Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
方野 量太; 阿部 拓海; Cibert, H.*
JAEA-Research 2024-019, 22 Pages, 2025/05
JAEA-Research-2024-019.pdf:1.03MB
マイナーアクチノイドの核変換を目的とする加速器駆動システム(ADS)は未臨界状態で運転される。ADSの未臨界度管理においては、燃焼反応度の予測が重要であるが、予測精度の検証のためには、特に第一サイクル運転時では燃焼反応度を精度良く測定する必要がある。本検討では、燃焼反応度測定手法としてCurrent-To-Flux(CTF)法に着目し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードSERPENT2を用いて固定源燃焼計算を実施し、炉内に配置する核分裂計数管を模したタリーを用いることで、CTF法によるADS通常運転時の燃焼反応度測定のシミュレーションを実施した。シミュレーション結果から測定手法起因の燃焼反応度測定不確かさの推定を行い、燃焼期間に依らず燃焼反応度に対して10%程度のバイアスが生じ、その検出器位置依存性が体系外側で小さいことを明らかにした。
中沢 駿仁*; 菖蒲 敬久; 冨永 亜希; 藤井 柾志*; 松本 大成*; 松田 美知子*; 島田 武司*; Trivedi, V.*; 橘 信*; 辻井 直人*; et al.
粉体および粉末冶金, 72(Suppl.), p.S997 - S1001, 2025/03
A compressive strength limit is one of critical parameters for thermoelectric materials. In this study, we synthesized a single crystal of Yb-filled Co-Sb-based skutterudite. We assessed the compressive pressure dependence of internal strain using high-resolution synchrotron radiation X-rays at SPring-8. The prepared single crystal was identified as Yb0.148Co4Sb12.54, with a lattice parameter of 0.90504 nm. Compressive testing was performed until the sample fractured, revealing a compressive strength limit of 591.3 MPa. The stress-strain curve exhibited a nearly constant slope for strains exceeding 0.07 %, leading to an estimated Young's modulus of 154.6 GPa.
中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(10), p.1061 - 1070, 2021/10
被引用回数：9 パーセンタイル：70.62(Nuclear Science & Technology)良く熱化された中性子場では、原理的には熱外中性子による寄与を考えることなく熱中性子捕獲断面積を導出することができる。このことを、京都大学原子炉の黒鉛照射設備にて放射化法を用いて示した。最初に、黒鉛照射設備が良く熱化された中性子場であることを確認するために、中性子束モニタ: 
Au, 
Co, 
Sc, 
Cu, and 
Moの照射を行った。Westcottのコンヴェンションに基づき、黒鉛照射設備が非常に熱化されていることを確認した。次に、実証としてこの照射場を用いて
Ta(n,
)
Ta反応の熱中性子捕獲断面積の測定を行い、20.5
0.4 barnを導出した。この結果は、評価値20.40.3 barnを支持した。また、Ta核種は、AuとMoモニタの間の感度を補間する中性子モニタとして使えることが分かった。
小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.666 - 677, 2019/08
機構論に基づいた限界熱流束(CHF)予測手法は、軽水炉燃料の最適設計や安全評価に必要である。CHFを予測するためにはバンドル内を流れる気泡の大きさや速度が必要となるが、既存の気泡運動に関する方程式を用いて、複雑な形状の燃料集合体内の気泡の大きさや速度を求めることは不可能である。そこで、本研究では、界面追跡法を用いた数値解析により、直接的に燃料集合体内の二相流データを得る。解析コードは原子力機構で開発しているJUPITERを用い、4
4バンドル体系において断熱条件で解析した。解析結果と既存の二相流研究データと比較することで解析コードの妥当性を検証し、CHF評価のための数値シミュレーション利用についてその可能性を確認した。
前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02
原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。
前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃量の非破壊測定技術の開発を目的として欧州JRCとの共同研究を開始した。共同開発項目の1つであるDDA法の技術開発として、JAEA型DDA法とJRC型DDA法の特性を比較し、より発展した手法、装置の開発を目指している。JRC型DDA法では高感度を実現するために14MeV中性子発生管とグラファイトを用いて大量の熱中性子を発生させている。一方、JAEA型DDA法では測定対象のマトリクスによる減速を利用し測定対象内の位置感度差を低減するために、高速中性子の多い中性子場を発生させている。DDA法では、装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を正確に評価することが重要である。本発表では、モンテカルロシミュレーションと放射化測定により得られた結果に基づいたJRC型DDA法を使用したPUNITAとJAEA型DDA法を使用したJAWAS-T装置内の中性子束分布について評価結果を報告する。
小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫
JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB
「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。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8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。
Si松田 達磨; 芳賀 芳範; 池田 修悟; Galatanu, A.; 山本 悦嗣; 宍戸 寛明*; 山田 美音子*; 山浦 淳一*; 辺土 正人*; 上床 美也*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 74(5), p.1552 - 1556, 2005/05
被引用回数：26 パーセンタイル：72.98(Physics, Multidisciplinary)UCuSiは、強相関電子系における典型物質122化合物の1つである。われわれは、初めて純良単結晶育成に成功し、抵抗,磁化率,磁化,比熱測定を詳細に行った。その結果、極めて異方的な磁性を示し、さらにこれまで報告されてきた100Kにおける強磁性転移に隣接し、新たな反強磁性相とみられる相を発見した。これらの結果は、結晶の純良化によって初めて明らかになったことである。
佐竹 信一*; 功刀 資彰
日本機械学会論文集,B, 64(617), p.65 - 70, 1998/01
円筒座標系の乱流直接数値シミュレーションコードを開発した。本コードの特徴は、円筒座標系で特異点である中心軸上(r=0)の物理量を用いないように、系方向の運動量フラックス(q
=ru)を変数としたスタガード格子のコントロール・ボリューム法で離散化されている点にある。本コードの妥当性を検証するため、発達した円管内乱流についての直接数値シミュレーションを実施した。その結果、円管中心でのレイノルズせん断応力及び乱流強度は従来の解析結果と比較して良い一致を得た。また、レイノルズ応力の収支式に連続の式及び運動方程式と整合の取れる定式化を行った結果、乱流諸量の収支残差がほぼゼロの良質な乱流統計量分布が得られた。本解析結果は、乱流モデル構築や検証のための直接シミュレーションデータベースとして提供する予定である。
安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05
被引用回数：6 パーセンタイル：47.33(Nuclear Science & Technology)核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。
藤村 統一郎
JAERI-Data/Code 95-019, 54 Pages, 1996/01
JAERI-Data-Code-95-019.pdf:1.47MB
複雑形状の炉心を解析するため、二重有限要素法による3次元中性子輸送コードDFEMを開発した。基本となる解法としては、空間と角度の変数に有限要素法を適用する二重有限要素法を用いている。炉心体系を多角柱でモデル化し、その中の中性子束の空間分布を1次の基底関数で近似するが、角度変数に対しては様々な基底関数について比較し、特徴を明らかにする。また、高精度化と高速化のため、反射境界打ち切り誤差について一般的な修正法を導出するとともに、反復解法に改良を加えた。本プログラムの構造について概説し、使用法を記すとともに、検証計算例として実規模の原子炉を含む様々な問題を採り上げ、中性子束分布等について他のコードによる計算結果と比較し、検討を行った。
山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一; 徳原 一実*; H.Werner*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.470 - 478, 1994/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)反射体制御棒の反応度価値の解析方法を検証するため、AVR動力プラントの高温および低温状態の制御棒価値の解析を行った。解析では、黒鉛突起部に挿入した制御棒の実効群定数を得るため、群定数を中性子束で重みずけする方法を使用した。制御棒価値は、高温工学試験研究炉(HTTR)用の核特性解析コードを用いて計算した。高温および低温状態の制御棒価値の実験値は、それぞれ6.81および6.47%
であった。高温および低温状態の実験値と解析値の差は、それぞれ10及び2%であった。本結果より、ここで用いた解析方法によりAVRの制御棒価値を十分正確に予測でき、更に小型高温ガス炉の反射体制御棒の核設計に使用できることが明かとなった。
小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則
JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02
本書は、1993年7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の学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)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)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。
鈴木 友雄; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏
JAERI 1327, 110 Pages, 1992/05
核融合炉遮蔽ベンチマーク実験の解析,一般の原子炉施設等の高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各典型的形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは直接積分法と、エネルギーに関する多群モデルを組合わせて定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線、あるいは随伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。コードの適用性テストはFNSを用いて行ったベンチマーク実験の解析によって行った。本報告書の第I部では、4個の中性子輸送コードBERMUDA-1DN、同-2DN、同-2DN-S16及び同-3DNの使用マニュアルとして、計算法、適用性検討結果、群定数ライブラリー、使用に際してのジョブ制御文と入力データの準備について述べた。
三浦 幸俊; 岡野 文範
Review of Scientific Instruments, 61(11), p.3581 - 3585, 1990/11
被引用回数：12 パーセンタイル：75.38(Instruments & Instrumentation)JFT-2Mプラズマから放射されるエネルギー範囲1000eV/AMU以下の荷電交換原子のエネルギースペクトルの測定に飛行時間法(TOF)を適用した。その結果、荷電交換中性粒子のエネルギー分布を2ms間隔で測定することができた。L/H遷移でエネルギースペクトルは(2~6)ms以下で変化することがわかった。平均エネルギーはH遷移により100eV増加し、この値はECE測定による周辺電子温度上昇と同様である。粒子束は、H
/D信号と同様な変化をする。H遷移により400eV以下の粒子束は減少するが500eV以上の粒子束は少し増加する。Lモード中の粒子束(200eV)はHモード中の粒子束の2倍多いことがわかった。
高田 和正*; 斎藤 公明; 森内 茂
JAERI-M 84-101, 46 Pages, 1984/06
環境パラメータ(気圧、気温、湿度、土壌の組成及び密度)の変化が線束、線量、エネルギースペクトルなどのガンマ線諸量に及ぼす影響をモンテカルロ法によるガンマ線輸送計算コード(YURI)を用いて調べた。自然環境中の大気及び土壌はともに半無限媒質であると考え、(a)空中点線源、(b)地表面一様分布線源に対してガンマ線諸量を計算した。(b)及び(a)の線源については地表面付近ばかりでなく、高度500m以下の範囲で計算を行なった。計算結果の検討から、上記3種類の線源については気圧及び気温による空気密度の変化の影響が非常に大きく、加えて(c)の線源では土壌中の水分量も大きく影響することがわかった。
三浦 俊正*; 笹本 宣雄
Nuclear Science and Engineering, 83, p.333 - 349, 1983/00
被引用回数：4 パーセンタイル：50.66(Nuclear Science & Technology)中性子ストリーミング計算を評価するための実験データーを得ることを目的としてJRR-4において鋼壁円環ダクト内の中性子束分布の測定が行われた。実験体系としては主冷却管周辺部、一体型舶用炉の主循環ポンプの周辺部、90°屈曲ダクトをそれぞれ模擬した体系および空隙巾並びに原子炉に対するダクトの設置位置をパラメーターとした6つの体系がとられた。これらの体系に対し放射化法によって反応率と中性子束が30%の精度で絶対値で求まっている。また実験データーに基づいて原子炉遮蔽体を貫通する鋼壁円環ダクトの軸方向中性子束分布を表わす経験式が得られた。これは直視面積Slの平方根を軸方向の単位距離とする簡単な距離の関数で表現されている。式の精度は原子炉に対するダクトの設置位置、中性子エネルギー、鋼壁の厚さおよびダクト周辺物質を考慮に入れて調べられた。式の精度は一般に3√Slから30√Slの範囲で30%以内である。
H(d,n)
He neutron source by total absorption method using water bath中島 雅; 東條 隆夫; 山口 博司; 近藤 眞
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(8), p.491 - 501, 1975/08
被引用回数：0高速中性子源の中性子強度の測定に際し、定常または非定常な場合、従来から水(減速)・金(放射化)方法がある。本報ではこれをさらに拡張し、強度の時間変化の大きい非定常な高速中性子源にも使えるようにした。コックロフト・ワルトン型加速器のD(d、n)He中性子源をえらび、上記方法を適用して、中性子強度の測定を行なったときの結果が記載されている。本報では2つの中性子検出器を用い、一つは水槽内の定点で熱中性子束の時間変化を、他は源まわりの熱中性子束空間分布を測定し、これから中性子釣合式で強度を決定する。この際、強度の絶対値を確定するため、後者の検出器の較正を必要とする。その手段としてここに提案されたのは、在来のように別途定常中性子源で作った熱中性子場を利用せず、本実験実施中に水槽内の定点で金箔中に生成した誘導放射能を新しい生成方程式で求め、これから直接に検出器の較正を行なう方式である。
4 simulated fuel bundle小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
no journal, ,
軽水炉燃料の最適設計及び安全評価において、メカニズムに基づいた限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)予測評価手法の確立が望まれている。原子力機構では、限界熱流束予測評価に必要な燃料集合体内の詳細な二相流挙動を予測するための解析手法の構築を目指している。本研究では、熱流動挙動解析コードJUPITERを用いたバンドル内二相流挙動に関する解析手法を整備するために、原子力機構で実施している44バンドル内の気泡流を対象とした数値解析を実施した。JUPITERが実機相当の長尺大規模体系で詳細気泡流挙動のシミュレーションに適用できることを確認した。
小川 宏明; 北澤 真一; 杉江 達夫; 勝沼 淳*; 北澤 大輔*; 大森 啓介*; 伊丹 潔
no journal, ,
ITERダイバータ不純物モニターは、ダイバータプラズマから放射される燃料粒子及び不純物の紫外から近赤外領域のスペクトル線の発光強度から、ダイバータプラズマ中の燃料粒子や不純物の密度、流入束等を評価し、ダイバータプラズマ制御に使用する計測装置である。原子力機構では、2013年7月に調達取り決めを締結した。今回、その場感度較正の波長領域を紫外領域まで測定範囲を広げるために新たにモリブデン製キャッツアイミラーを製作し、光学性能試験を実施した。その結果、3種類のレーザー(波長: 632.8, 543.5, 473.0nm)を用いた反射率測定ではモリブデンの鏡面の反射率から予想される値とほぼ等しい反射率が得られた。本講演では、予備設計レビューに向けて進めている詳細設計の進捗状況及びキャッツアイミラーの光学特性とこれを用いたその場感度較正法の原理実証試験について報告する。
