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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。
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。
原子力科学研究所
JAEA-Review 2018-036, 216 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2018-036.pdf:19.22MB
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、原科研福島技術開発特別グループ(平成25年度)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25年度及び平成26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(平成25年度: 原子力基礎工学研究部門), 量子ビーム応用研究センター(平成25年度: 量子ビーム応用研究部門), 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。
大滝 清*; 田中 洋司*; 桂井 清道*; 青木 和夫*
JAERI-Review 2005-035, 79 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-035.pdf:4.57MB
我が国の将来炉と燃料サイクルシステムの評価に必要な技術情報を収集するため、低減速軽水炉(RMWR)を含む将来炉とその燃料サイクルシステムについて、1998年度以来調査を行ってきた。調査の内容は、ナトリウム冷却FBRの代替炉と燃料サイクル,プルトニウムリサイクル,使用済燃料再処理と廃棄物処理の3つのカテゴリーに分けられる。本報告書はこれらの調査の概要をまとめたものである。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
WIT Transactions on Engineering Sciences, Vol.50, p.183 - 192, 2005/00
原子炉熱設計に必要である炉心内水-蒸気系二相流構造の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉に関しては熱流動に関する実験データが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、著者らは、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を開発し、これに従来手法を組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。本論文では、次世代型水冷却炉を対象にして気泡流や液膜流に関する大規模な気液二相流シミュレーションを行い、燃料棒が3角ピッチ状に稠密に配置され、流れ方向にスペ-サを有する燃料集合体内における複雑な水と蒸気の3次元分布を定量的に明らかにした結果を示す。
大澤 孝明*; 深堀 智生
JAERI-Conf 2004-005, 262 Pages, 2004/04
JAERI-Conf-2004-005.pdf:15.24MB
2003年核データ研究会が、2003年11月27日と28日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表では、ADS開発と核種変換のための核データ,次世代炉等への核データニーズと次期JENDL構想,核物理研究及び核データ測定の最前線,物理研究の最先端と核データ,アジア地域の核データニーズ及び活動,わが国の核データ研究の今後,その他のトピックスについての18件の報告があった。ポスター発表では、26件の発表があり、それらは、核データの測定,評価や評価済核データのベンチマークテスト等に関するものであった。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。
関根 俊明
Radioisotopes, 46(9), p.670 - 674, 1997/09
中性子の利用の一つとしてRI製造について概説した。RI製造に用いる中性子核反応に関して、中性子核反応の特徴、中性子源、生成RIと担体について述べた後、得られるRIの中でも生体主要元素RI、治療用密封小線源、内用療法RI、(n,
)反応による
Mo/
Tcジェネレータの製造等、医学・生命科学利用を中心に解説した。
深堀 智生; 岩本 修; 中川 庸雄
JAERI-Conf 97-004, 276 Pages, 1997/03
第1回核データインターネットシンポジウムが1996年4月8日~6月15日の期間日本原子力研究所東海研究所核データセンターWWWホームページ上で開催された。このシンポジウムは、日本原子力研究所のシグマ委員会と核データセンターが主催して開いたものであり、核データの分野では初めてのインターネットを使ったシンポジウムの試みであった。本シンポジウムでは、核データに関する様々なトピックスの25件の報告があった。本報文集は、それらの発表論文及びシンポジウム運営の概略をまとめたものである。
秋本 肇
混相流, 10(4), p.360 - 363, 1996/00
本報告は、軽水炉プラントに関する研究開発のなかで、この10年間における混相流技術に関連した分野の動向を概観したものである。安全性研究、熱水力解析コードの改良、原子炉機器の改良、新型軽水炉の設計などのさまざまな分野で混相流技術に関連した研究が行われた。今後の軽水炉開発にとり、安全性と経済性の更なる向上が最重要課題であろう。シビアアクシデント時の現象の把握と解析手法の開発、受動的安全設備の設計の最適化及び信頼性の検証など多くの分野で混相流技術にかかわる課題の解説が要請されている。また、機器開発や設計の効率化のために、詳細な二相流解析を実験に先だって実施して解析的に設計の最適化を進める傾向が強くなると思われる。複雑な混相流挙動を解析的に評価するための詳細解析技術の構築と検証データを取得するための測定技術開発の重要性が一層増している。
「シグマ」特別専門委員会
日本原子力学会誌, 33(12), p.1142 - 1150, 1991/12
本報は平成元年と2年における「シグマ委員会」の活動に関するものである。この間の各ワーキンググループや諮問・調整委員会そして常置グループの活動を総括し、合わせてJENDL-3 FPファイル、特殊目的核データファイル、国際協力などについて報告する。特筆すべき事は、核分裂炉から核融合炉までのニーズに応えうるJENDL-3汎用ファイルに引き続き、広範な核分裂生成核種についての中性子断面積データを収録したJENDL-3 FPファイルも完成し、JENDL-3全体を公開したこと、そして崩壊熱計算のための精度の良いJNDC FP核データライブラリー第2版を完成させ、公開したことである。これらにより「シグマ委員会」の活動が一時期を画したことになる。
「シグマ」特別専門委員会
日本原子力学会誌, 32(1), p.56 - 64, 1990/01
昭和62年4月より64年3月までの「シグマ」特別専門委員会の活動を報告する。この間の特別なトピックスはJENDL-3の完成である。各種の積分テストがファイルの妥当性を確認するために行われた。また、63年5月30日から6月3日迄で、水戸で核データの国際会議が開催され300人以上の参加者を集めた。この期間内にさらに核データ関連の国際協力が進展し、JENDL-3以降の活動に関しても多くの分野で活動が開始されている。
石黒 美佐子; 原田 裕夫; 牧野 光弘*; J.L.Martin*
Int.J.Supercomputer Appl., 1(3), p.45 - 56, 1987/03
被引用回数：1 パーセンタイル：48.41(Computer Science, Hardware & Architecture)本論文では、原研でベクトル化された原子力コードの現状について述べられる。40の原子力コードがベクトル化されその平均のベクトル化率は83%である。FACOM VP-100におけるベクトル計算による平均の性能向上はスカラー計算に較べて5倍であり、このための変換作業はそれ程多くない。例外的なケースとして、原子炉の事故を模擬する計算コードと中性子輸送問題を処理するモンテカルロ・コードが挙げられる。これらのコードはベクトル化に多大な時間を要するが、得られる性能向上は大きくない。高い性能を得られない理由について議論がなされる。
石黒 美佐子; 樋口 健二
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(11), p.951 - 960, 1983/00
被引用回数：2 パーセンタイル：35.76(Nuclear Science & Technology)定常状態における中性子拡散問題は、楕円型偏微分方程式の境界値問題に帰着される。我々は、有限要素法におけるガレルキン近似法を、高速炉の3次元拡散問題を解くために適用する。この際、高速炉の典型的な形状である6角格子形状を取扱うために、6角形要素分割法を採用する。本論文では、ラグランジェ型の6角形基底関数を定式化し、基底関数から計算される、ガレルキン近似法を拡散方程式に適用する場合にキィとなる積分値が提示される。計算結果が充分法との比較により、また通常の3角形要素法との比較により示される。6角形要素法の計算時間は、差分法の3角形メッシュ法に較べて約半分で、その計算精度は、6角形の中心点の中性子束の値が陽に計算されないという点を除いて全体として優れている。
梅澤 弘一; 久武 和夫*
JAERI-M 9993, 84 Pages, 1982/02
本報告書は、シグマ研究委員会の核構造・崩壊データ専門部会に設置された核燃料サイクル核データ・ワーキンググループにおいて行われた核燃料サイクル全般にわたって潜在する核データに対する要求の調査結果をまとめたものである。ウラン・プルトニウム燃料サイクルを対象に、原子炉炉心設計に関係するところ以外の燃料サイクルに含まれる全過程について、必要とする核データを調査してまとめるとともに対処案を提言した。
梅田 実; 板橋 隆之; 阿部 忠*; 岡 一幸*; 小林 正邦*; 長瀬 哲夫*
JAERI-M 9540, 184 Pages, 1981/07
この報告書は昭和55年度の解体技術専門部会における調査検討結果を取纏めたものである。原子炉施設は運転を終了すると高度に放射化された鋼構造物及びコンクリー卜構造物を有するので、解体をより困難にしている。これに対処するため、鋼構造物及びコンクリート構造物の現状における解体技術の評価、小型BWRの即時解体及び安全貯蔵に関する検討、小型及び大型BWRの敷地内遮蔽隔離等について調査検討した結果を述べている。
シグマ研究委員会 WRENDA グループ*
JAERI-M 8062, 38 Pages, 1979/01
核分裂炉、核融合炉、燃料計量を対象とした核データに対する要求をまとめた。これらはシグマ研究委員会のWRENDA グループで検討、選択されたもので、WRENDA 79/80に提出されている。この報告には244件の要求が載っており、そのうち81件が核分裂炉用、94件が核融合炉用、69件が燃料計量用である。3つの分野に対する核データを1つにまとめたことにより、要求の全容が把握出来て、測定者や評価者にも便利に利用出来る。
西村 和明; 川口 千代二
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(10), p.780 - 785, 1978/10
被引用回数：0原子力の技術移転に関する進み具合を測るために1つの方法が導入された。すなわち、この20年間に建設された日本の原子炉の出力を、年代順に片対数図にプロットする。プロットされた原子炉は、国産炉と輸入炉に分類され、国産炉と輸入炉の各点を通るように、別々に2本の軌跡が画かれた。2本の軌跡の間にある空間は、原子力の技術移転の程度を示す指標のうちの1つとして解釈できる。この方法に関連づけて、原研の原子炉研修所における教育・訓練課程の歴史的変遷が解説されている。
幾島 毅; 田村 栄悦*
日本原子力学会誌, 19(11), p.774 - 781, 1977/11
被引用回数：0高温ガス炉の炉心は黒鉛を主要な材料として構成されるので、炉心の構造設計では、黒鉛構造物の炉内挙動を把握し、解析する必要がある。この黒鉛の応力解析には、物体力、圧力、温度勾配、異方性、材料の照射量と温度依存性、照射寸法変化、接触問題を含めた粘弾性応力解析が要求される。本報告は、この解析のため有限要素法を導入し、解析手法を示すとともに、燃料応力解析に適用し、妥当性を明らかにしたものである。
シグマ研究委員会WRENDAグループ*; 五十嵐 信一; 浅見 哲夫
JAERI-M 7081, 42 Pages, 1977/05
核分裂炉を対象とした中性子核データに対する要求をまとめた。これらの要求はシグマ研究委員会のWRENDAワーキンググループによって検討、選択されたものであり、WRENDA76/77に提出されている。この報告には163件の要求がまとめられており、この内55件は新しい要求である。前回のリストにのっている要求のうち3件が取り下げられている。この仕事はCCDN、NEANDCおよびINDCとの国際協力の一環として行われたものである。
杉山 智之
no journal, ,
This presentation provides the strategy of Nuclear Safety Research Center (NSRC) of JAEA to carry out fuel and materials safety research in the present situation to support nuclear regulation. Materials irradiation reactors are powerful tools to obtain technical knowledges needed for regulatory support, but permanent shutdown was decided for JMTR in Japan and Halden reactor in Norway which have been primary tools for Japanese R&D of fuel and materials. The NSRC is seeking alternative ways to keep R&D and one of possible solutions is joining the post-Halden international framework proposed by OECD/NEA, in which existing irradiation facilities in some countries are used for joint experimental programs. The NSRC is participating in international discussions on it and setting domestic discussions among stakeholders. Activation of fuel and materials R&D both for regulation and industry is essential for regulatory support, because the decline of R&D leads to a decline of safety.
仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; Peuget, S.*; 鷲谷 忠博
no journal, ,
Simulated in-vessel and ex-vessel corium debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the Severe Accident PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O
matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10
to 10
per day) but the release processes are different.
