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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

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。

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:72.34(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

Accumulation of gadolinium isotopes in used nuclear fuel

須山 賢也; 鹿島 陽夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.273 - 282, 2015/09

日本における福島燃料デブリの臨界安全管理技術開発においては、FPを考慮した燃焼度クレジットの可能性が議論されてきた。OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー傘下の燃焼度クレジット臨界安全性専門家会合では、BWR燃料を対象とした国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"及び"Phase-IIIC"を実施してきた。これらのベンチマークでは、$$^{155}$$Gdの計算値の差が大きく、参加者の大きな注目を集めてきた。筆者等は、燃焼中のガドリニウム同位体の蓄積に関する付加的な検討を行った。冷却時間がなければ、$$^{155}$$Gdの集合体平均量は可燃性毒物棒におけるガドリニウム同位体の燃焼特性に依存する。しかしながら、数年の冷却で$$^{155}$$Gdは$$^{155}$$Euの放射性崩壊で劇的に増加し、可燃性毒物棒のガドリニウム同位体量の重要度は低下する。このことは、$$^{155}$$Gdのより良い評価のためには、可燃性毒物棒の燃焼の取扱よりも、$$^{155}$$Eu生成に係わるパラメータやデータが重要であることを示している。

報告書

使用済燃料の燃焼度分布を考慮した臨界安全評価; 各種燃焼度設定方法の検討,1(受託研究)

野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAERI-Tech 2004-030, 64 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-030.pdf:4.59MB

はじめに、燃焼度クレジットを採り入れた臨界安全評価において用いられる、燃焼計算のための燃焼度設定法について、欧米各国が採用している上端部50cm平均燃焼度を比較評価する。次に、仮定された軸方向燃焼度分布の形状の違いにより発生する臨界計算の誤差,核種組成計算値補正因子適用により補償される燃焼計算に付随するバイアス誤差及び照射履歴入力パラメータの変動により生じる統計誤差を、欧州経済開発協力機構原子力エネルギー局(OECD/NEA)の燃焼度クレジット国際ベンチマークの輸送容器モデルにより評価する。この結果、これらの誤差導入に対して安全側の臨界解析結果が得られるような、与えられた燃焼度から等価的に減少させた燃焼度を設定する方法を提案する。最後に、これらの誤差影響を統合的に組み込んで導かれる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」について述べ、使用済燃料輸送容器仕様の違いにかかわらず用いられる可能性に触れる。

報告書

Proceedings of the 7th International Conference on Nuclear Criticality Safety ICNC2003; Challenges in the Pursuit of Global Nuclear Criticality Safety, October 20-24, 2003 Techno Community Square Ricotti, Tokai, Ibaraki, Japan

ICNC2003プログラム部会

JAERI-Conf 2003-019, 896 Pages, 2003/10

JAERI-Conf-2003-019-Part1.pdf:39.68MB
JAERI-Conf-2003-019-Part2.pdf:44.42MB

本報文集は、2003年10月20-24日に茨城県那珂郡東海村で開催の第7回臨界安全性国際会議ICNC2003での論文を収録したものである。この会議は1999年にフランスのヴェルサイユで開催されたICNC'99に引き続くものである。本会議のテーマは「世界規模での臨界安全の追求」であり、本報文集は世界各国の臨界安全研究の現状をほぼ網羅するものである。

報告書

第6回NUCEFセミナー講演報文集; 2003年2月20日,東海研究所,東海村

第6回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2003-018, 132 Pages, 2003/10

JAERI-Conf-2003-018.pdf:10.41MB

第6回NUCEFセミナーは、2003年2月20日、原研東海研究所において開催された。本セミナーは原研主催であるが、今回初めてサイクル機構の共催を得た。NUCEFセミナーの目的は、NUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効率的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。今回のセミナーでは、特別講演,臨界安全性研究と廃棄物処分安全性研究に関する口頭発表,再処理プロセス研究に関するパネル討論及び燃料サイクル施設と廃棄物処分の安全研究等に関するポスター発表を行った。口頭発表は13件(特別講演1件,パネル討論での報告5件を含む)、ポスター発表は30件であり、セミナー参加者は265名であった。本報文集はこれらの発表の報文を収録するとともに、議論の概要をまとめたものである。

論文

Present Status of Monte Carlo Seminar for Sub-criticality Safety Analysis in Japan

桜井 淳; 野尻 一郎*

JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10

本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。

論文

Double Contingency Principleをどう理解するか

小室 雄一

日本原子力学会誌, 45(4), p.265 - 269, 2003/04

米国で生まれたDouble Contingency Principle(以下DCP)は、臨界安全設計を行うために用いられる一つの考え方である。以前筆者はDCPの和訳についての意見を述べた。DCPに対する正しい理解があって初めて正しい和訳を生むことができると訴えた。現状ではDCPは一般に「二重偶発性の原理」と訳されているが、principleは「原則」とするのが適当と提案した。この意見が掲載された後、「特定加工施設のための安全審査指針」が、東海村の臨界事故を受けて新たに作られたことに、だいぶ遅れて気づいた。新指針には、その雛形と推察される「ウラン加工施設安全審査指針」にはなかったDCPの解説が追加された。さらに2001年秋に日本原子力研究者で開催された国際シンポジウムNUCEF2001では、DCPについて米国人の発表があった。本稿ではこれらにも触れつつ、DCPを正しく理解するための議論の出発点として(1)その歴史と位置づけを紹介する。続いて(2)我が国におけるDCPの解釈及び(3)DCPについての私的解釈を述べる。

報告書

ORIGEN2.1によるBWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

野村 靖; 望月 弘樹*

JAERI-Tech 2002-068, 131 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-068.pdf:5.59MB

通常用いられるORIGEN2.1コードと付属ライブラリー及び原研で開発された最新のライブラリーを用いて、BWR燃料燃焼計算の結果に適用される核種組成補正因子の導出を行い、典型的なBWR使用済燃料棒の輸送あるいは貯蔵設備を模擬した無限配列体系に対して、ORIGEN2.1計算結果をそのまま入力とした場合,補正因子を適用した場合、さらにPIEデータを直接入力とした場合の臨界計算を行い、算出された中性子像倍率を比較検討した。その結果、補正因子を核種組成計算値に適用した場合には、他のいずれの場合よりも中性子像倍率が高く計算され、臨界安全解析上保守側の結果を与えることが確認された。

論文

Mechanisms of positive temperature reactivity coefficients of dilute plutonium solutions

山本 俊弘; 三好 慶典

Nuclear Science and Engineering, 142(3), p.305 - 314, 2002/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.18(Nuclear Science & Technology)

希薄プルトニウム溶液における正の温度反応度係数について摂動論及び四因子公式に基づき考察した。溶液燃料の温度係数は、随伴中性子束またはηf値が0.05eVから0.2eVの範囲で中性子エネルギーとともに上昇する場合に正になる。Pu-239に比べてPu-241は、その捕獲断面積のエネルギー依存性ゆえに、プルトニウム溶液の温度係数を正にする傾向を持つ。Pu-241が時間とともにAm-241に崩壊するにつれて溶液の温度係数はより正の方向に変化する。ホウ素やガドリニウム等の中性子吸収材のおおかたは、エネルギー上昇とともに0.05eVから0.2eVの範囲で捕獲断面積が減少するために、可溶性毒物として用いるとより濃度の高いプルトニウム溶液に対しても温度係数が正になる。例外的に、カドミウムやサマリウムは、希薄プルトニウム溶液に溶解しても温度係数を負に維持することができる。固定吸収体は、その吸収特性如何に関わらず、一般的に温度係数を負にする傾向を持つ。

論文

Outline of simulation code fact for analysis of ventilation system on criticality accident

津幡 靖宏; 田代 信介; 小池 忠雄; 阿部 仁*; 渡邊 浩二; 内山 軍蔵

Transactions of the American Nuclear Society, 87, p.60 - 61, 2002/11

原研では、再処理施設の臨界事故で発生する揮発性核分裂生成物のベント系内移行挙動を解析する目的でシミュレーションコードFACTの整備を進めている。本コードではノードジャンクション法が採用されており、種々の流体機器が配置されたベント系ネットワークを模擬することができる。解析ではユーザが与えた臨界発生箇所での質量放出速度,エネルギー放出速度,揮発性物質放出係数を用いて一次元圧縮性熱流動に関する基礎方程式及び一次元移行解析式を解くことでベント系内各観測点での圧力,温度,流速,移行物質濃度等を推定する。本発表では、FACTの基本解析機能及び簡易プラントを想定した機能確認計算について報告する。

論文

第3回NUCEF国際シンポジウム「NUCEF 2001」参加報告

馬場 恒孝

原子力バックエンド研究, 8(2), p.205 - 206, 2002/03

3rd NUCEF International Symposium,“NUCEF 2001"が平成13年10月31日(水)~11月2日(金)の3日間、原研東海研究所において開催された。本シンポジウムは臨界安全性,核種分離,放射性廃棄物処分,TRU化学などの分野において、活発な研究活動を行っている国内外の研究者が情報交換を行って、一層の研究の活性化を図る目的で、原研主催,日本原子力学会及び同学会・バックエンド部会共催の会議である。参加者総数は283人(含国外; 38人)で発表件数は94件であった。シンポジウムは(1)オープニングセッション,(2)プレナリーセッション,(3)3会場に分かれた口頭発表セッション及び(4)ポスターセッションから構成されて、それぞれ活発な討論が行われた。会議参加記として、シンポジウムの概要を紹介する。

報告書

第5回NUCEFセミナー講演報文集; 2001年2月27日, 東海研究所, 東海村

第5回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2001-015, 92 Pages, 2001/12

JAERI-Conf-2001-015.pdf:13.1MB

第5回NUCEFセミナーは、2001年2月27日原研東海研究所において開催された。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効果的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。本セミナーでは、研究分野をTRU基礎科学/廃棄物処理処分,臨界安全性及び核種分離/再処理に分類して口頭発表及びポスター発表を行った。本セミナーの研究発表件数及び参加者は36件(うち1件は基調講演),190名であった。本報文集はこれらの発表について、その概要をまとめたものである。

論文

第1・2回モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー初級コース

桜井 淳

日本原子力学会誌, 43(11), P. 1113, 2001/11

日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会は、臨界事故を防止すべく、モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー初級コースを計画・実施した。これは実施報告であり、おもに講義内容と演習内容、それに研究課題等についてまとめた。今後の課題としては、初級コースだけでなく、中級コース,上級コースも設ける必要があり、そのための講義及び演習内容を具体的に検討しなければならない。

論文

Research activities on advanced nuclear fuel cycle in NUCEF

鈴木 康文; 土尻 滋; 大野 秋男; 前多 厚; 杉川 進

Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09

NUCEFで行われている核燃料サイクル分野における研究活動の現状と今後の予定を紹介する。臨界安全,新しい再処理技術,群分離,廃棄物管理,超ウラン元素化学などについて、最近の成果を概要するとともに、研究計画の概要を述べる。

報告書

Proceedings of the Specialists' Meeting on Reactor Group Constants; February 22-23, 2001, JAERI, Tokai, Japan

片倉 純一

JAERI-Conf 2001-009, 77 Pages, 2001/08

JAERI-Conf-2001-009.pdf:5.31MB

本報文集は、平成13年2月22日~23日に日本原子力研究所東海研究所において開催された炉定数整備専門家会議での報文を収録したものである。核データ評価としてJENDL-3.3の評価が行われており、まもなく公開される予定である。JENDLのさまざまな利用分野における炉定数の現状,問題点に関して、講演・議論が行われた。

論文

“Double contingency principle"はどのように和訳すればよいのか?

小室 雄一

日本原子力学会誌, 43(6), p.580 - 581, 2001/06

設備・機器類の臨界安全性を確保するために、“double contingency principle"を適用している核燃料取扱施設がある。この英語は「二重偶発性の原理」と訳されることが多いが、“principle"はむしろ「原則」と訳すのが適切と考える。以下では「原則」の出典に遡った後に、和訳の例を紹介する。続いて「原則」が適切な和訳と考える理由を述べ、一つの提案を行う。最後に参考となるデータを紹介する。

論文

モンテカルロ臨界安全教育プログラム; 臨界事故を受けて

桜井 淳; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*

日本原子力学会誌, 43(3), p.219 - 220, 2001/03

日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会は、臨界事故を受けて、委員会で対応できる安全対策を検討した。その結果、核燃料サイクル施設従事者に対してパソコンに連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Bをインストールして代表的体系を解析する臨界安全教育プログラムの有効性を確認した。本稿では考え方と計算例について解説した。

報告書

海外出張報告書 臨界安全技術プロジェクトワークショップ(NCTSP)(1)本文 (2)資料集

須藤 俊幸

JNC-TN8200 2000-006, 443 Pages, 2000/07

JNC-TN8200-2000-006.pdf:41.45MB

2000年3月末に米国ニューメキシコ州アルバカーキ市で開かれた米国エネルギー省(DOE)の臨界安全技術プロジェクトワークショップ(NCTSP)に参加したので報告する。NCTSPは、DOE関係者の臨界安全に関わる者が、DOEの臨界安全プログラム(NCSP)の一環として情報交換や業務逐行上の改善点について議論の場をもつもので、毎年1回開催しているものである。参加人数は約100名強である。NCTSPの後には臨界安全に関するANS-8基準の更新、改訂、新規策定のための委員会会合が行われた。これらの会合への自由なコメントを歓迎するという立場から、外部の者も自由な参加ができる。NCSPは7つのタスク(臨界実験、ベンチマーキング、核データ、解析手法、データの適用範囲及び限界、情報保存と普及、トレーニングと資格制度)があり、それぞれの活動状況について報告された。また、東海村のJCO臨界事故に対するDOE、NRC及びその所管施設の対応、DOEのガイド(G)/オーダー(O)の改訂内容についての説明と議論などがなされた。会場の雰囲気はDOE臨界関係者の内輪の会議といったものであり、発表内容や議論については、組織、規制等の体系、プログラム・プロジェクトの名称やその計画等の背景情報が分からないと把握するのがむずかしい面があった。しかし、DOEといういくつもの核物質取扱施設を有する巨大な組織が、総体として臨界安全確保の維持と向上に努力を示す態度、継続的かつ体系的、実用的なプログラム活動には敬服させられるものがある。本ワークショップに関する背景情報やレポート類のほとんどがウェブサイトを通して公開されており、情報の共有化が図られている。本報告では、これらの関連内容も盛り込むとともに、参考として関連ウェブサイトのアドレスをできる限り記載した。

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