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論文

Preliminary study of the criticality monitoring method based on the simulation for the activity ratio of short half-life noble-gas fission products from fuel debris

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 神野 郁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2024/00

We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (${it k$_{eff}$}$) of the fuel debris inside the canister and primary containment vessel (PCV) of Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement via simulation-based calculations. Our results demonstrate an almost linear correlation between ${it k$_{eff}$}$ and the $$^{88}$$Kr-to-$$^{135}$$Xe activity ratio with respect to various fuel debris compositions. This correlation is maintained regardless of geometries such as the fuel debris canister and the PCV.

報告書

遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2023-020, 90 Pages, 2023/12

JAEA-Review-2023-020.pdf:6.59MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和2年度に採択された研究課題のうち、「遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、高$$gamma$$線環境下(1kGy/h)で動作し、高感度中性子検出感度(数count/nv)を持つ軽量で遮蔽不要な深い未臨界モニターを実現するための要素技術開発を行った。開発要素はダイヤモンドを使用した中性子検出素子、耐放射線集積回路6種類とそれら要素を搭載するモジュール複数枚を開発し、目標性能を確認し当初の目的を達成しただけでなく、6cm径ドライチューブに挿入可能な中性子検出器のモックアップを開発し中性子測定動作実証も行い、予定通りの性能を確認した。まず我々は炉内体系が不明である場合に確実に使用可能な未臨界解析手法としてファインマン$$alpha$$法を選択し、"$$gamma$$線計測数対中性子計測数の比を1未満に抑えること"を明らかにし、この仕様を満たす中性子検出器のデザインと要素技術の研究開発を推進した。この研究開発を通して、ダイヤモンド検出素子は1kGy/h環境下でも安定動作すること、中性子感度も1cm$$^{2}$$あたり0.015cps/nvであることを確認し、実用化可能であることを実証した。また開発した全ての信号処理用集積回路は、積分照射線量1MGyまで動作確認を行い、これらの要素技術を組み合わせ1kGy/hの$$gamma$$線バックグラウンド環境下での動作試験及び中性子検出試験を行い必要な性能を持っていることも確認した。

論文

Effect of fuel particle size on consequences of criticality accidents in water-moderated solid fuel particle dispersion system

福田 航大; 山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1514 - 1525, 2023/12

粒子状の固体燃料デブリが水中に分散した場合のデブリ粒子径に着目し、粒子径が核分裂数や出力推移といった臨界挙動に与える影響を明らかにすることを目的とした動特性解析を行った。その結果、燃料から水への熱伝達量が大きい条件下で、燃料粒子径を1桁小さくすると核分裂の回数が10倍になること等が明らかとなった。この結果より、燃料粒子径を適切に設定しなければ、核分裂数が過大又は過少評価される可能性が示唆された。

論文

Criticality safety evaluation of high active liquid waste during the evaporation to dryness process at Tokai Reprocessing Plant

三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。

論文

Evaluation of thermal expansion reactivity feedback effect in water-moderated fuel-particle-dispersion system

福田 航大

Proceedings of 4th Reactor Physics Asia Conference (RPHA2023) (Internet), 4 Pages, 2023/10

水減速燃料粒子分散体系(例:燃料デブリ体系)における熱膨張フィードバックが即発超臨界時の出力ピーク値や放出エネルギーに与える影響を定量的に明らかにすることを目的とした解析を行った。熱膨張を考慮する場合/しない場合の燃料温度反応度係数を仮想的な体系に対して計算し、Nordeheim-Fuchモデルを用いた評価を行った。その結果、熱膨張の影響を無視することで出力ピーク値や放出エネルギーに数十パーセントの誤差が生じうることが明らかとなった。この誤差は臨界事故解析の多くの場面では問題となる大きさではないものの、解析の目的によっては(例えば、事故後の被ばく量やRI放出量の検証のため精度よく結果を得たい場合)熱膨張反応度フィードバックの影響を考慮すべきであることが示された。

論文

The Development of a Multiphysics Coupled Solver for Studying the Effect of Dynamic Heterogeneous Configuration on Particulate Debris Bed Criticality and Cooling Characteristics

Li, C.-Y.; Wang, K.*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 高田 孝*; 岡本 孝司*

Applied Sciences (Internet), 13(13), p.7705_1 - 7705_29, 2023/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0

For a sodium-cooled fast reactor, the capability for stable cooling and avoiding re-criticality on the debris bed is essential for achieving in-vessel retention when severe accidents occur. However, an unexploited uncertainty still existed regarding the compound effect of the heterogeneous configuration and dynamic particle redistribution for the debris bed's criticality and cooling safety assessment. Therefore, this research aims to develop a numerical tool for investigating the effects of the different transformations of the heterogeneous configurations on the debris bed's criticality/cooling assessment. Based on the newly proposed methodology in this research, via integrating the Discrete Element Method (DEM) with Computational Fluid Dynamics (CFD) and Monte-Carlo-based Neutronics (MCN), the coupled CFD-DEM-MCN solver was constructed with the originally created interface to integrate two existing codes. The effects of the different bed configurations' transformations on the bed safety assessments were also quantitively confirmed, indicating that the effect of the particle-centralized fissile material had the dominant negative effect on the safety margin of avoiding re-criticality and particle re-melting accidents and had a more evident impact than the net bed-centralized effect. This coupled solver can serve to further assess the debris bed's safety via a multi-physics simulation approach, leading to safer SFR design concepts.

報告書

令和2年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-009, 165 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-009.pdf:5.76MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和2年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

Development of adjusted nuclear data library for fast reactor application

横山 賢治

EPJ Web of Conferences, 281, p.00004_1 - 00004_10, 2023/03

我が国では、炉定数調整法に基づく高速炉のための調整核データライブラリの開発を1990年代前半から行ってきた。この調整ライブラリは統合炉定数と呼ばれている。最初のバージョンは1991年に開発され、ADJ91と呼ばれている。近年では、マイナーアクチノイドや高次化プルトニウムの装荷された炉心の予測精度を向上させるために積分実験データの更なる拡張が行われた。2017年からこれらの積分実験データを使った統合炉定数ADJ2017の開発を開始し、2022年には現在最新となる統合炉定数ADJ2017Rが完成した。ADJ2017RはJENDL-4.0をベースに開発されており、619個の積分実験データが利用されている。これまでの開発経緯とともにこの最新版の概要について紹介する。一方で、2021年にはJENDL-5が公開された。JENDL-5の開発では、ADJ2017Rで利用された積分実験データの一部が、核データ評価のために利用された。しかしながら、このことは共分散データには反映されていない。JENDL-5に基づく統合炉定数を開発する際には、この状況を考慮する必要がある。本研究では、感度解析によって簡易的に評価した計算値と実験値の比(C/E値)を使って、JENDL-5に基づく予備的な炉定数調整計算を行った。この予備解析の結果についても議論する。

報告書

連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-5によるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析

柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之

JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MB
JAEA-Technology-2022-030(errata).pdf:0.11MB

連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。

報告書

非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2022-043, 52 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-043.pdf:3.48MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、非接触のアクティブ中性子法を用いた燃料デブリ臨界特性測定システムと多領域積分型動特性解析コードの開発による燃料デブリ臨界解析技術の高度化を目的とし、令和3年度から令和6年度の4年計画の1年目として日本側は東京工業大学(東工大)、産業技術総合研究所(産総研)が連携して実施し、ロシア側はロシア国立原子力研究大学(MEPhI)が実施した。日本側とロシア側でそれぞれが開発する臨界特性測定システムについて、計算精度向上のために、これまでの実験データの整理と予備解析を実施した。多領域積分型動特性解析コードの開発については、開発環境として開発専用メニーコアマルチノード並列計算・データサーバーを構築した。ロシア側が令和5年度に実施予定のコード検証に用いる代表的な解析条件を決定した。また、東工大とMEPhI間でオンラインによるワークショップを開催し、研究の今後の進め方に関する意見交換を行った。日本側の3機関は緊密に連携して研究を実施した。以上の活動により本研究の令和3年度の目的を達成することができた。

報告書

遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2022-031, 89 Pages, 2022/12

JAEA-Review-2022-031.pdf:8.45MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、遮蔽不要な臨界近接監視モニター用中性子検出器の要素技術を開発することを目的としている。実機は軽量かつ最大1kGy/hの高$$gamma$$線環境下で数cps/nvの中性子検出感度が要求される。本研究では、炉雑音解析法からの要請を基にダイヤモンド中性子検出素子と耐放射線性集積回路技術を用いた信号処理・データ転送用集積回路を使用した計測要素を試作し、実機開発に必要なデータを取得する。また実機の使用を想定した臨界近接評価手法の検討も行う。令和3年度は、未臨界度測定手法についてFeynman-$$alpha$$法により$$gamma$$線計数/中性子計数の割合$$<$$1の条件であれば、即発中性子減衰定数を測定できる見込みを得た。またシミュレーションにより定量評価を行い千個程度の中性子検出素子によって目標が達成されることを確認し、中性子検出素子の動作も確認した。これら検出素子の信号を高速で処理する1MGyまで動作する信号処理集積回路と512個検出素子が搭載できる基板を開発し集積回路を実装し全体の動作を確認した。1kGy/hの高$$gamma$$線バックグランド下で動作するダイヤモンド検出素子に関しても、ダイヤモンド膜製造プロセス、電極生成プロセス等の改良により0.864kGy/hでの動作を確認した。

論文

Reactivity estimation based on the linear equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1331 - 1344, 2022/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

反応度または外部中性子源強度の瞬時変化の後で生じる準定常状態における中性子計数率もしくはそのシミュレーションデータの経時変化に基づいて体系の反応度を評価した。その評価は準定常状態における出力の方程式に基づいて行った。研究の目的は中性子計数率の複雑な経時変化から適時に反応度を評価する方法を開発することである。開発した手法を中性子計数率のシミュレーションデータに適用した。そのデータは一点炉動特性コードAGNESによる計算とポワソン分布を持つ乱数によって作成したものである。さらにTRACYを用いて取得された未臨界実験データにも適用した。その結果、反応度の評価値と基準値の差は-10$以上の条件でのシミュレーションデータに対しては5%程度以下の差であり、-1.4$と-3.1$での実験データに対しては、7%程度以下であった。条件変化の数十秒後に反応度を評価できる可能性がこれにより示された。

論文

Quantum critical spin-liquid-like behavior in the $$S$$ = $$frac{1}{2}$$ quasikagome-lattice compound CeRh$$_{1-x}$$Pd$$_x$$Sn investigated using muon spin relaxation and neutron scattering

Tripathi, R.*; Adroja, D. T.*; Ritter, C.*; Sharma, S.*; Yang, C.*; Hillier, A. D.*; Koza, M. M.*; Demmel, F.*; Sundaresan, A.*; Langridge, S.*; et al.

Physical Review B, 106(6), p.064436_1 - 064436_17, 2022/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:40.04(Materials Science, Multidisciplinary)

We present the results of muon spin relaxation ($$mu$$SR) and neutron scattering measurements on the Ce-based quasikagome lattice CeRh$$_{1-x}$$Pd$$_x$$Sn ($$x$$ = 0.1 to 0.75). Our $$mu$$SR results reveal the absence of both static long-range magnetic order and spin freezing down to 0.05 K in the $$x$$ = 0.1 sample, which is consistent with neutron scattering results. The weak temperature-dependent plateaus of the dynamic spin fluctuations below 0.2 K in zero field together with its longitudinal-field (LF) dependence indicate the presence of dynamic spin fluctuations persisting even at 0.05 K without static magnetic order. We argue that such a behavior for $$x$$ = 0.1 can be attributed to a metallic spin-liquid-like ground state near the quantum critical point in the frustrated Kondo lattice. The LF-$$mu$$SR study suggests that the out of kagome plane spin fluctuations are responsible for the spin-liquid behavior.

論文

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.

報告書

平成29年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

Subcriticality determination methodology during fuel loading of accelerator-driven system

方野 量太

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.368 - 381, 2022/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動システム(ADS)の燃料装荷中の未臨界度測定手法を提案した。本手法では、未臨界度は初期状態において陽子加速器を用いた面積比法によって、続く燃料装荷時においてはマイナーアクチニドの自発核分裂中性子源を用いた中性子源増倍法によって測定され、次のステップで装荷される燃料集合体数が予測される。検証のため数値シミュレーションを行い、提案手法で推定される未臨界度が固有値計算で得られる未臨界度参照値とよく一致することを確認した。また、本手法の不確かさを見積もり、終状態の実効増倍率に1000pcm程度の不確かさがあると評価した。本手法が燃料装荷中のADSの実用的な未臨界度監視手法となることを期待する。

報告書

遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2021-038, 65 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-038.pdf:4.42MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、遮蔽不要な臨界近接監視モニター用中性子検出器の要素技術を開発することを目的としている。実機は軽量かつ最大1kGy/hの高$$gamma$$線環境下で数cps/nvの中性子検出感度が要求される。本研究では、炉雑音解析法からの要請を基にダイヤモンド中性子検出素子と耐放射線性集積回路技術を用いた信号処理・データ転送用集積回路を使用した計測要素を試作し、実機開発に必要なデータを取得する。また実機の使用を想定した臨界近接評価手法の検討も行う。令和2年度は、耐放射線トランジスタの開発、臨界近接監視システムの設計、信号処理・データ転送用集積回路の設計を行い令和3年度での製作と評価に備えた。中性子検出素子に関しては中性子検出用ダイヤモンド素子の中性子検出効率および高$$gamma$$線環境下での動作について評価を開始した。

報告書

燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2021-037, 61 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-037.pdf:4.24MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化」の令和元年度と令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため2年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、臨界解析に多くの経験を有するロシアの大学と連携して燃料デブリ取出しの際の臨界安全解析の高度化を図ることである。本研究は、令和元年度及び令和2年度の2年度計画として日本側は東京工業大学、東京都市大学が連携して実施し、ロシア側はロシア国立原子力研究大学(MEPhI)が実施した。令和元年度は、東京工業大学では高度な燃料デブリ水中落下臨界解析を行うのに必要な高速メモリを搭載したGPUサーバーの整備と導入したサーバーを用いた予備解析を行った。また東京都市大学では、ベンチマーク解析の解析条件を東京工業大学、MEPhIと協議して設定した。また、小型サーバーを導入しベンチマーク解析の予備解析を実施した。令和2年度は、東京工業大学では1Fの燃料デブリ取出し作業を想定した現実的な規模の体系において、粒子法を用いた燃料デブリの水中落下挙動のシミュレーションを実施し、さらに水中での燃料デブリの動きと最終的な堆積状態の計算結果を用いてモンテカルロ中性子輸送計算コードMVP3.0により臨界解析を行った。また東京工業大学、東京都市大学、MEPhIの3者でベンチマーク解析ケースの本解析を実施し、解析精度及び解析の高速化に関する知見を得た。ロシア側共同研究機関であるMEPhIとは、モスクワでワークショップを開催し、

論文

Design of a portable backup shutdown system for the high temperature gas cooled reactor

濱本 真平; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 後藤 実; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 石塚 悦男

Nuclear Engineering and Design, 386, p.111564_1 - 111564_8, 2022/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

2011年に発生した東日本大震災による福島第一原子力発電所事故の経験から、安全機能の機能喪失に備えることの重要性が明らかになった。事故時であっても機能を失わないように機器の堅牢性を高めることは有効であるが、機能喪失の可能性は残るため、事故を早期に収束させるためには、機能喪失に備えて代替手段を用意しておくことが重要となる。そこで本研究では、高温ガス炉の経済性を損なうことなく、停止機能喪失時の対策をより強固なものにするために、既設の停止装置の代替として可搬型予備停止装置を設計した。本装置は、電力が完全に失われた状態でも動作するように、可搬型で手動で設置することが可能である。また、技術的および費用対効果の観点から、本装置のための様々な中性子吸収材を検討した結果、他の材料と比較して、良好な中性子特性と高い入手性を示す窒化ホウ素を選択した。

報告書

平成27年度・28年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-006, 248 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-006.pdf:7.17MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成27年度及び平成28年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター(平成27年度: 量子ビーム応用研究センター)、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

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