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論文

Research and development activities for accelerator driven system at JAERI

辻本 和文; 佐々 敏信; 西原 健司; 大井川 宏之; 高野 秀機*

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04

原研では、マイナーアクチニドや長半減期核分裂生成物などの核変換を行うために加速器駆動炉の開発を行っている。炉物理的及び工学的観点から、加速器駆動炉の成立性を評価するために、J-PARC計画において核変換実験施設(TEF)の建設が提案されている。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)と加速器駆動炉ターゲット試験施設(TEF-T)の2つの実験施設で構成される。TEF-Pは、未臨界状態の臨界集合体に低出力の陽子ビームを導入して、加速器駆動炉の炉物理特性及び制御性の研究を行う施設である。TEF-Tは、溶融鉛ビスマス合金を用いて、材料照射試験と加速器駆動炉ビーム窓の部分モックアップ試験を行う装置である。本論文においては、各実験施設の目的・実験項目・仕様等を述べる。

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

Improvement of neutron source introduction method for absolute measurements of low reactor power

山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1069 - 1075, 1999/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:76.23(Nuclear Science & Technology)

定常臨界実験装置STACYの低炉出力の絶対測定に中性子源挿入法を適用した。中性子源挿入法で必要となる実効中性子源強度を従来の方法よりもより厳密な定義に基づいて求めた。実効中性子源強度をより高精度に求めるために、中性子源を「外部中性子源から放出された中性子が最初に起こした核分裂によって発生した中性子」と定義し直した。この定義に基づく実効中性子源強度を求めるために、外部中性子源によって核分裂が起こる確率を、モンテカルロコードMCNPにより三次元の複雑な炉心構造も考慮に入れて計算した。さらに、このときの核分裂反応の分布、臨界時の基本モードの中性子束、随伴中性子束分布を三次元輸送計算コードTHREEDANTを用いて計算した。臨界状態のSTACYの炉心タンク近傍に中性子源を挿入し、中性子源挿入法の原理に従って炉出力を測定した。この方法で求めた炉出力は、高出力運転によった生成したFP放射能を分析する方法とよく一致した。

報告書

Analysis of measurements for a Uranium-free core experiment at the BFS-2 critical assembly

Hunter

JNC-TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-049.pdf:2.03MB

本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%$$delta$$k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.1$$sim$$1.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。

論文

臨界集合体の現状と将来利用; 今後果たすべき役割の検証と展望,2,各施設の報告,2.2,TCA

須崎 武則; 堀木 欧一郎*

日本原子力学会誌, 40(4), p.257 - 259, 1998/00

前回、日本原子力学会誌でわが国の臨界集合体に関する特集が組まれてから約9年が経過し、この間にJMTRC,VHTRCが停止され、今、KUCA,TCA及びFCAの運転維持方策が検討されつつある。今回の特集では次の2点を報告する。1.TCAは軽水型の装置として、これまで、軽水炉・燃料サイクル研究及び炉物理教育研修に活発に使用されてきた。2.将来利用に関しては、(1)教育研修における原子炉シミュレータや出力炉とは異なる面での有用性、(2)軽水炉でのプルトニウム利用と関連燃料サイクルにおける臨界実験の必要性、(3)今後原子力利用を拡げようとしている近隣アジア諸国等との共同実験の必要性、等を再評価し、運転継続をはかるべきであると提言している。

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

筒井 広明*; 大久保 雅章*; 井頭 政之*; 堀木 欧一郎*; 須崎 武則

JAERI-Review 97-014, 43 Pages, 1997/10

JAERI-Review-97-014.pdf:1.2MB

日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-type Critical Assembly)は軽水炉の炉物理研究のための施設である。本書は、今後のTCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験を実施する上で参考とするため、1996年8月26日から30日まで同施設を用いて行われた東京工業大学の大学院生実験のテキストを整理したものである。本レポートでは、炉物理実験の基礎となる(1)臨界近接、指数実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全性価値の測定について、その実験原理、実験手順、結果の解析手法について述べている。

報告書

核設計基本データベースの整備(VI) -JUPITER-II実験データ集-

核データベース*

PNC-TN9450 96-052, 694 Pages, 1996/10

PNC-TN9450-96-052.pdf:45.48MB

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)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reacter)において、1982年から1984年にかけて実施された大型高速炉臨界実験のフェーズ2(JUPITER-2)の実験データをまとめたものである。JUPITER-2実験では電気出力65万kWe級の径方向ブランケットの形状が異なる6つの径方向非均質ベンチマーク炉心が含まれる。本報告書に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、ゾーン置換反応度、ガンマ線発熱である。 本実験データ集はJUPITER実験の成果を、大型FBR炉心の炉物理研究及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。従って、実験内容を理解するために必要な情報に加えて、実際に実験解析を行う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あるいはドロワの組成データなどの情報は、ほとんど大洗工学センターの大型計算機あるいはその媒体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入力できるようにした。

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。

報告書

IAEA 保障措置基準(1991-1995)

太田 猛男*

PNC-TN1420 91-001, 258 Pages, 1990/11

PNC-TN1420-91-001.pdf:9.24MB

(1)IAEAは,原子炉施設,再処理施設など施設区分に応じた統一した保障措置を行うため,保障措置基準(計画・実施・評価)の整備を行っており,91年から新基準を適用することとし,各施設に対しこの新基準に沿った保障措置アプローチの改定を要求してきている。(2)しかし,保障措置の実施はあくまで施設付属書(FA)を含む保障措置協定により管理される必要があり,施設の設計の現状,計量管理システムの現状,施設運転計画・工程への影響技術開発の現状さらには現在のFAの論理構成など広範囲に検討をする必要があり,新基準の早急な適用,安易な適用を行うべきではない。(3)なによりも,保障措置の信頼性の確保,効率化の観点から新基準の適用問題は議論をすべきと考える。(4)一方で,査察対象の施設や核物質量の増加および施設の大型化,自動化に対応するため,新基準では,無通告ランダム査察ゾーン査察など保障措置の新しい概念の動向を踏えた視点,又封じ込め監視機器と核物質の非破壊測定器との組合せにより大幅な非立会査察化が期待できる技術開発のポイントを指差する視点も含まれている。(5)この意味では,新規施設では,新基準に則した設計およびそのための技術を行う必要があると考える。(6)いずれにしても,新基準を理解する事は,有益かつ重要であると考え,その概要を紹介し,日英対訳と合わせて本書を編集した。

報告書

大型炉特性解析法の研究(III)-高速炉炉心解析-

竹田 敏一*; 宇根崎 博信*; 中野 誠*

PNC-TJ2605 87-001, 204 Pages, 1987/03

PNC-TJ2605-87-001.pdf:3.82MB

本報告書は次の五部から構成されている。第一部: 高速臨界集合体の詳細解析第二部: 格子均質化統一理論の適用性第三部: 3次元輸送拡散計算法第四部: 高速炉における3次元輸送補正第五部: 共鳴エネルギー領域の感度解析

報告書

FCAによる大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(VI)

飯島 進*; 岡嶋 成晃*; 早瀬 保*

PNC-TJ2500 86-002, 126 Pages, 1986/03

PNC-TJ2500-86-002.pdf:3.76MB

高速臨界集合体FCAを用いた大型軸方向非均質炉心模擬実験の一環として,FCA8-1集合体による実験が行われた。FCA保有燃料の制約から,大型炉の全炉心規模の模擬体系は組めないため,部分模擬体系により,軸方向非均質炉心の軸方向核特性と径方向核特性を別々に測定することとした。8-1集合体は径方向核特性を測定するための標準体系であり,軸方向非均質炉心の炉心燃料を模擬したテスト領域を濃縮ウランドライバーで囲んだ,セクター型模擬体系である。実験では臨界特性のほか,軸方向非均質炉心の径方向核特性として反応率分布と反応率比,出力分布,物質反応度価値およびB4C制御棒反応度価値を測定した。実験解析では核データとしてJENDL-2を使用し,原研の高速炉核特性計算コードシステムを用い,計算精度の評価を行った。実験では内部ブランケットにより,その周辺部の中性子スペクトルが変化し径方向出力が平坦化することが観測された。また解析では,U-238を除く核分裂反応率分布において,内部ブランケットでの計算値の過小評価が見られた。

論文

Measurements of reactivity effects caused by surface waves excited in nuclear fuel systems having a free surface

須崎 武則; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(9), p.840 - 842, 1986/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:55.28(Nuclear Science & Technology)

溶液燃料を取扱う槽類では、地震あるいは撹拌等により溶液の自由表面の形状変化を生ずる。これにより体系に反応度が添加され、場合によっては臨界事故に発展するおそれがある。地震において溶液の表面波が励起される現象はスロッシングと呼ばれ耐震強度等の観点からの検討は従来多くなされているが、臨界安全の観点からはこれまで検討されていなかった。スロッシングによる反応度効果をTCAに模擬体系を構成して測定した。その結果、槽底面の巾が溶液高さの2倍以下の場合、反応度は負であり、臨界安全が確保されることがわかった。

報告書

大型高速臨界集合体での中性子ストリ-シング効果に関する研究(III)

not registered

PNC-TJ265 83-01, 144 Pages, 1983/03

PNC-TJ265-83-01.pdf:2.67MB

高速臨界集合体FCAVI-2で測定されたピン及びプレート燃料でのNaボイド反応度、ピン-プレート置換反応度の解析並びにZEBRA-CADENZAで測定されたピン及びプレート炉心の臨界性の解析を行った。ピン燃料のNaボイド反応度のC/E値はプレート燃料に比べ炉中心で20%大きい。置換反応度のC/Eは約1.4となった。CADENZAピン、プレート炉心のkeffに対するC/E値の差は0.004であった。統一拡散係数を用いた拡散計算によりZPPR-9のNaボイド反応度を計算し測定値と比べ非漏洩及び漏洩成分に対するバイヤス因子を求めBenoistの拡散係数を用いた場合のバイヤス因子と比較した。その結果、統一拡散係数が有効である事が示された。炉心燃料及びブラケット燃料より構成されるマルチドロワーモデルを用いてk$$infty$$並びに反応率分布を計算し、無限格子モデルによる計算と比較した。3次元輸送計算コードを作成するための調査を行い、コード化のための解法アルゴリズムを定め更に加速法として有望視されている拡散合成法の2次元体系での公式を導出した。

報告書

大型高速臨界集合体での中性子ストリ-ミング効果に関する研究(II)

not registered

PNC-TJ265 82-01, 73 Pages, 1982/03

PNC-TJ265-82-01.pdf:1.72MB

高速臨界集合体における中性子ストリーミング効果が顕著に表われるプレート及びピン形状でのナトリウムボイド反応度、燃料スランピングの反応度等の積分量を解析し計算方法についての検討を行った。プレート及びピン形状におけるナトリウムボイド反応度の違いは、臨界集合体で得られたバイアス因子を実機ピン形状の体系に外挿する上で重要であり、FCAIV-2集合体で測定されている。本報告ではプレート及びピンドロワーの格子計算に用いられる格子モデルの違いによるボイド反応度の計算値の違いについて検討し計算方法の問題点を明らかにする。燃料スランピング反応度はFCAVIII-2集合体で測定されており、その解析も行われているが、計算結果が機関により大幅に異なるケースが生じている。そこで解析を中性子ストリーミング効果を取り入れて実施し、以前の結果と比較検討する。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,10; 軽水型原子炉臨界集合体による臨界実験

小室 雄一; 野村 靖; 内藤 俶孝; 鶴田 新一郎; 片倉 純一

JAERI-M 9147, 46 Pages, 1980/11

JAERI-M-9147.pdf:2.08MB

原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムのうち、モンテカルロ法コードKENO-IVと新たに開発された多群定数ライブラリーMGCLとの組合せによる部分の臨界計算精度検証のために、一連のベンチマーク計算作業が実施された。本報告書では、原研の軽水臨界集合体(TCA)に関する実験データを用いて実施されたベンチマーク計算の結果を記す。UO$$_{2}$$あるいはUO$$_{2}$$+PuO$$_{2}$$燃料棒の軽水減速正方格子体系の実験125ケースについての解析結果は、実効増倍率の平均値が0.095、標準偏差が0.004の分布をなすことがわかった。とくに中性子吸収板つきの炉心体系の実験データ26ケースの計算結果は、実効増倍率が0.098$$pm$$0.003の範囲に入り非常に精度よく計算された。

報告書

Reactor Engineering Division Annual Report; April 1,1977 - March 31,1978

原子炉工学部

JAERI-M 7844, 218 Pages, 1978/10

JAERI-M-7844.pdf:5.66MB

本報告書は、原子炉工学部において昭和52年度に行われた研究活動をとりまとめたものである。原子炉工学部における研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉のための炉工学的研究、および動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連している。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、熱伝達と流動、炉計装と核計装、動特性解析と制御法の開発、核融合炉技術、および炉物理研究委員会活動の各分野にわたって、多くの成果が述べられている。

報告書

JAERI fast reactor group constants set, Version II

高野 秀機; 長谷川 明; 中川 正幸; 石黒 幸雄; 桂木 学

JAERI 1255, 200 Pages, 1978/03

JAERI-1255.pdf:12.07MB

原版JAERI-Fast setの大幅な改訂を、高速臨界集合体にするベンチマーク・テスト、最小自乗法による断面積修正法及び最近の核データ評価に基づいて行った。この改訂版セットの各称をJAERI-Fast set Version II(JFS-V-II)という。原版のセットに対して改訂した主要な点は以下のようである。(1)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの断面積が最小自乗法を用いて1、4MeVから3、6KeVのエネルギー領域において修正された。(2)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、と$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Puの共鳴パラメータの評価を行い無限希釈断面積と自己遮蔽因子を計算した。共鳴領域のエネルギー上界が$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uに対しては21、5KeVから100KeVに、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puに対しては10KeVから21、5KeVに拡張された。(3)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U in及び分裂スペクトル、軽中重核の核データがベンチマーク、テストの結果に基づいて改訂された。

報告書

中性子源増倍法に関する理論的補正の信頼性

溝尾 宣辰

JAERI-M 7135, 30 Pages, 1977/06

JAERI-M-7135.pdf:1.15MB

中性子源増倍法に理論的補正を行う際に、観測値を静的反応度に対応する量にする為の補正係数は、計算で求めるものである。本研究は、計算手法に内在する近似や群定数の不確かさの補正係数に対する影響を吟味し、補正法の信頼性を検討したものである。解析的検討は、変分法を用いた。補正係数に対する変分表現の汎関数を導出した。この汎関数について演算子の誤差の影響を調べた。数値計算例は、FCAVII-1 90Z集合休における模擬制御棒価値の実験について、種々の方法で補正係数を求めて比較検討した。補正係数の信頼性は、休系の媒質に関する正確な情報を用意せず、単純な計算法においても損なうものでないことが判明した。したがって、この補正法は、高燃焼の実用炉に対しても、有効に適用出来ることが判明した。

報告書

臨界事故検出器の特性試験研究 昭和50年度動燃・東大共同研究成果

村野 徹; 中田 啓; 牧野 明寛; 村野 徹*; 若林 宏明*; 吉井 康司*

PNC-TN841 77-06, 76 Pages, 1976/03

PNC-TN841-77-06.pdf:4.64MB

核燃料加工や,再処理工程における臨界事故の防止は保安上重要である。したがって,臨界事故に至らしめない各種の安全装置の準備が必要である。一方,いくつかの事食の重なりで生ずる可能性のある事故を想定し,その過程を出来るだけ早期に検知して,真の臨界事故に至らしめない,あるいは万一の場合も被害を最小にすべき努力も必要である。このような見地より,臨界事故の過程について,可能性をしらべ,考えられる種々のモードについて,臨界事故警報システムの果すべき役割を検討する。具体的には臨界警報システムの一例として,動燃再処理工場に備えられるべきものの性能を弥生炉の非定常運転及び反応度パルス運転状態においてチェックした。

報告書

Reactor Engineering Division annual report; April 1, 1974 $$sim$$ March 31, 1975

原子炉工学部

JAERI-M 6320, 216 Pages, 1975/11

JAERI-M-6320.pdf:5.73MB

本報告は、原子炉工学部の8研究室と計算センターにおいて昭和49年度に得られた主要な研究成果をとりまとめたものである。原子炉工学部の研究計画は、多目的高温ガス炉の開発、動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発、および核融合炉のための炉工学的研究に密接に関連している。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、遮蔽、熱伝達と流動、炉計装と核計装、動特性解析と制御法の開発、核融合炉技術、および計算センターの活動の各分野にわたって、多くの成果が述べられている。

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