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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

核設計基本データベースの整備(XII) - FCAX-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価 ‐

横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*

JNC-TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB

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ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、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。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。

論文

核設計基本データベースの整備,12; FCA-X-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価,共同研究最終報告書

横山 賢治*; 沼田 一幸*; 石川 眞*; 大井川 宏之; 飯島 進

JNC-TY9400 2000-006, 168 Pages, 2000/04

核燃料サイクル開発機構と原研は共同研究として、高速炉設計のための統合炉定数の精度向上と信頼性確保の観点から、FCA実験データの整備及び炉定数調整計算への適用を進めてきた。本報告書では、FCA-X-1炉心の計算精度評価及び感度解析、FCA-XVII-1炉心のNaボイド反応度価値に対する詳細検討、FCA炉心とJUPITER炉心の間の整合性評価についてまとめる。

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。

報告書

FCA XIX-2炉心データによる炉定数調整, 平成11年度報告書(共同研究)

安藤 真樹; 飯島 進; 石川 眞*; 岩井 武彦*

JAERI-Tech 2000-025, p.45 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-025.pdf:1.77MB

新型燃料を用いた高速炉の研究の一環として、窒化物燃料高速炉の核特性に対する計算精度評価を目的とした模擬実験をFCAを用いて行った。本研究では、窒化物燃料高速炉を模擬したXIX-2炉心において測定した臨界性に関するデータを炉定数調整に反映させ、実機窒化物燃料炉心の臨界性に関する設計精度を評価した。その結果、従来の統合炉定数に本実験結果を加えることにより、実機に対する設計精度が0.1%向上した。また、数MeV付近での$$^{14}$$Nの捕獲断面積の不確かさが設計精度に大きく影響を及ぼすことがわかった。

報告書

FCAを用いた窒化物燃料高速炉の模擬実験及び解析

安藤 真樹; 飯島 進; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 大井川 宏之

JAERI-Research 2000-017, p.36 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-017.pdf:1.48MB

窒化物燃料高速炉の核特性に対する計算精度評価を目的としてFCAを用いた模擬実験を行った。本研究では、臨界性他の特性量に関してFCAの高速炉標準解析手法を用い標準解を求め、その予測精度について検討した。実験は、1領域炉心であるFCA XIX-2炉心において行った。解析の結果、臨界性(k$$_{eff}$$)では従来のFCA炉心での解析結果と同程度の予測精度が得られた。Pu燃料板の径方向反応度価値分布では炉心周辺部ほど過大評価となる傾向となった。Naボイド反応度価値の解析では、炉心中心部において約10~20%の過大評価となり、漏洩項が支配的な炉心周辺部においてC/E値が1に近づいた。輸送補正や非漏洩項の計算精度に問題があると考えられる。

論文

A Proposal of benchmark calculation on reactor physics for metallic fueled and MOX fueled LMFBR based upon mock-up experiment at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02

高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びB$$_{4}$$Cのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、$$^{238}$$Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。

論文

高転換軽水炉の炉物理とFCA実験

大杉 俊隆

第30回炉物理夏期セミナーテキスト, p.118 - 137, 1998/00

高転換軽水炉では、燃料格子の稠密性と燃料濃縮度の特異性(6~8%Fissile/HM)の故に共鳴エネルギー領域の反応の寄与が増大し、従来の軽水炉或いは高速炉とは非常に異なった炉特性を示す。そして、解明すべき炉特性として、臨界性・転換比・減速材ボイド効果・制御棒反応度効果等が挙げられている。これらの特性に関する実験データを得、また、それを解析することにより高転換軽水炉に関する``Data & Method''を確立するために、FCAを用いた基礎的な炉物理実験を実施した。本報は、このFCA実験の成果をまとめたものである。また、高転換軽水炉の炉物理課題に対し、どのように挑戦したか、どのような工夫をこらしたかについて記した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ炉心特性の詳細評価(4)-(その2)-

not registered

PNC-TJ1678 95-003, 97 Pages, 1995/02

PNC-TJ1678-95-003.pdf:2.59MB

もんじゅは平成6年4月に臨界に達し、その後11月まで炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、この試験から得られた炉心反応度の測定結果を踏まえて初装荷炉心の炉心特性を明確化した。(1)得られた測定項目のうち1)臨界性、2)過剰反応度、3)燃焼特性(Pu241崩壊に伴う反応度劣化)、4)等温温度係数及び5)流量係数を整理し、設計値と比較した。(2)過剰反応度及びPu241崩壊に伴う反応度劣化について設計値との差があり、その差について核種毎の寄与で分析した結果、臨界実験に使用されなかった高次化Pu同位体及び尾Am241の断面積に原因があることがわかった。(3)高次化Pu同位体及びAm241の最新の核データを使用すれば、今回検討した測定項目については設計手法がほぼ妥当であることがわかった。(4)炉心の温度を約200$$^{circ}C$$から約300$$^{circ}C$$上昇させて得られた等温温度係数については、設計値の方が約6%程過小評価であり、今後得られた出力欠損反応度の測定値と設計値の比較・検討と一緒に検討する必要がある。(5)性能試験結果を反映した過剰反応度に基づいて、運転可能日数を検討した結果からノミナル評価では約70日(全出力換算日)の燃焼が可能であり、不確かさを考慮すると燃焼日数は約50日となる。(6)運転可能日数の評価精度を向上させるためには、更に性能試験結果の解析及び出力試験結果の解析の実施が必要である。

報告書

核設計基本データべースの整備(II)-JUPITER-I実験データ集-

核データベース*

PNC-TN9410 93-010, 502 Pages, 1992/12

PNC-TN9410-93-010.pdf:17.39MB

本報告書は,動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として,アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型臨界実験装置ZPPRにおいて,1978年から1979年にわたって実施した大型高速炉臨界実験のフェーズI(JUPITER-I)の実験データをまとめたものである。JUPITER-I実験には,電気出力60$$sim$$80万kWe級の2領域均質炉心を模擬した以下の7つの炉心が含まれる。ここで収録した実験項目は,臨界性,制御棒反応度,反応率分布,Naボイド反応度,サンプル反応度,ドップラー反応度,ガンマ発熱,中性子スペクトルである。(1)ZPPR-9炉心:炉心体積約46001の2領域円筒型のクリーン炉心。(2)ZPPR-10A炉心:ZPPR-9炉心とほぼ同じサイズで19本のCRPを持つ6角形の工学的模擬炉心。(3)ZPPR-10B炉心:ZPPR-10A炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。(4)ZPPR-10C炉心:ZPPR-10A炉心とほぼ相似形で炉心体積を62001とした。(5)ZPPR-10D炉心:ZPPR-10C炉心と同じサイズでCRPを31本とした。(6)ZPPR-10D/1炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち中心1本を制御棒とした。(7)ZPPR-10D/2炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。本実験データ集は,JUPITER実験の成果を,大型FBR炉心の炉物理研究および核設計のための基本データベースとして,将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。したがって,実験内容を理解するために必要な情報とともに,実際に実験を解析するために必要な詳細データをくまなく網羅した。また,本実験データ集に含まれている実験体系の情報は,ほとんど大洗工学センターの大型計算機上に保管されており,今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして利用できるようにした。

報告書

ミキサセトラ工程のプルトニウム不均一濃度分布の臨界性への影響

阿見 則男; 三好 慶典; 館盛 勝一

JAERI-M 91-184, 31 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-184.pdf:0.94MB

再処理抽出工程では、有機溶媒流量減少のような工程異常時に4価プルトニウム(Pu(IV))が抽出器内に蓄積をする可能性がある。このような蓄積で、Pu(IV)濃度がある限界を超えると第3相と呼ばれるPu(IV)、硝酸、TBPを高濃度で含む相が形成され、界面位や濃度分布、更に有機溶媒組成に大きく影響する。本報告では、界面位や濃度分布、有機溶媒組成等が抽出器の臨界性に及ぼす影響をMULTI-KENOを用いて調べた。多群核定数ライブラリはENDF/B-IVから作成したMGCL-26群とよび137群のデータセットを用いた。その結果、蓄積により高濃度になった有機相を、水相とみなして臨界計算を行っても中性子実効増倍係数の相違は1%程度であること、抽出器内で考えられる濃度範囲では燃料が抽出器中央に集まるような分布が中性子実効増倍係数をより大きくすること、TBPが通常濃度の30%より高くなると中性子実効増倍係数が減少することがわかった。

報告書

高速炉系における代替構造材核種の核特性実験に関する予備解析

大杉 俊隆; 吉田 弘幸

JAERI-M 83-188, 61 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-188.pdf:1.5MB

本論文では、(1)不銹鋼(AISI316)の代りに代替構造材核種(V、Ni、Ti、Mo、Nb、Cu、Mn)を燃料ピン被覆管、燃料集合体ラッパ管に使用した場合の大型高速炉の臨界性、燃焼特性、増殖性、Naボイド反応度効果に与える影響を検討し、(2)大型高速炉の部分的模擬体系FCA XI-1集合体における代替構造材核種の核特性測定の可能性をNaボイド反応度効果を中心として検討した。上記の核種の中では、V、Ti、Niは臨界性、増殖性、Naボイド反応度効果の観点から不銹鋼と匹敵するかあるいはよりすぐれた構造材であることを示した。同時に、これらの特性は解析に使用した核データの精度に依存するので、構造材の炉物理特性を明確にする積分実験は、上述のすぐれた特性を検証し、かつ、核断面積データを評価するための有用な積分実験となりうることを指摘した。

論文

核データと高速炉系におけるベンチマークテスト

長谷川 明; 高野 秀機; 中川 正幸

日本原子力学会誌, 19(8), p.508 - 519, 1977/08

日本で独自に評価編集されたJENDL-1 Fileの適用性検討ということで、現在シグマ委員会JENDL-1積分評価WGにて行なわれている作業の概略を速報的にまとめたものである。炉定数化作業に始まり、現在までに終了しているベンチマークテストについて、その作業の概略が述べられる。次いで、国際ベンチマーク・コアを中心とした21アセンブリーについての中心静特性の解析結果が述べられる。その結果、臨界性、反応率比とも既存のセットと同等、あるいはそれ以上の実験値の予測精度があることが判明した。しかしながら、まだ、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pun$$sigma$$f、Fen$$sigma$$c 等には問題点が残されていることが指摘される。

報告書

密度係数法の大型高速炉への適用性

飯島 勉

JAERI-M 6063, 19 Pages, 1975/03

JAERI-M-6063.pdf:0.77MB

FCA VI-1炉心の密度係数を用いて大型高速炉の臨界性を予測する場合の精度、適周性等について検討した結果の報告である。密度係数法は臨界実験を行なう体系において炉心構成物質の密度係数を測定して、組成、体積の異なる炉心の臨界性を実験値にもとづく外挿により求めようとする方法である。これは組成外挿と体積外挿の2つのステップに分けられる。組成外挿については、-30%$$Delta$$k/k以上の大きな組成変化に対しても0.3%$$Delta$$k程度の精度で臨界性が外挿予測出来ることが示された。体積外挿についても2倍程度の体積変化に対しては問題がなく、6倍以上も大きい炉心に対しても実用的な精度で外挿出来ることが示された。これらのことは、Na冷却大型高速炉に関するかぎりほとんどすべての炉心の臨界性は、VI-1炉心から外挿可能であることを示している。

報告書

FCA VI-1集合体における密度係数の測定; FCAによる高速原型炉模擬実験研究報告

飯島 勉; 弘田 実彌; 大部 誠; 草野 譲一; 山岸 耕二郎; 渡辺 秀明; 小川 弘伸

JAERI-M 6062, 9 Pages, 1975/03

JAERI-M-6062.pdf:0.46MB

高遠原型炉「もんじゅ」の外側炉心の物理的モックアップであるFCA VI-1集合体において行なった密度係数の測定結果をまとめたものである。VI-1集合体の基準系は二領域ゾーン炉心であるが、テストゾーン一領域だけの炉心の密度係数を実験的に求めるためドライバー部分90$$^{circ}$$をテストゾーン組成にしたセクター系(VI-1-S集合体)で測定を行なった。ウラン、プルトニウムについては同位元素組成の異なるサンプル物質の密度係数から各同位元素別の値に精度良く分離することができた。反応度スケールは燃料物質(U-235およびプルトニウム)の組成密度係数を計算値に規格化する方法に依って較正した。セクター方式による測定の妥当性を実験、計算両面からチェックした結果についても述べられている。この密度係数を用いて大型炉の臨界性を予測する場合の精度、適用可能範囲等については別の報告書にまとめられる。

報告書

FCA V炉心系における密度係数; FCAによる高速実験炉模擬実験研究報告

飯島 勉; 弘田 実彌; 白方 敬章; 小林 圭二*; 藤崎 伸吾; 草野 譲一

JAERI-M 5890, 28 Pages, 1974/11

JAERI-M-5890.pdf:1.08MB

高速実験炉「常陽」のモックアップである一連のFCA V炉心系において行なった密度係数に関する実験結果をまとめたものである。「密度係数法」に関する理論、密度係数法で組成の異なる他の炉心の臨界性を予測する場合の適用性(外挿可能範囲、精度等)を検討した結果についても述べられている。「常陽」の臨界性に対してはPuの高次同位元素とくにPu-241の効果が重要であることが明らかにされている。又、密度係数法の如く大きな反応度を扱う際注意しなければならない2、3の点についての考察が付録にまとめてある。

口頭

Microscopic aspects of electronic inhomogeneity and anisotropic spin fluctuations near antiferromagnetic quantum critical point

酒井 宏典

no journal, , 

圧力や外部磁場、化学的置換により制御される量子臨界性は、重い電子系超伝導体と重要な関連性をもっている。系統的NMR研究により、XY型反強磁性スピン揺らぎがd波超伝導を安定化させることなどを明らかにしてきた。最近、圧力下においてCeRh$$_2$$Si$$_2$$におけるスピン揺らぎの異方性を調べた。さらに量子臨界金属として有名なCeCoIn$$_5$$における化学置換効果についても議論する。

口頭

Local moments in the heterogeneous electronic state of Cd or Zn-substituted CeCoIn$$_5$$; Around Kondo holes

酒井 宏典; 服部 泰佑; 徳永 陽; 神戸 振作; 横山 淳*; Zhu, J.-X.*; Ronning, F.*; Bauer, E. D.*; Thompson, J. D.*

no journal, , 

典型的量子臨界金属であるCeCoIn$$_5$$におけるCdまたはZnの希釈置換効果を核四重極共鳴(NQR)法を用いて調べた。このような非磁性CdまたはZn置換は反強磁性秩序を誘起することが知られている。Cd置換のとき、半分のCd置換子のごく近傍においてCeの局在モーメントが誘起されていることを微視的にNQR緩和率測定により明らかにした。Zn置換でも同様なNQR緩和率測定を行った。このような量子臨界金属における希釈置換によって生じた不均一電子状態について議論したい。

口頭

照射後試験解析の不確かさが臨界性評価に与える影響評価

多田 健一; 須山 賢也

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの臨界性評価の不確かさ推定のため、福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体を対象とした照射後試験解析(2F2DN23)の各核種の測定値と計算値の差異(不確かさ)が実効増倍率に与える影響について評価した。無限ピンセル体系において全核種の原子数密度を測定値とした場合と、解析値とした場合の実効増倍率を比較したところ、照射後試験解析の予測誤差が無限ピンセル体系の実効増倍率に与える影響は3%$$Delta$$k/k以下であることが分かった。このことから、SWAT4.0の解析結果を用いることで、中性子増倍率が0.95以下で未臨界であるという従来の臨界判定基準を燃料デブリの臨界性評価にも適用できることが期待できる。

口頭

正規分布ノイズ下での有界空間変動による乱雑化モンテカルロ法臨界計算

植木 太郎

no journal, , 

乱雑化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。そこで、本発表では、体積割合の空間変動に重ね合わせブラウン運動を適用し、確率過程のKarhunen-Loeve展開により実行する確率的乱雑化モンテカルロ法臨界計算技法を報告する。

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