_1 - 107937_9, 2021/02

高温ガス炉燃料製造に関するBPクレジット概念の成立性に関して研究を実施した。可燃性毒物(BP)を燃料製造の前段において燃料物質に混合することにより、商用高温ガス炉の濃縮度14wt%のような高い濃縮度の燃料製造においても、全工程で臨界安全が担保される。しかしながら、その毒作用は高温ガス炉炉内においての臨界性も妨げ、炉心の運転サイクル長や達成燃焼度を低下させる恐れがある。そのため、その効果は全炉心燃焼解析によって評価されるべきである。BPとしては、ホウ素,ガドリニウム,エルビウム,ハフニウムについて検討した。その結果、ホウ素とガドリニウムに関し、この概念に適していること、濃縮度14wt%の燃料も濃縮度9.9wt%の高温工学試験研究炉(HTTR)燃料製造プラントで製造が可能であることが分かった。ホウ素とガドリニウムを用いた際、商用高温ガス炉燃料は濃縮度の上限が5wt%である軽水炉燃料製造プラントと同程度の臨界安全対策で製造可能であることも分かった。特に、ガドリニウムはそのスペクトル依存性により、顕著な適用性を示しており、更なる強力な安全対策も成立する。

報告書

簡易燃料デブリ臨界性解析ツールHANDの開発

多田 健一

JAEA-Data/Code 2020-014, 30 Pages, 2020/10

JAEA-Data-Code-2020-014.pdf:2.84MB

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉は、我が国の最も重要な課題の一つである。この廃炉作業において重要な項目が、燃料デブリの取り出しである。この燃料デブリ取り出し時には、作業者の被ばく等を防ぐ観点から、燃料デブリの臨界防止が求められている。本研究では、燃料デブリの臨界解析に着目し、この燃料デブリの臨界解析に係る計算時間の短縮を目的に、簡易に燃料デブリの臨界性を解析することができる簡易燃料デブリ臨界性解析ツールHAND (Handy Criticality ANalysis tool for fuel Debris)を開発した。予備解析としてHANDを用いて詳細解析で解析すべき解析範囲を絞ることで、詳細解析の試行数の削減に貢献することが期待できる。HANDはExcelのマクロで動作するデータベースである。HANDの入力にはGUIが利用でき、また作図も自動で行うことができる。このようにHANDは誰でも簡単に利用することが可能であり、臨界性を直感的に理解しやすいという特徴を持っている。そのため、本ツールは原子炉物理学の初学者等に対し、臨界について理解するための教育ツールとしての利用も期待できる。本報告書では、HANDの概要と利用方法について説明する。

論文

A New critical assembly: STACY

荒木 祥平; 郡司 智; 外池 幸太郎; 小林 冬実; 井澤 一彦; 小川 和彦

Proceedings of European Research Reactor Conference 2020 (RRFM 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/10

原子力機構では、定常臨界実験装置STACYを更新することにより、ウラン燃料棒と軽水減速材で炉心を構成する新たな臨界実験装置を整備している。ウラン燃料棒はロシアのNCCP社で製造された。更新後、最初の実験キャンペーンとして、燃料デブリ模擬臨界実験を予定しており、そこで得られる実験データは、福島第一原子力発電所燃料デブリ取出しに係る臨界解析手法の検証に用いられる。STACY更新炉は汎用の臨界実験装置であり、軽水炉の炉心・燃料設計の高度化、臨界安全評価・管理の高度化、基礎的な炉物理研究、人材育成など、広い用途に供される。

論文

Judgment on convergence-in-distribution of Monte Carlo tallies under autocorrelation

植木 太郎

Nuclear Science and Engineering, 194(6), p.422 - 432, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ臨界計算におけるタリー平均値の分布収束は、自己相関係数減衰の観点から判定可能である。ただし、大きなラグ(世代差)での統計量の不確かさは大きく、標本自己相関係数の減衰評価に基づくアプローチは現実的でない。本論文は、この課題に対処するなめの汎用的な解決法を提供する。具体的には、タリーの標準化時系列を、確率微分方程式に基き、ブラウン運動に分布収束する時系列に変換する。ブラウン運動においては、期待値がゼロで差分が独立である。この性質を利用して、タリー平均値の分布収束判定法が構成される。判定基準の閾値は、スペクトル解析により決められる。この判定法の有効性は、極端に強相関な例題と標準的な例題に対して、連続エネルギーモンテカルロ計算により示される。

論文

Nature of structural instabilities in superconducting Sr$$_3$$Ir$$_4$$Sn$$_{13}$$

金子 耕士; Cheung, Y. W.*; Hu, Y.*; 今井 正樹*; 谷奥 泰明*; 金川 響*; 村川 譲一*; 森山 広大*; Zhang, W.*; Lai, K. T.*; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 30, p.011032_1 - 011032_6, 2020/03

A quantum critical point appears as a second-order phase transition which takes place at zero temperature. In contrast to heavy-fermion systems in which magnetism often plays a vital role, recent studies revealed that structural instabilities can drive a system to a quantum critical point as well. In quasi-skutterudite (Ca,Sr)$$_3T_4$$Sn$$_{13}$$ ($$T$$=Rh, Ir), Sr$$_3$$Ir$$_4$$Sn$$_{13}$$ exhibits superconductivity around $$T_{rm sc}$$$${sim}$$5 K and a structural transition at $$T^*{simeq}$$147 K. Applying physical or chemical pressure on Sr$$_3$$Ir$$_4$$Sn$$_{13}$$ suppresses $$T^*$$ rapidly, and a quasi-linear $$T$$ dependence of electrical resistivity, signature of non-Fermi liquid behavior, was observed where $$T^*$$ extrapolates to 0 K. The isomorphs (Ca$$_x$$Sr$$_{1-x}$$)$$_3$$Rh$$_4$$Sn$$_{13}$$ exhibits similar behavior, where the criticality can be reached by $$x{sim}$$0.9 without external pressure. Neutron scattering experiments in Sr$$_3$$Ir$$_4$$Sn$$_{13}$$ evidences the second order nature of the structural transition at $$T^*$$ by the observation of a continuous evolution of superlattice peak below $$T^*$$ and a gradual increase of critical scattering upon approaching to $$T^*$$ by cooling. Increase of $$x$$ in (Ca$$_x$$Sr$$_{1-x}$$)$$_3$$Rh$$_4$$Sn$$_{13}$$ toward the quantum critical point leads to the systematic variation of the critical exponents of the order parameter. In addition, this substitution induces the phonon softening around the M point towards zero energy revealed by inelastic X-ray scattering experiment. We will present systematic variations in both elastic and inelastic channels upon approaching to the quantum critical point.

論文

Effect of $$beta$$ on effective multiplication factor in 1/f$$^{beta}$$ spectrum random system

荒木 祥平; 山根 祐一; 植木 太郎; 外池 幸太郎

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Transition To A Scalable Nuclear Future (PHYSOR 2020) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2020/03

本研究は1/f$$^{beta}$$ノイズモデルに従う乱雑化体系の実効増倍率に対する$$beta$$の影響を調査したものである。2群のモンテカルロ計算を用いて乱雑体系の増倍率を計算し、1/f$$^{beta}$$乱雑体系の空間分布の非均一さが$$beta$$とともに増加するため、増倍率分布の標準偏差が$$beta$$とともに増加することを明らかにした。

論文

Progress of criticality control study on fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Secretariat of Nuclear Regulation Authority

外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。

論文

Neutronic design of basic cores of the new STACY

井澤 一彦; 石井 淳一; 大久保 卓哉; 小川 和彦; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

日本原子力研究開発機構は臨界実験装置STACYを非均質体系に変更する更新計画を進めている。更新されたSTACYでは、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリを想定した臨界解析結果の検証のための実験が計画されている。STACY更新炉の初臨界は2021年初めに予定されている。初臨界後は、STACYでは「基本炉心」を構成し、運転員の習熟と実験結果の不確かさを把握するための一連の運転が行われる。STACY更新炉の初臨界に先立ち、基本炉心の核特性を把握するための一連の核特性解析を行った。本発表では、基本炉心の炉心構成条件を示すとともに、新規制基準のもとで炉心に課される諸条件をあきらかにする。

論文

Design methodology for fuel debris experiment in the new STACY facility

郡司 智; Clavel, J.-B.*; 外池 幸太郎; Duhamel, I.*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 11 Pages, 2019/09

臨界実験施設STACY更新炉は、燃料デブリに関する臨界計算の検証に貢献することができる。実験炉心設計はJAEA/IRSNの共同研究で進行中である。本論文では、溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)デブリの擬似燃料デブリの臨界特性を測定するためのSTACY更新炉の実験炉心構成の設計を最適化するために適用した方法を示した。炉心構成がコード検証に資することを確認するために、模擬デブリに含まれる同位体の反応度価値と反応断面積に対するkeff感度を評価することが重要である。$$^{28}$$Siの捕獲反応の感度を最大化するために、例えば格子ピッチまたはコア寸法などのコア構成の複数のパラメータを最適化するアルゴリズムを使用して最適な炉心構成を効率的に研究した。

論文

Reactor physics experiment in graphite moderation system for HTGR, 1

深谷 裕司; 中川 繁昭; 後藤 実; 石塚 悦男; 川上 悟; 上坂 貴洋; 守田 圭介; 佐野 忠史*

KURNS Progress Report 2018, P. 148, 2019/08

日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核設計予測手法の高度化を目的とした研究開発を始めた。商用高温ガス炉初号基のためのフルスケールモックアップ試験を回避できる可能性がある一般化バイアス因子法の導入と高温ガス炉体系への炉雑音解析の導入を目的とする。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速体系炉心を京都大学臨界実験装置KUCAのB架台に新たに構築した。この炉心は一般化バイアス因子法を用いるための参照炉心としての役割を果たし、この炉心では、炉雑音解析手法開発に必要な炉雑音の測定も行っている。それに加え、HTTR運転員の保安教育も行った。

論文

Development of a handy criticality analysis tool for fuel debris

多田 健一

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05

燃料デブリの臨界管理は東京電力福島第一原子力発電所の廃炉作業にとって重要な研究課題の一つである。燃料デブリはその幾何形状や平均燃焼度, 含水率などが不明なため、燃料デブリの臨界性の不確かさは大きい。そのため、廃炉作業計画を作成するためには、非常に多くの条件を検討する必要がある。また、廃炉作業計画作成の効率化のためには、炉物理の専門家以外も容易に臨界性の評価ができることが望ましく、既存の臨界性解析コードでは不十分である。そこで本研究では、高速かつ容易に燃料デブリの臨界性を評価するため、Excelを用いた簡易的な臨界性解析コードHANDを開発した。HANDでは、臨界性評価の経験を持たない廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に取り扱えるように、非常にシンプルな入力となっている。また計算結果は数値だけでなくグラフでも表示されるため、直感的に理解しやすい形となっている。HANDを用いることで廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に燃料デブリの臨界性評価が可能になることから、HANDを導入することにより、廃炉作業の加速が期待できる。

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

Testing of criticality accident alarm system detectors to pulsed radiation at TRACY

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 眞田 幸尚

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011013_1 - 011013_6, 2019/01

The Japan Atomic Energy Agency used criticality accident alarm systems (CAAS) to monitor the occurrence of any accidental criticality at the Tokai Reprocessing Plant (TRP). A total of six plastic scintillator-based detector units, newly purchased or developed for the TRP, were tested by exposing them to pulsed radiation generated at TRACY, which is a pulse-type reactor that uses uranyl nitrate solution as fuel. All detector units tested responded properly to pulsed radiation that simulated an actual accidental criticality.

論文

Dataset of TLD badge response and hair activation for criticality accident neutron dosimetry

辻村 憲雄; 高橋 史明; 高田 千恵

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.148 - 151, 2019/01

Criticality accident neutron dosimetry is based on measurement of the personal dosemeter and the biological samples of a person exposed to the neutrons from an accidental criticality. The authors computed the response functions of the personal dosemeter (NCL-TLD badge) and hair (sulfur) activation per unit incident neutron fluence and established the response dataset compiled with the 140 neutron spectra to be likely encountered in a criticality accident.

論文

Monte Carlo criticality analysis of random media under bounded fluctuation driven by normal noise

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1180 - 1192, 2018/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:55.45(Nuclear Science & Technology)

確率的に乱雑化された媒質のモンテカルロ法中性子輸送計算は、臨界性の揺らぎ評価に有効である。ところが、無限に広がる正規分布の裾野を、体積割合の上限と下限のような0%と100%の間に収めるために切り捨ててしまうと、正規性が失われてしまう。そこで、本研究においては、確率過程のKarhunen-Loeve展開による重ね合わせブラウン運動の近似と、確率解析におけるブラウン運動の反射軌道の等価性に基づき、空間的に一定の分散で有界の範囲に収まる正規分布駆動の乱雑化手法を開発した。ウラン燃料・コンクリート・ステンレス鋼への適用を通して、当該手法による効率的な臨界計算が可能であることを示した。

論文

Evidence of a structural quantum critical point in (Ca$$_x$$Sr$$_{1-x}$$)$$_3$$Rh$$_4$$Sn$$_{13}$$ from a lattice dynamics study

Cheung, Y. W.*; Hu, Y. J.*; 今井 正樹*; 谷奥 泰明*; 金川 響*; 村川 譲一*; 森山 広大*; Zhang, W.*; Lai, K. T.*; 吉村 一良*; et al.

Physical Review B, 98(16), p.161103_1 - 161103_5, 2018/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:47.75(Materials Science, Multidisciplinary)

Approaching a quantum critical point has been an effective route to stabilize superconductivity. While the role of magnetic QCPs has been extensively discussed, similar exploration of a structural QCP is scarce. Using inelastic X-ray scattering, we examine the phonon spectrum of the nonmagnetic quasi-skutterudite (Ca$$_x$$Sr$$_{1-x}$$)$$_3$$Rh$$_4$$Sn$$_{13}$$, which represents a precious system to explore the interplay between structural instabilities and superconductivity by tuning the Ca concentration x. We unambiguously detect the softening of phonon modes around the M point on cooling towards the structural transition. Intriguingly, at x = 0:85, the soft mode energy squared at the M point extrapolates to zero at -5.7 K, providing the first compelling microscopic evidence of a structural QCP in (Ca$$_x$$Sr$$_{1-x}$$)$$_3$$Rh$$_4$$Sn$$_{13}$$. The enhanced phonon density-of-states at low energy provides the essential ingredient for realizing strong-coupling superconductivity near the structural QCP.

論文

第4世代原子炉の開発動向,1; 全体概要

佐賀山 豊; 安藤 将人

日本原子力学会誌, 60(3), p.162 - 167, 2018/03

第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)では、安全・信頼性,経済性,持続可能性,核拡散抵抗性などに優れた次世代の原子炉システム(第4世代原子炉)として、ナトリウム冷却高速炉,鉛冷却高速炉,ガス冷却高速炉,溶融塩炉,超臨界圧水冷却炉,超高温ガス炉の6つの革新的原子炉システムが選定され国際的な研究開発が進められている。一部のシステムについては既に実証段階にあり、GIFの目標である2030年代以降の実用化が視野に入りつつある。

論文

Analysis of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.54(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、$$^{235}$$U, $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、$$^{237}$$Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。

論文

Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.48(Nuclear Science & Technology)

燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%の$$^{235}$$U濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。

論文

Local moments in the heterogeneous electronic state of Cd-substituted CeCoIn$$_5$$; NQR relaxation rates

酒井 宏典; Ronning, F.*; 服部 高典; 徳永 陽; 神戸 振作; Zhu, J.-X.*; Wakeham, N.*; 安岡 弘志; Bauer, E. D.*; Thompson, J. D.*

Journal of Physics; Conference Series, 807(3), p.032001_1 - 032001_6, 2017/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

量子臨界金属CeCoIn$$_5$$のInを少量のCdで置換した時の電子状態を核四重極共鳴(NQR)を用いて調べた。およそ半分のCd置換子周りで局所的にCeの局在モーメントが発生することを、縦緩和率$$1/T_1$$のサイト依存性から明らかにした。横緩和率$$T_{rm 2G}$$の測定も行い、局在スピン周りでは、$$T_1T/T_{rm 2G}^2$$が温度$$T$$に比例し、一方、置換子から離れたところでは、$$T_1T/T_{rm 2G}^2propto T^{0.7}$$となっており、純CeCoIn$$_5$$$$T^{0.75}$$に近く、バルクの電子状態は量子臨界状態のままである。

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