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論文

Evaluation of heat removal during the failure of the core cooling for new critical assembly

江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 辻本 和文

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

加速器駆動核変換システム(ADS)の基礎核特性研究のため、J-PARC計画において核変換物理実験施設(TEF-P)の建設が検討されている。本研究では、崩壊熱の大きなマイナーアクチノイド(MA)燃料を多く使用するTEF-Pにおいて、炉心冷却システムが停止した場合の自然冷却特性の評価、及びその際に炉心が損傷しない設計条件検討を行った。TEF-Pの炉心温度評価においては、炉心周辺部の空格子管領域が断熱層として大きく影響を及ぼすことから、空格子管領域の熱伝達特性を測定するモックアップ試験装置を製作して実験を行い、実験的な熱伝達率を得た。この結果を元に、TEF-P炉心の三次元伝熱解析を実施し、制限温度である327$$^{circ}$$Cを下回る294$$^{circ}$$Cという結果を得た。

報告書

J-PARC核変換物理実験施設(TEF-P)安全設計書

原子力科学研究部門 原子力基礎工学研究センター 分離変換技術開発ディビジョン

JAEA-Technology 2017-033, 383 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-033.pdf:28.16MB

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための研究開発を推進している。このうち、加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換に係る研究開発を促進するため、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の二期計画として、核変換実験施設(Transmutation Experimental Facility, TEF)の建設が計画されている。TEFは、大強度陽子ビームを液体鉛ビスマスターゲットに入射して核破砕ターゲットの技術開発及び材料の研究開発を行うADSターゲット試験施設(TEF-T)と、陽子ビームをマイナーアクチノイド装荷体系に導入して炉心の物理的特性探索とADSの運転制御経験を蓄積するための核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本報告書は2つのTEF施設のうちTEF-Pについて、原子炉の設置許可申請のための安全設計についてまとめたものである。

論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

論文

A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method

北村 康則*; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。

論文

Void reactivity evaluation by modified conversion ratio measurements in LWR critical experiments

吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.282 - 293, 2015/02

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

軽水炉臨界格子体系における修正転換比測定を用いてボイド反応度を評価する手法を開発した。各燃料棒の修正転換比から推定される"中性子無限増倍率", $$k^ast$$を用いて集合体ごとのボイド反応度を評価する。低減速軽水炉では負のボイド反応度評価が重要な課題であり、低減速軽水炉格子における臨界実験で修正転換比分布を測定し、$$k^ast$$を推定した。測定値は連続エネルギーモンテカルロ法で解析を行った。開発した手法は、ボイド反応度に関する核設計手法の妥当性評価に有用である。

論文

Benchmark analyses on the control rod withdrawal tests performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments

Monti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.

IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06

Before the definitive shutdown in 2009, PH$'E$NIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.

論文

Concept of transmutation experimental facility

大井川 宏之; 佐々 敏信; 菊地 賢司; 西原 健司; 倉田 有司; 梅野 誠*; 辻本 和文; 斎藤 滋; 二川 正敏; 水本 元治; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.507 - 517, 2005/11

J-PARC施設の一つとして、原研は核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)で構成される。TEF-Pは、600MeV, 10Wの陽子ビームを入射できる臨界実験施設である。TEF-Tは、600MeV, 200kWの陽子ビームを用いる材料照射施設で、鉛ビスマスターゲットを設置するが、核燃料を使った中性子増倍は行わない。本報告では、実験施設の目的,概念設計の現状,想定する実験項目を示す。

報告書

KRITZ-2臨界実験のベンチマーク解析

奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正

JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB

KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO$$_{2}$$燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245$$^{circ}$$C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO$$_{2}$$炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。

論文

Preliminary evaluation of reduction of prediction error in breeding light water reactor core performance

久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 松岡 正悟*

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05

MOX燃料稠密格子水冷却炉心用に実施したFCA臨界実験を活用して、バイアス因子法に基づき、水冷却増殖炉実機炉心性能の予測誤差の低減を予備的に評価した。k$$_{eff}$$に対する予測誤差は、FCA-XV-2(65V)炉心の結果を用いることにより、0.62%から0.39%に減少した。$$^{238}$$U捕獲対$$^{239}$$Pu核分裂反応率比については、実機の上部炉心及び上部ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(95V)炉心及びFCA-XV-2(95V)炉心が適し、実機の下部炉心及び中間ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(65V)炉心及びFCA-XV-2(65V)炉心が適していることがわかった。

論文

R&D activities on accelerator-driven transmutation system in JAERI

大井川 宏之; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 斎藤 滋; 西原 健司; 水本 元治; 高野 秀機*; et al.

EUR-21227 (CD-ROM), p.483 - 493, 2005/00

原研では加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換専用システムの研究開発を進めており、これまでに熱出力800MWの未臨界炉を提案してきた。ADSの成立性を検証することを目的に、原研ではシステムの概念設計を含めた多くの研究開発活動が進行中であるか計画中である。陽子加速器の分野では、超伝導LINACが開発されている。鉛ビスマス共晶合金(LBE)を用いた核破砕ターゲットに関しては、材料腐食,熱流動,ポロニウム挙動,材料照射損傷に関する研究が進捗中である。さらに、原研では、J-PARCプロジェクトの一環として、陽子ビームと核燃料を用いてADSの成立性を検証すること及びLBEを用いた核破砕ターゲットと関連する材料に関する技術を確立することを目的とした核変換実験施設の建設を計画している。

論文

Research activities for accelerator-driven transmutation system at JAERI

佐々 敏信

Progress in Nuclear Energy, 47(1-4), p.314 - 326, 2005/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:33.74(Nuclear Science & Technology)

原研では、OMEGA計画の下で長寿命核種の核変換を行う加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSに関する基礎特性を取得するため、原研-KEK共同のJ-PARC計画の枠組みの中で核変換実験施設の建設を予定している。また、ADSプラントの研究開発を(1)超伝導陽子LINAC,(2)鉛・ビスマスターゲット/冷却材技術、及び(3)未臨界炉心技術の3つの分野に分けて3年計画で進めている。このなかでは、クライオモジュール試作,鉛・ビスマスループによる熱流動試験,出力800MWの未臨界炉心設計を実施しているところである。本研究の一部は、革新的原子力システム公募事業の一環として文部科学省からの受託事業として実施している。

論文

Research and development on accelerator-driven transmutation system at JAERI

佐々 敏信; 大井川 宏之; 辻本 和文; 西原 健司; 菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 梅野 誠*; 大内 伸夫; et al.

Nuclear Engineering and Design, 230(1-3), p.209 - 222, 2004/05

 被引用回数:29 パーセンタイル:10.53(Nuclear Science & Technology)

原研では、マイナーアクチニドと長寿命核分裂生成物を核変換する加速器駆動システムの研究開発を進めている。システムは大強度陽子加速器,鉛・ビスマス核破砕ターゲット及び窒化物燃料を装荷した鉛・ビスマス冷却未臨界炉心から構成される。約2,500kgのマイナーアクチニドが未臨界炉心に装荷される。このシステムを熱出力800MWで運転することにより、年間250kgが核変換される。未臨界炉心を駆動するため、ビーム出力30MWの超伝導線形加速器を接続する。未臨界炉心設計,核破砕ターゲット技術,鉛・ビスマス利用技術,加速器開発及びマイナーアクチニド燃料開発などの多くの分野で研究開発が行われている。中でも、加速器駆動システムの成立性に関する研究や評価を行うため、核変換実験施設(TEF)が大強度陽子加速器計画の下で提案されている。

報告書

Analysis of the TRIGA MARK-II benchmark IEU-COMP-THERM-003 with Monte Carlo code MVP

Mahmood, M. S.; 長家 康展; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-027, 30 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-027.pdf:2.26MB

ICSBEPハンドブックに掲載されているTRIGA Mark-II炉心のベンチーマーク実験を核データライブラリーJENDL-3.3, JENDL-3.2及びENDF/B-VI.8とモンテカルロコードMVPを用いて解析した。また、MVPコードとMCNPコードの比較のためにENDF/B-VI.6を用いたMCNPの計算も行った。炉心構成の異なる炉心132及び133についてMVPコード及びJENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-VI.8を用いて得られたC/E値はそれぞれ0.999, 1.003, 0.998であった。MCNPコードを用いて得られたC/E値は炉心132と133についてともに0.998であった。すべての結果は実験値と実験誤差の範囲内で一致した。MVPとENDF/B-VI.8及びMCNPとENDF/B-VI.6を用いて得られた結果は炉心132については0.02%、炉心133については0.01%の差異しか見られなかった。

報告書

加速器駆動未臨界炉に関する実験的基礎研究,原子力基礎研究Hl2-031(委託研究)

代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB

本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。

報告書

先駆的超高熱除熱技術の開発と限界の実験的解明; 高速旋回流・多孔質内沸騰二相流・ミスト衝突噴流の三方向からの挑戦,原子力基礎研究H11-37(委託研究)

戸田 三朗*; 結城 和久*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2004-008, 58 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-008.pdf:5.14MB

核融合炉の炉心プラズマ周辺に設置される第一壁,ダイバータ,リミターなどの機器は、プラズマから膨大な熱負荷を受けるため、高熱負荷を有効に除去するための技術が必要である。現状では最高で50MW/m$$^{2}$$程度の限界熱流束値が報告されているが、今後の核融合炉の実用化を踏まえて飛躍的な限界熱流束値の向上が期待されている。そこで、筆者らは「多孔質体内相変化を利用した除熱」と「ミスト衝突噴流による除熱」の2つの定常除熱法を用いて限界熱流束値の極限に挑戦する実験を行い、次の成果を得た。多孔質体を用いた超高熱流束除去実験では、多孔質体がステンレス時に10MW/m$$^{2}$$,ブロンズ時に34MW/m$$^{2}$$,銅ファイバー時に71MW/m$$^{2}$$の定常除熱を実証した。一方、ミスト衝突噴流による局所高熱流束除去実験では、ミストの液滴径や流速を最適化することにより、15MW/m$$^{2}$$の除熱を達成した。

報告書

軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク解析結果の検討

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB

本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。

報告書

NUCEFにおけるウラン系臨界実験に関する分析の現状

芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。

報告書

TRACY水反射体付き炉心の核特性評価

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-096, 84 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-096.pdf:3.6MB

過渡臨界実験装置TRACYにおける水反射体付き炉心での超臨界実験に先立ち、当該炉心体系の臨界性及び反応度に関する核特性を評価した。解析には、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVP及び2次元輸送計算コードTWOTRAN並びに核データライブラリJENDL-3.3を用いた。TRACYに既設の裸炉心体系における核特性との比較から、水反射体は、動特性パラメータを変化させないが、臨界液位を20%程度,温度反応度係数を6$$sim$$10%程度,ボイド反応度係数を18%程度、それぞれ減少させるものと見積もられた。また、Nordheim-Fuchsモデルによると、同一燃料条件及び同一反応度投入条件下では、水反射体系における第1出力バーストのピーク出力は、裸体系の場合に比べて15%程度小さくなるものと評価された。ただし、同モデルでは考慮されていないボイド反応度フィードバック効果が出力特性に与える影響については、同実験結果をもとに評価される予定である。

報告書

第6回低減速軽水炉に関する研究会報告書; 2003年3月6日,東海研究所,東海村

鍋島 邦彦; 中塚 亨; 石川 信行; 内川 貞夫

JAERI-Conf 2003-020, 240 Pages, 2003/11

JAERI-Conf-2003-020.pdf:27.66MB

「低減速軽水炉研究会」は、日本原子力研究所(原研)が革新的水冷却炉として研究を進めている低減速軽水炉について、研究の効率的推進に資することを目的として、所内関連部門の研究者と大学,国公立試験研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者とが情報交換を行っているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第6回となる今回は、平成15年3月6日に東海研で行われ、昨年同様、日本原子力学会北関東支部の共催を得て、所内関連研究者,大学,研究機関,メーカー等から100名の参加があった。第1部では、原研における低減速軽水炉の研究開発の現状とともに、小型低減速炉の設計研究,低減速炉心の臨界実験,高性能被覆管の開発,限界熱流束実験に関する最新の研究成果(5件)が報告された。また、第2部では、革新的原子炉研究開発を巡る動向として、「実用化戦略調査研究」及び「超臨界圧水冷却炉の研究」について、それぞれサイクル機構と東芝からの発表があった。

報告書

銀媒体電解酸化法を用いたMOX溶解基礎試験

梅田 幹; 中崎 正人; 木田 孝; 佐藤 賢二; 加藤 忠仁; 木原 武弘; 杉川 進

JAERI-Tech 2003-024, 23 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-024.pdf:0.98MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、定常臨界実験装置(STACY)で用いる硝酸プルトニウム溶液燃料の調製のため、銀媒体電解酸化法を用いたMOX粉末の溶解を計画している。銀媒体電解酸化法は、酸化力の強いAg(II)イオンを用いて二酸化プルトニウムなどを溶解する手法であり、硝酸には難溶性のMOXの溶解に対しても有効な手法であると考えられる。本報は、NUCEFのMOX溶解設備への銀媒体電解酸化法の適用にむけて、同法によるMOX粉末の溶解速度,溶解液組成等の確認のため,約100gのMOX粉末を用いたビーカー規模の溶解基礎試験の結果についてまとめたものである。試験結果より、STACYに用いる予定のMOX粉末は銀電解酸化法により完全に溶解できることを確認した。また溶解液については、NO$$_{2}$$ガス通気によりPu(VI)イオンを完全に4価に還元できることを確認した。

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