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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

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

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

研究炉の長期停止で人材育成に懸念; 学会分科会、研究炉の役割明確化と戦略化を提言

上坂 充*; 峯尾 英章

日本原子力学会誌, 58(8), p.468 - 473, 2016/08

東京電力福島第一原子力発電所事故後に強化された新規制基準に対応するため、国内にある研究炉や臨界実験装置は現在、すべてが停止している。これらの研究炉はこれまで、人材育成や学術研究、さらには医療や産業分野で大きな役割を果たしてきた。しかし、研究炉の長期間にわたる停止は、それらへの影響を深刻化させつつある。このため日本原子力学会は専門の分科会を立ち上げてこの問題を検討した。原子力利用を担うべき人材の継続的な育成に不可欠な研究炉等の役割を、エネルギー政策や科学技術政策において明確にし、国の公共財と位置づけるべきだとする提言をまとめた。

報告書

核変換実験施設の概念検討,3; 核変換物理実験施設の検討

大井川 宏之; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 春日井 好己; 辻本 和文; 西原 健司; 佐々 敏信; 今野 力; 甲斐 哲也; 池田 裕二郎

JAERI-Tech 2002-037, 220 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-037.pdf:11.09MB

原研-KEK大強度陽子加速器計画の一環として、加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の炉物理に関する研究開発を目的とした「核変換物理実験施設」の概念を検討した。施設は臨界実験施設として建設するが、未臨界状態で10Wまでの陽子ビームを入射できる構造とした。臨界集合体の仕様,陽子ビームを導入するためのレーザー荷電変換装置,施設の安全性,マイナーアクチニドを用いた実験等の項目について検討を行った。

論文

加速器駆動核変換に向かう実験

大井川 宏之

日本物理学会誌, 56(10), p.749 - 754, 2001/11

原研では長寿命放射性廃棄物の削減を目指した核変換技術の研究開発を行ってきた。大強度陽子加速器プロジェクトにおいては、核変換技術の中心的な役割を担う加速器駆動未臨界システム(ADS)の技術開発を行う。核変換実験施設は、(1)核燃料を用いるが陽子ビーム出力は10W以下である「核変換物理実験施設」と、(2)200kW陽子ビームを用いて鉛・ビスマス溶融合金ターゲットにかかわる工学的な実験を行う「ADSターゲット試験施設」という二つの実験施設によって構成される。施設の概要、実験プログラム,施設建設に向けた取組状況,将来計画等について解説する。

報告書

核変換実験施設の概念検討,1; 核変換物理実験施設の概要

大井川 宏之; 池田 裕二郎; 佐々 敏信; 明午 伸一郎; 高野 秀機; 辻本 和文; 西原 健司

JAERI-Tech 2000-062, 64 Pages, 2000/09

JAERI-Tech-2000-062.pdf:4.25MB

原研-KEK大強度陽子加速器計画の一環として、加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の開発を目的とした「核変換実験施設」の検討を行っている。同施設は「核変換物理実験施設」と「核変換工学実験施設」で構成される。このうち、核変換物理実験施設は、ADSの炉物理上の課題である「核破砕中性子源で駆動される高速未臨界体系の核特性評価」、「加速器駆動ハイブリッドシステムの運転制御性検証」及び「MA及びLLFPの核変換特性評価」を目的とした臨界実験施設である。本報告書は、核変換物理実験施設について、加速器施設から陽子ビームを導入する方法、装置の概略仕様、施設の安全性確保の考え方など、施設検討で最も重要な部分についての検討をまとめたものである。

報告書

定常臨界実験装置(STACY)の製作

村上 清信; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 曽野 浩樹; 高月 幸男*; 安田 直充*; 桜庭 耕一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭*; et al.

JAERI-Tech 98-033, 70 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-033.pdf:2.25MB

核燃料サイクル技術の臨界安全性に関する研究を行うために燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が建設され、2つの臨界実験装置(定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY))が設置された。STACYは、ウラン硝酸水溶液、プルトニウム硝酸水溶液及びウランとプルトニウムの混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの提供及び再処理施設の溶液取り扱い系における臨界安全裕度の確認を目的とし、燃料の濃度及び種類、炉心タンクの形状及び寸法、反射体の種類及び大きさ等をパラメーターとする臨界データを取得することのできる装置である。STACYは平成7年2月に初臨界を達成、平成7年5月に科学技術庁の使用前検査に合格し、その後$$^{235}$$U濃縮度10w/oのウラン硝酸水溶液燃料を用いた実験が行われている。

論文

臨界実験装置JMTRCの解体

武田 卓士; 小向 文作; 松井 智明; 小森 芳廣; 藤木 和男; 大岡 紀一

デコミッショニング技報, (17), p.55 - 62, 1997/12

材料試験炉臨界実験装置(JMTRC)は材料試験炉(JMTR)の運転に必要な炉心特性データを実験的に求める目的で、JMTR本体に先立つ1965年に作られた臨界実験装置である。同年の初臨界以降、数多くの実験に活用されてきたが、所期の使用目的が達成されたこと、また老朽化による施設実験の観点からも、主要部分の解体撤去を実施するに至った。本解体は原子炉規制法に定められた「解体届」の3番目の適用例であり、臨界実験装置としては初めてのものである。本報告は、解体の計画、手続き、撤去工事についての概要をまとめたものである。

報告書

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験

加藤 之貴*; 筒井 広明*; 井頭 政之*; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*

JAERI-Review 96-010, 40 Pages, 1996/08

JAERI-Review-96-010.pdf:1.14MB

本書は、1994年8月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学・大学院の院生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)指数実験、(2)臨界近接実験、(3)中性子束分布の測定、(4)出力分布の測定、(5)燃料棒価値分布の測定、(6)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

論文

短寿命FP核種による臨界実験装置の出力校正

岡崎 修二

Radioisotopes, 45(10), p.63 - 64, 1996/00

臨界実験装置の出力校正は、装置の安全運転にとって重要な試験のひとつである。溶液燃料を使用するSTACY及びTRACYでは、使用済燃料の破壊法による燃焼率測定と同様な手法を適用し、実際に炉心内で起きた核分裂数を測定することにより出力校正を行った。核分裂により生成する$$^{140}$$Ba、$$^{143}$$Ce及び$$^{103}$$Ruを核分裂モニターとして利用し、試験後数日で5%以内の測定精度で出力評価ができた。

報告書

重水臨界実験装置設置変更許可申請(その13)関連資料

吉田 守; 戸部 賢治; 菖蒲 信博; 相原 永史; 森下 正樹

PNC-TN9700 95-001, 804 Pages, 1995/08

PNC-TN9700-95-001.pdf:30.97MB

重水臨界実験装置(以下、DCAという。)は、平成4年4月に末臨界度測定実験施設としての機能の追加を行ったが、本設置変更許可申請(その13)では、その実験範囲の拡大を目的としたものである。試験体用燃料棒を追加するとともに、試験体の構成においては、燃料棒配列ピッチを固定値から2CM以上と自由度を待たせたため、色々な核特性を有した試験体を製作することが可能となる。同試験体を末臨界度測定試験施設に装荷した場合、重水臨界水位が非常に低い場合から高い場合まで様々な事例があり得るので、新たに各種制限値として重水臨界水位40CM以上と0.8$に相当する重水水位1CM以上を追加した。また、試験体に試験体減速材を供給すると原子炉の反応度が低下する低反応度試験体の装荷が可能となったため、試験体容器にオリフィス板及び試験体ダンプ管閉止弁を追加し、急激な試験体減速材の流出を防止する構造とした。第1次審査においては、臨界にする手順について多くの質問が出され、特に低反応度試験体の臨界近接手順ととそうでない試験体の臨界近手順の違いに起因する誤操作の可能性についての審議がなされ、誤操作の恐れのないことが確認された。第2次審査においては、重水臨界水位が40CMになり得ることの安全性について疑問が出されたが、従来の各種制限値は変更しておらず、今回新たに各種制限を追加するので安全性は確保される旨の説明を行い了承された。また、本申請の審査の過程で今回の申請範囲からは逸脱するものの、DCAの地震に対する挙動が爼上に登り、安全に原子炉を停止できることを説明している。

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

NUCEF project and its contribution to emerging fuel cycle back-end

外池 幸太郎; 峯尾 英章; 竹下 功; 辻野 毅

GLOBAL'93,Future Nuclear Systems: Emerging Fuel Cycles & Waste Disposal Options, 0, p.555 - 562, 1993/00

現在、日本原子力研究所では、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が、1994年の運転開始に向けて完成しつつある。NUCEFで計画されている研究は、核燃料サイクルにおける安全性の向上と、技術の高度化を目的としたものである。本発表では、高度化燃料サイクル・バックエンドにおけるコスト低減やプロセス技術の高度化等の新たな方向づけを述べ、これに関連したNUCEFの研究計画の概要を、臨界安全性研究、高度化再処理プロセスに関する研究及びTRU廃棄物処理・処分に関する研究に分けて説明する。また、NUCEFの主要な設備である2基の臨界実験装置、$$alpha$$$$gamma$$セル及びグローブボックスに収納されている実験装置を紹介するとともに、建設の進捗状況及び研究協力等の将来計画についても述べる。

論文

NUCEF臨界実験装置について

柳澤 宏司; 竹下 功

炉物理の研究, (41), p.53 - 56, 1992/03

現在建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、「臨界安全性に関する研究」、「高度化再処理プロセスに関する研究開発」、「TRU廃棄物の処理処分に関する研究」が計画されている。本稿では、これらのうち炉物理に関連が深い「臨界安全性に関する研究」について、研究に使用する臨界実験装置の概要を述べるとともに装置の安全審査及び保障措置に関する話題を紹介している。

報告書

水中の2ユニット体系における中性子相互干渉効果の測定と解析

三好 慶典; 須崎 武則; 石川 利光; 小林 岩夫

JAERI-M 90-112, 45 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-112.pdf:0.88MB

原研の軽水臨界実験装置(TCA)を用いて、水平断面が正方形の2つの矩形炉心を配列した相互干渉体系に関する臨界実験を行なった。矩形炉心は濃縮度2.6w/oのUO$$_{2}$$燃料棒を17$$times$$17本配列して構成され、燃料棒格子の間隔は1,956cm、単位燃料セルの水対燃料体積比は1.83である。実験ではユニット間距離(水ギャップ厚さ)をパラメータとして臨界水位を測定し、各炉心の臨界水位の差から水位法を用いて、一方のユニットが他方のユニットへ与える反応度寄与、水ギャップの負の反応度効果、及び片側ユニットの未臨界度を評価した。またモンテカルロコードKENO-IVを用いて、臨界体系に関するベンチマーク計算を行うと共に、反応度効果を解析し、実験値との比較検討を行なった。

報告書

Critical Experiments Facility and Criticality Safety Programs at JAERI

小林 岩夫; 館盛 勝一; 竹下 功; 須崎 武則; 三好 慶典; 野村 靖

JAERI-M 85-152, 17 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-152.pdf:0.56MB

原子炉以外の使用済燃料の再処理施設、プルトニウム燃料加工施設、大型ホットラボ施設などの核燃料施設の安全評価において、臨界安全性は重要な課題となっている。特に大型の使用済燃料再処理工場が設計中であり、近い将来に建設が予定されているため、臨界安全性に関する実験的研究を積極的に行ない、我が国独自の実験データを蓄積するとともに、万一の臨界事故に対しても、同施設が健全であることを実証することが、国民の信頼を得るためにも必要である。原研においては、TCAを用いた棒状燃料-軽水格子系の実験的研究および計算コードシステムの改良と検証を行っているが、これに加えて再処理工場で主に取扱われる溶液状燃料の臨界データ、化学的プロセスの安全性ならびに仮想的な臨界事故時の安全性などに関する研究を行なうため、新らしく臨界実験装置を建設する計画である。

報告書

Program of Nuclear Criticality Safety Experiment at JAERI

小林 岩夫; 館盛 勝一; 竹下 功; 須崎 武則

JAERI-M 83-209, 11 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-209.pdf:0.45MB

臨界安全性実験施設(CSEF)を新たに建設し、主として溶液状の核燃料物質に関する臨界安全研究を行う計画を日本原子力研究所として進めている。第一の研究目的は、核燃料サイクル施設の臨界安全性評価に必要な実験データを測定、収集及び評価することであり、第二の目的は臨界事故事象の究明ならびに事故に起因した諸現象の把握とその対策である。本報告書にはCSEFについて実施された概念設計結果の概要が述べられている。

報告書

FCA V-3集合体におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒実験と解析

溝尾 宣辰; 松野 義明*; 前川 洋; 飯島 勉; 小林 圭二*; 中村 知夫; 弘田 実彌

JAERI-M 9055, 63 Pages, 1980/09

JAERI-M-9055.pdf:2.07MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬実験を目的として構成されたFCA V-3集合体において、B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値の測定と解析を行った。V-3集合体は「常陽」とブランケット組成に大きな差異がある上、実験に使用するB$$_{4}$$C模擬制御棒も常陽のそれの1/2サイズである。したがって、われわれは計算値対実験値(C/E)の存在する範囲を追求することにより、「常陽」の設計計算方式の妥当性を検定し、設計精度の向上に資することとした。模擬制御棒価値は、実験では系の末臨界度を中性子源増培法によって測定し、一方計算値はJAERI-FAST Version2を用い、均質拡散近似で求めた。ただし、模擬制御棒領域の実効断面積は衝突確率法によってあらかじめ求めたものを用いた。本研究で取扱った未臨界度は-6%$$Delta$$k/kに及ぶが、この範囲でC/Eは概ね1.00~1.03に収まっていることが判明した。

報告書

JMTRCにおける中性子スペクトルの測定 (箔検出器法による0.1$$sim$$1MeV領域の評価)

近藤 育朗; 瀬崎 勝二; 桜井 文雄

JAERI-M 6550, 22 Pages, 1976/05

JAERI-M-6550.pdf:0.99MB

JMTRに於て、箔放射化法による中性子スペクトルの測定を行なった。特に、0.1~1MeVエネルギレンジの中性子束の寄与を評価することを目的として、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag反応を導入した。速中性子モニタをしてはInを、低エネルギ側には3種類の共鳴検出器を用いた。スペクトルの導出にはSANSIIコードを用いたが、それに必要な初期スペクトルとしては1次元SNコードANISNによる計算値を用いた。Ag箔の導入に当ってはENDEF/B-IVの$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')反応に関する励起関数を基にして編集を行い、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag反応の断面積ファイルを作成してSANDII断面積ライブラリに加えた。SANDIIを2回ランさせることにより、無理のないスペクトルは得られると同時に、Ag箔の実用比の見通しが得られた。

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