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論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

Analysis of sequential charged particle reaction experiments for fusion reactors

山内 通則*; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1577 - 1582, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.22(Nuclear Science & Technology)

シーケンシャル反応、すなわち1次反応で発生する荷電粒子と構成材料の核反応により2次的に生成される放射能は、低放射化材料の場合残留放射能として大きな影響を持つ可能性がある。FNSでは、これまで各種低放射化材に対して実験によりシーケンシャル反応による放射能を評価した。また、核融合炉設計の放射化解析のために原研で開発されたACT4コードに新たにシーケンシャル反応による放射化計算機能を追加した。本研究では、ACT4コードのシーケンシャル反応取扱い機能を用いてFNSの実験を解析し、シーケンシャル反応は最大2倍程度残留放射能を高め、実験値を再現するためにはその影響が無視できないことを明らかにした。ただし実験値と計算値の間にはまだ小さくはない不一致があり、今後シーケンシャル反応にかかわる核データの見直し等が必要と考えられる。

報告書

Activity report of the Fusion Neutronics Source from April 1, 2001 to March 31, 2004

核融合中性子工学研究室

JAERI-Review 2004-017, 163 Pages, 2004/07

JAERI-Review-2004-017.pdf:25.47MB

核融合中性子工学用中性子源FNSは1981年に完成した、加速器型の14MeV中性子源である。FNSは中性子断面積測定,積分実験,ブランケット中性子工学実験等の核融合炉開発を目的として中性子工学実験にとって強力な研究手段である。本報告書は大学及び他の研究機関との協力研究も含めて、2001$$sim$$2003年度のFNSの活動をまとめたものである。

報告書

Proceedings of the 11th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions; December 15 - 17, 2003, Tokyo, Japan

榎枝 幹男

JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07

JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB

本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$等のトリチウム放出挙動のモデリング,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$微小球の製造技術開発と物性値研究,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。

論文

Current status of the AGS spallation target experiment

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Proceedings of 6th Meeting of the Task Force on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-6), (OECD/NEA No.3828), p.27 - 36, 2004/00

米国ブルックヘブン国立研究所AGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いて行われている一連の核破砕ターゲット実験及びその解析の概要について報告する。本実験では、中性子発生特性,遮蔽設計パラメータに関する情報を得ることを目的として、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射し、そこで発生する二次粒子を用いて、中性子工学及び遮蔽に関する実験を過去4年間にわたって行ってきた。昨年、遮蔽実験を行うとともに、これまでの実験結果の解析を通して大強度陽子加速器施設の設計コードの精度検証が精力的に行われている。本報告では、昨年行った遮蔽実験の最新結果及びこれまで行ってきた実験解析の結果について紹介する。

報告書

Data collection of fusion neutronics benchmark experiment conducted at FNS/JAERI

前川 藤夫; 今野 力; 春日井 好己; 大山 幸夫; 池田 裕二郎

JAERI-Data/Code 98-021, 93 Pages, 1998/08

JAERI-Data-Code-98-021.pdf:4.43MB

原研・核融合中性子工学研究用中性子源(FNS)施設において、核融合中性子工学ベンチマーク実験を行っている。本レポートは、1996年末までに行われた体系内測定実験のうち未公開のものを収録している。測定対象となったのは、ベリリウム、バナジウム、鉄、銅、タングステンの5物質であり、全エネルギーにわたる中性子スペクトル、ドシメトリ反応率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線核発熱率の実験データが取得されている。これらの実験データは既に公開している一連のデータとともに、JENDL等の評価済み核データファイルに収められた断面積データの精度検証に対して有効である。

論文

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$ of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$を室温(21$$^{circ}$$C)と200$$^{circ}$$Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21$$^{circ}$$CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200$$^{circ}$$Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

論文

Design and techniques for fusion blanket neutronics experiments using an accelerator-based deuterium-tritium neutron source

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28(1), p.56 - 73, 1995/08

加速器型14MeV中性子源を用いた工学指向の中性子工学実験体系の考え方を述べる。原研と米国エネルギー省との協力計画で行ったこの実験は幾何学的及び物質的な配置についての考察に基づいて計画した。これらの実験体系の核特性を核融合炉モデルのものと比較し、これらの実験体系とその材料の製作法について述べた。また、これらの実験のためにトリチウム生成率などの核パラメータを測定する種々の技術が開発または導入されたが、これらについて実験誤差などの特徴をお互いに比較検討した。

論文

Summary of experiments and analyses from the JAERI/USDOE collaborative program on fusion blanket neutronics

前川 洋; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 28, p.479 - 491, 1995/00

原研/米国エネルギー省の協力研究「核融合炉ブランケット中性子工学」は1993年10月に終了した。約10年間続いた研究は3つに分かれており、Phase-Iでは工学指向のベンチマーク実験と測定技術の開発を行った。Phase-IIでは、反射成分を模擬するため、中性子源を取り囲んだ閉鎖形状で実験を行い、酸化リチウムブランケットのトリチウム増殖性能やBeの中性子増倍効果等のデータを得た。Phase-IIIでは、トーラス形状の実際の炉をできるだけ模擬するため、模擬線状線源を開発するとともに、円環状の模擬ブランケットを用いて実験した。1988年からは本計画に、誘導放射能及び核発熱に関するベンチマーク実験が追加された。設計者に安全係数等の設計指針を与えるため、実験及び解析結果を総合的に評価する方法を開発し、安全係数と信頼度の関係を示した。

論文

核融合ブランケットの中性子工学に関する日米共同実験

大山 幸夫

NCCニュース, 0(18), p.17 - 23, 1994/00

ブランケット内での中性子核反応を用いたトリチウム燃料の増殖再生はDT燃料を用いる核融合炉概念においてはその成立性に関わる重要課題である。工学的な設計においては核データ、計算手法、構造のモデル化などの問題が相乗的に関わっており、トリチウム増殖率等の炉パラメータの設計余裕度を設定するために計算精度を実験的に確認する必要がある。このため、日米協力としてFNSを用いて、中性子工学実験を1993年まで約10年間にわたって実施した。この中で核的シミュレーションによる工学実験技術及び測定法に進展をもたらし、設計手法の依存性を含めた核設計計算の安全余裕度の評価へと成果を得ることができた。本稿ではこの協力研究の成果を概説する。

報告書

Phase IIC experiments of the USDOE/JAERI collaborative program on fusion blanket neutronics; Experiments and analysis of heterogeneous fusion blankets, Volume II: Analysis

中川 正幸; 小迫 和明*; 森 貴正; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 山口 誠哉*; 津田 孝一*; 前川 洋; 中村 知夫*; et al.

JAERI-M 92-183, 106 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-183.pdf:2.6MB

核融合中性子工学に関する原研/米国エネルギー省協力研究のフェイズIIC実験ではいくつかのブランケット設計にみられる実際的な非均質性をもつブランケットについての積分実験と計算解析が行われた。二つの配置、即ち酸化リチウムとベリリウムの多層系(BEO)および水冷却チャンネル(WCC)体系が採用された。実験の目的は非均質構造周辺てのトリチウム生成率等の予測精度を調べることで、MORSE-DDとMCNPコードが両体系に、DOT3.5/GRTONCLとDOT5.1/RUFFコードがWCC体系に適用された。BEO体系実験では領域別トリチウム生成率の測定値に対して、計算との比(C/E)が原研が0.95-1.05米国が0.98-0.9であり、これまでの実験の傾向と一致した。WCC体系実験ではリチウム6によるトリチウム生成率のC/Eが水冷却チャンネルの周辺で著しく変化した。NE213によって求めたリチウム7によるトリチウム生成率では米国が20-25%大きく、用いた両国の核データの差に原因がある。

報告書

Phase IIC experiments of the JAERI/USDOE collaborative program on fusion blanket neutronics; Experiments and analysis of the heterogeneous fusion blankets, Volume I: Experimental results

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 山口 誠哉*; 津田 孝一*; 前川 洋; 中村 知夫*; 小迫 和明*; 中川 正幸; 森 貴正; et al.

JAERI-M 92-182, 151 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-182.pdf:4.31MB

原研と米国エネルギー省との間の協定に基づく核融合ブランケット中性子工学に関する協力計画のフェイズIICの実験として2種類の非均質ブランケットについて中性子工学実験を実施した。実験配置はフェイズIIA実験と同様に中性子源を炭酸リチウムの包囲層で囲んだ閉鎖体系を用いた。選択した非均質体系はベリリウム多層体系と水冷却チャネルを含む体系である。前者はベリリウムと酸化リチウム層を交互に重ねた体系で、後者は酸化リチウム内に三つの冷却チャンネルを設けた体系である。これらの体系は中性子束の急激な変化を物質境界で発生し、そこでの計算精度と測定手法がこの実験の主要点である。測定はこれまでの実験と同様トリチウム生成率等の核パラメータに対して行われた。本報告書では核融合炉核設計の計算手法と核データの試験のためのベンチマークデータとして用いるに充分な実験の詳細と結果を述べる。

報告書

Comparison of double-differential neutron emission cross sections calculated from evaluated nuclear data libraries with experimental data

深堀 智生; 千葉 敏; 浅見 哲夫*

JAERI-M 92-053, 205 Pages, 1992/04

JAERI-M-92-053.pdf:3.36MB

中性子放出二重微分断面積は核融合ニュートロニクス計算の基礎データとなる。わが国の評価済核データライブラリ第3版(JENDL-3)は核分裂炉だけでなく核融合炉用にも使用できるように作成された。JENDL-3の評価値の信頼度を検討するために、リチウムからウランまでの32元素の二重微分断面積についてENDF/B-VI及びJEF-2とともにJENDL-3の評価済核データと実験データの比較を行った。入射中性子のエネルギーは4.2、5.4、6.0、14.1、18.0MeVで、実験データの放出角度は30°、60°、90°、120°、150°を選択した。JENDL-3の評価済核データは大部分で実験値との良い一致を示したが、いくつかの相違点が確認された。これらの相違点を検討することにより、JENDL-3の修正に有用な情報を与えることができる。

報告書

Fusion Blanket Benchmark Experiments on a 60cm-Thick Lithium-Oxide Cylindrical Assembly

前川 洋; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 山口 誠哉; 津田 孝一; 福本 亨; 小迫 和明; 吉沢 道夫; 中村 知夫

JAERI-M 86-182, 78 Pages, 1986/12

JAERI-M-86-182.pdf:2.31MB

核融合炉の研究で用いられている計算手法及びデ-タベ-スを検証するベンチM-クデ-タを提供する目的で、酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)円筒体系での積分実験をFNSを用いて行なった。$$^{6}$$Liと$$^{7}$$Liのトリチウム生成率、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Thの核分裂分布、放射化箔反応率分布を測定した。また、体系内の中性子スペクトルやTLDとPINダイオ-ドのレスポンス分布も測定した。測定デ-タは誤差と供に表で示されている。読者が良く実験を理解出来るように、DOT3.5による計算例を示した。種々の測定法を用いたにもかかわらず、実験値同志の整合性は良かった。この事実は今回測定した実験デ-タが、核融合炉ブランケットの設計や解析に用いられている計算手法やデ-タベ-スの評価の為のベンチマ-クデ-タとして使用できることを示している。

報告書

Proceedings of Specialists' Meeting on Nuclear Data for Fusion Neutronics

五十嵐 信一; 浅見 哲夫

JAERI-M 86-029, 210 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-029.pdf:4.74MB

この報告書は、"核融合ニュートロニクスにおける核データ検討会"の報文及び討議内容をまとめたものである。検討会は1985年7月23~25日の3日間、日本原子力研究所東海研において20数名の専門家の出席のもとに開催された。この検討会の主要目的は、核融合ニュートロニクスの研究分野における核データの利用上の問題を検討し、その結果をJENDL-3の作成にフィードバックさせるとともに今後の研究に資することにあった。特に、核融合ニュートロニクス用として編集されたJENDL-3PR1,-3PR2の核データの現状、問題点、それを用いた積分実験の解析等が討議された。

報告書

Measurements of Angle-Dependent Neutron Spectra from Lithium-Oxide Slab Assemblies by Time-of-Flight Method

大山 幸夫; 前川 洋

JAERI-M 83-195, 74 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-195.pdf:2.89MB

円筒型酸化リチウム平板体系に15MeV D-T中性子を照射し、体系の表面中心から漏洩してくる中性子の角度依存スペクトルを0.5から15MeVのエネルギ範囲で測定した。円筒平板は2次元体系における多重散乱中性子の角度依存性を調べるために採用した。実験は核融合中性子工学のための核データと核計算法を検証するためにおこない、体系に対する入出力スペクトルの測定結果を図と数値表に編集した。また、実験条件、誤差等についても詳細な議論を行った。中性子スペクトルはNE213を用いた飛行時間法と良く絞ったコリメータ系を通して測定した。測定においては、体系の厚さと漏洩してくる角度をパラメータにした。実験値の全系統的誤差は、中性子束の大きさに対し-2から+6%の範囲であると評価した。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1982-March 31,1983

松浦 祥次郎

JAERI-M 83-129, 246 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-129.pdf:6.95MB

昭和57年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及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するものが多い。さらに、57年度から保障措置に関する研究開発が当部において総合的に実施されることとなった。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、原子炉計装、制御と異常診断、保障措置技術、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。

論文

Nuclear fusion research and development activities in Japan, III.4; Neutronics

住田 健二; 関 泰

Journal of Fusion Energy, 3(5-6), p.421 - 424, 1983/00

我国における中性子工学とブランケット設計の研究の現状をとりまとめたものである。中性子工学としては原研におけるFNS、大阪大学におけるOKTAVIANの二つの14MeV中性子源を用いた積分実験の現状及び原研、大学で行われた核計算コードの現状を紹介した。ブランケット設計としては最も検討が進んでいる核融合実験炉(FER)のものを紹介した。

報告書

核融合炉核設計とブランケット炉物理実験の設計への適用

関 泰

JAERI-M 6726, 145 Pages, 1976/10

JAERI-M-6726.pdf:4.7MB

原研にてなされた核融合動力炉の試設計および核融合実験炉の予備設計において核設計を担当した経験に基づいて核設計の概略とその問題点をまとめた。また原研で行われた4通りのリチウム、黒鉛、天然ウランからなる球状のブランケット模擬体系における核分裂率測定実験の概略を述べ、その解析を行った。核データの不確かさ、多群断面積作成および中性子輸送計算にともなう近似などが核分裂率の計算値に及ぼす影響を調べた結果、多群断面積作成の際に非弾性散乱反応、(n,2n)反応などの2次中性子の非等方性を考慮していない点が計算値に大きな差を与えていることが示された。これらの解析結果を核融合炉の核設計に適用し、ブランケットの反射材料を黒鉛からステンレス鋼に変更すること、超伝導マグネットの遮蔽性能の向上が必要であることなどが提案された。

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