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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。

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。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価

白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次

JNC-TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB

東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

報告書

安全設計方針に関する検討 ‐ 安全性の目標と再臨界問題の排除について ‐

丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子

JNC-TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-043.pdf:1.1MB

軽水炉と同等かそれ以上の安全性を確保し、受動安全等の活用によって、安心感の持てる高速増殖炉概念を構築することが実用化戦略調査研究における安全性の目標である。上記目標を達成するため、IAEAの国際原子力安全諮問グループが作成した原子力発電所のための基本安全原則の意味を考察し、安心感の獲得を考慮に入れて、炉心損傷の発生を防止する観点から具体的目標を設定した。さらに、炉心安全性については軽水炉との比較において高速炉の特徴を考慮することにより炉心損傷時の再臨界排除を具体的目標として設定した。再臨界排除方策の検討のために、多様な炉心における炉心損傷時の再臨界特性についてのマップを作成することによって、炉心損傷時の再臨界の可能性を簡易評価する手法を整備した。そして、ナトリウム冷却式、混合酸化物燃料型高速増殖炉について、有望な再臨界排除方策を提案した。それらを対象として燃料流出挙動の予備解析を行い、内部ダクト付き集合体の流出機能の有効性を確認するとともに炉心性能への影響の小さい方策として提案した軸ブランケット一部削除概念も有望であるとの結論を得た。

報告書

オンライン臨界安全監視システムの開発研究(III)

not registered

JNC-TJ1400 99-004, 110 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-004.pdf:2.42MB

臨界安全監視システムは高い信頼性と新しい手法を容易に取り込むことのできる柔軟性が必要である。この様な観点から1997年にはシステムの基本構成を報告した。ここでは、この基本デザインに新たに加えるべきシステムと手法について報告すると共に、1996年のDCA実験データの解析結果を報告した。1:本報告書では、先ず、ガンマ線信号を用いたFeynman-$$alpha$$法による未臨界度推定モジュールと、その信号取得に必要となる高速パルス信号処理系の追加を提案した。ガンマ線信号に対してFeynma-$$alpha$$法を用いることにより原子炉の減衰定数を推定することが可能であることが最近報告されており、このモジュールを追加することは、計数率の広い範囲に亙って臨界安全監視システムの信頼性を高めるものと考えられる。2:昨年度、ARMAモデル同定と平行して信号解析を行う冗長系として最小2乗法に基づくアダプティブフィルタ(ADF)アルゴリズムモジュールを報告したが、この手法は有色雑音が混入する信号に対してパラメータの収束が遅くなることが知られており、ここでは近年注目されているブロックアルゴリズムの基礎理論と、これを実現するための跳躍アルゴリズムについて報告した。3:アナログ信号系では不可避の電源雑音を除去するノッチフィルタを設計法を実際のソフトウェアにつ臨界安全監視システムは高い信頼性と新しい手法を容易に取り込むことのできる柔軟性が必要である。この様な観点から1997年にはシステムの基本構成を報告した。ここでは、この基本デザインに新たに加えるべきシステムと手法について報告すると共に、1996年のDCA実験データの解析結果を報告した。1:本報告書では、先ず、ガンマ線信号を用いたFeynman-$$alpha$$法による未臨界度推定モジュールと、その信号取得に必要となる高速パルス信号処理系の追加を提案した。ガンマ線信号に対してFeynma-$$alpha$$法を用いることにより原子炉の減衰定数を推定することが可能であることが最近報告されており、このモジュールを追加することは、計数率の広い範囲に亙って臨界安全監視システムの信頼性を高めるものと考えられる。2:昨年度、ARMAモデル同定と平行して信号解析を行う冗長系として最小2乗法に基づくアダプティブフィルタ(ADF)アルゴリズムモジュールを報告したが、この手法は有色雑音が混入する信号に対してパラメータの

報告書

放射線管理用機器点検整備技術要領書

長谷川 市郎; 大関 清; 柴 浩三; 三上 智; 豊田 素子; 金澤 信之; 江花 稔

PNC-TN8520 96-001, 2536 Pages, 1996/03

PNC-TN8520-96-001.pdf:62.42MB

None

論文

原研東海研究所の燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)

峯尾 英章; 柳澤 宏司; 松村 達郎

放射線化学, 0(60), p.47 - 50, 1995/00

原研に完成したNUCEFは、核燃料サイクルの再処理及び廃棄物分野に関する新しい総合的大型研究施設である。ここでは、これら両分野における安全性の向上、21世紀に向けた技術の高度化、技術基盤の強化を図る臨界安全性に関する研究、再処理プロセスや廃棄物の管理に関する研究が行われる。施設は実験棟A、B及び管理棟からなる。臨界安全性の研究では、実験棟Aの2つの臨界実験装置を用いて、ウランやプルトニウム硝酸溶液の臨界量の測定、ウラン硝酸溶液の臨界超過の過渡的特性の測定等が行われる。実験棟Bでは、遮蔽セル内で再処理プロセスの研究や高レベル放射性廃液に対する群分離の研究が行われる。また、TRU(超ウラン)廃棄物の処理処分及びTRU廃棄物固化体の高感度測定に関する研究や、再処理や廃棄物処理処分に係わる基礎研究が行われる。施設は様々な許認可の取得を完了し、今後、各研究は本格的に進められる。

論文

Exponential experiments of PWR spent fuel assemblies for acquiring subcriticality benchmarks usable in burnup credit evaluations

須崎 武則; 黒澤 正義; 広瀬 秀幸; 山本 俊弘; 中島 健; 金井塚 文雄; 小林 岩夫*; 金子 俊幸*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.1B.11 - 1B.18, 1995/00

バーンアップクレジットを用いた使用済燃料の臨界安全管理を可能とするには、臨界安全評価に用いる計算手法の精度を確認するためのベンチマーク実験データが必要である。しかしながら、適切なデータは世界的にも皆無に近い状況である。原研燃料試験施設プールにおいて、PWR使用済燃料集合体2体に対して指数実験を行い、未臨界度に関する実験データを取得した。燃料組成を、照射後試験データ、運転管理データ、ORIGEN2による燃焼計算の三者を組合わせることにより推定し、それを用いて臨界計算を行ったところ、実験値を良い精度で再現した。このことから、既存の計算手法は使用済燃料に対しても妥当な精度を有すると考えられるが、さらなる精度向上を図るためには、核分裂生成物核種の含有量を測定する等の新たな努力が必要である。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)における研究計画

NUCEF実験計画検討グループ

JAERI-M 94-066, 67 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-066.pdf:2.36MB

本報告書は、原研のNUCEF実験計画検討グループが行ったNUCEFにおける研究計画に関する検討結果等をまとめたものであり、実験設備の概要、研究の基本的考え方と進め方、研究内容、実験計画、協力の進め方、協力システム等について述べている。NUCEFにおいては、核燃料サイクルバックエンドにおける安全性の確保、21世紀に向けた技術の高度化及び技術基盤の強化を目指し、臨界安全性、高度化再処理プロセス、TRU廃棄物管理、TRU化学及びNUCEF関連要素技術に関する研究開発を行う。これらの研究開発を進めるにあたっては、国、大学、関係機関との協力及び国際協力を積極的に進め、研究の効果的推進を図るとともに、NUCEFを我が国の核燃料サイクルバックエンドに関する中核的研究拠点として、有効に活用していくこととする。

論文

動き出す燃料サイクル安全工学研究施設; NUCEF計画の現状と展望

辻野 毅; 内藤 俶孝; 前田 充; 妹尾 宗明; 星 三千男; 井沢 直樹; 竹下 功; 板橋 隆之; 岡崎 修二; 土尻 滋

原子力工業, 40(5), p.9 - 59, 1994/00

本特集は、NUCEF施設の完成を契機に、NUCEF計画のねらい、NUCEFにおける研究計画、建設・整備の経緯、施設の概要と安全性、及びNUCEF計画の今後の展開について、まとめて報告するものである。

論文

Safety research programs in NUCEF for fuel cycle back-end facilities

辻野 毅; 竹下 功; 井沢 直樹; 板橋 隆之

Topical meeting,Safety of the Nuclear Fuel Cycle, 0, p.124 - 137, 1994/00

原研では、NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)の建設・整備が終了し、平成6年度後半のホット試験をめざし、コールドの特性試験等を進めている。燃料サイクル施設の安全確保に資するため、NUCEF施設、研究計画と臨界、閉じ込め、事故評価等の安全基盤充実への寄与について、講演する。(1)燃料サイクル安全確保の留意点 (2)NUCEF施設 (3)NUCEFにおける研究計画 (4)安全審査指針と工学安全性技術基盤充実への寄与 (5)安全性研究の進め方

論文

わが国における核燃料リサイクルとNUCEF計画

辻野 毅

第30回原子動力研究会年会報告書, p.1 - 21, 1993/08

原子動力研究会の再処理・廃棄物グループ報告の一つとして、標題について、報告するものである。わが国における核燃料サイクル、とりわけバックエンドの安全確保と次世紀に向けた技術の高度化に資するため、原研では、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の建設・整備を進めている。現在、その建家は完成すると共に内装設備の据付をほぼ終了し、それらの作動試験を開始している。ここでは、わが国における核燃料リサイクルへのNUCEFの役割と寄与および施設について、概説すると共に建設・整備と利用計画の状況についてまとめ、終りに、今後の計画についてのべる。

論文

臨界安全性研究の現状「臨界安全性国際会議」から

仁科 浩二郎*; 山根 義宏*; 小林 岩夫; 館盛 勝一; 高野 誠; 三好 慶典; 奥野 浩; 中島 健; 三竹 晋*; 角谷 浩享*; et al.

日本原子力学会誌, 34(4), p.311 - 319, 1992/04

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

4年毎に開催される臨界安全性に関する国際会議が1991年9月に英国のオックスフォードにおいて行われた。本会議は臨界安全性の専門家が集まり、今回の発表総数は134件、参加者数は170名であり、広範囲の報告がなされた。主要なセッションとしては、1.各国の研究計画と臨界安全性実験、2.計算手法と核データの開発整備、3.臨界安全ハンドブックとデータベース、4.コードとデータライブラリーの検証、5.核燃料施設の臨界安全評価、6.測定技術と臨界パラメータ、及び7.臨界事故解析および警報システムが揚げられる。本報告は、最近の安全性の動向を、会議の主要な発表を紹介しつつリビューしたものである。

報告書

動燃における安全研究の成果(昭和61年度$$sim$$平成2年度)(核燃料施設等分野)

not registered

PNC-TN1410 92-031, 170 Pages, 1992/01

PNC-TN1410-92-031.pdf:5.77MB

本報告書は、平成2年度までの核燃料施設にかかわる安全研究の5年間の成果について、とりまとめを行ったものである。核燃料施設分野の安全研究は、(1)核燃料施設に共通する研究、(2)再処理施設に関する研究、(3)プルトニウム取扱施設に関する研究、(4)放射性廃棄物の処理・貯蔵に関する研究の4分野で構成されている。さらに、本報告書では、「原子力施設の耐震安全性に関する研究」並びに「確率論的安全評価に関する研究」に含まれる核燃料施設に関する研究課題も合わせることで、「動燃における安全研究の成果 (昭和61年度$$sim$$平成2年度)(核燃料施設分野)」として、とりまとめを行った。

論文

New facilities for criticality safety experiments; STACY and TRACY in NUCEF

辻野 毅; 竹下 功; 板橋 隆之; 野村 正之; 清瀬 量平*

Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.9-E-1 - 9-E-6, 1992/00

原研におけるNUCEF計画について、臨界安全性を中心に、研究計画、実験施設、安全設計および建設整備の概要をまとめて報告する。再処理施設の安全評価および安全性向上に資するため、NUCEF計画では、STACYおよびTARACYと呼ぶ2つの溶液燃料型臨界実験装置を建設・整備中である。これらは、附属の燃料調整設備を含めて、1992年度中に完成する予定である。

論文

Subcriticality determination of low-enriched UO$$_{2}$$ lattices in water by exponential experiment

須崎 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(12), p.1067 - 1077, 1991/12

中性子実効増倍係数kに関する比較を行うため、軽水減速、軽水反射の低濃縮ウラン燃料格子炉心を対象としてパルス実験、指数実験及びモンテカルロ中性子輸送計算を実施した。実験では、測定された時間及び空間減衰定数から、炉心領域での中性子バランスを記述する簡単な炉物理モデルを用いてkを導出した。これら3種のkの間の差について、2群中性子拡散方程式を解析的に解くことにより検討したところ、炉心内のバックリングの差に起因することがわかった。もう1つのkとして、反射体領域を含む全領域での中性子バランスに基づくkを定義し、その値を実験的に求めたところ、3種の方法の間の差は著しく改善された。

論文

STACY and TRACY: Nuclear criticality experiments facilities under construction

小林 岩夫; 竹下 功; 柳澤 宏司; 辻野 毅

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.I-9 - I-18, 1991/00

日本原子力研究所では、核燃料サイクルバックエンドに必須な安全性に関する研究を進めるため、「燃料サイクル安全工学研究施設」を建設中である。同施設においては、a.臨界安全性に関する研究、b.高度化再処理プロセスに関する研究、c.TRU廃棄物の安全管理技術に関する研究、を行う予定である。ここでは、軽水炉燃料サイクルの再処理に関する臨界安全性の研究を行うため、二基の臨界実験装置STACYとTRACYを建設している。STACYは定常臨界実験装置と称し、ウラン、プルトニウム及びそれらの混合溶液に関する臨界条件について実験する装置であり、TRACYは過渡臨界実験装置と称し、溶液状ウランによる臨界事故現象を究明する装置である。本論文ではこれらの装置の建設情況と研究計画について記載している。

報告書

臨界安全性特別専門委員会、昭和63年度報告書

臨界安全性特別専門委員会

JAERI-M 89-170, 32 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-170.pdf:0.97MB

臨界安全特別専門委員会は、核燃料サイクル施設の臨界安全性に関して、中性子物理、核燃料取扱プロセス、放射線計測等の専門家による幅広い検討を行い、合理的な臨界安全設計・臨界管理に資するため設立された公的研究委員会である。本委員会は、(1)基礎的な臨界実験データの評価(2)核燃料取扱プロセスの異常と臨界安全性の検討(3)臨界安全制御・監視手法の検討(4)臨界安全性実験技術の検討、及び(5)臨界安全性研究に関する諸外国との交流を主な活動目的としている。本報告書は、昭和63年度(設立は昭和63年11月)における当委員会の活動内容をまとめたものである。

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