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西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.185 - 190, 2025/09
マイナーアクチノイド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウンとして、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本論文では、安全性、未臨界管理、未臨界炉心、加速器、ターゲット及び炉内機器の各設計領域ごとにパイロットプラントの設計方針を詳述する。また、以下のようなパイロットADSの概念設計も示す:熱出力200MW、keff0.95以下、制御棒の導入、1.0GeV-10mA加速器、および炉内機器の概算寸法
西原 健司; 菅原 隆徳; 福島 昌宏; 岩元 大樹; 方野 量太; 阿部 拓海
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
マイナーアクチニド核変換用の熱出力800MWの鉛ビスマス冷却ADSのスケールダウン版として、加速器駆動システムのパイロットプラントを提案する。本発表では、パイロットプラントの設計方針について述べる。
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：0.00(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。
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：0.00(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。
山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08
被引用回数：1 パーセンタイル：7.07(Nuclear Science & Technology)中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力
を新しい変数
(出力の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点(
)はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点()はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。
山根 祐一
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(1), p.42 - 46, 2020/01
核燃料物質を取り扱う施設特有のリスクに対して「安全」を保つための考え方や技術が「臨界安全」である。臨界安全において第一に重要なことは未臨界を保つことであり、その要点は未臨界である条件を明白にしてそれを守ることにある。そのために中性子の漏れや吸収の効果を利用して臨界安全管理を行う。リスクの評価精度向上の観点から体系の不均一さと未臨界条件との関係について今後の検討が期待される。
方野 量太; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*
Nuclear Science and Engineering, 193(12), p.1394 - 1402, 2019/12
被引用回数：6 パーセンタイル：42.40(Nuclear Science & Technology)加速器駆動システム(ADS)等の未臨界体系の未臨界度測定手法として、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数(以下、
とする)を、複数の中性子検出器の測定結果を用いて推定する線形結合法を提案してきた。本検討では京都大学臨界集合体(KUCA)において実施されたパルス中性子源実験において測定された中性子計数から線形結合法を用いての実測を行い、従来法と比べて高次モード成分を低減可能であることを実験的に示した。加えて、線形結合法によって基本モード以外のモードの抽出が可能であることも実験的に示した。
方野 量太
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05
加速器駆動システム(ADS)の高精度未臨界度測定に向け、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数()を測定する手法として線形結合法を提案している。提案手法は、パルス中性子実験において複数の検出器で測定された中性子計数の時間進展を線形結合させることにより、未臨界度測定に誤差をもたらす空間高次モードを低減させ、を測定する手法である。本研究は、提案手法の更なる可能性検討として、線形結合法によって結合された中性子計数の即発中性子成分と遅発中性子成分の比(面積比)がドル単位未臨界度と等価であることを理論的に示し、数値計算を通じてドル単位未臨界度の測定可能性を示した。本研究によって、高次モードによる誤差を低減させた、未臨界度絶対値測定が可能となると期待できる。
方野 量太
Nuclear Science and Engineering, 193(4), p.431 - 439, 2019/04
被引用回数：6 パーセンタイル：42.40(Nuclear Science & Technology)パルス中性子実験によって測定される即発中性子減衰定数に対する高次モードの影響を、線形結合によって低減させる「線形結合法」を提案した。空間高次モードを考慮した時のパルス入射後の中性子計数の時間進展は、複数の指数関数の線形結合で与えられる。しかし、従来法は単一の指数関数によってフィッティングを行うため、測定結果は高次モードに起因する系統的誤差を含んでいた。提案手法は複数の検出器において測定された中性子時間進展を線形結合させることによって、基本モードに対応する指数関数を抽出してフィッティングを行い、したがって高次モードの影響を低減する。適用性検証のため、提案手法を数値計算に適用した。結果は提案手法は高次モードの影響を線形結合によって低減できることを示した。
岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C.-H.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(4), p.432 - 443, 2017/04
被引用回数：20 パーセンタイル：82.75(Nuclear Science & Technology)To investigate the applicability of the pulsed neutron source (PNS) method using a pulsed spallation neutron source (PSNS) for an on-line subcriticality monitoring system for an accelerator-driven system (ADS), a subcriticality experiment is conducted using Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) in combination with the fixed-field alternating gradient (FFAG) accelerator. Reactivity values obtained from different traditional techniques, the area-ratio method and the -fitting method, are discussed with respect to the applicability to on-line subcriticality monitoring. The result shows that the area-ratio method robustly and accurately monitors subcriticality in shallow subcritical states of negative reactivity of up to a few dollars; however with this method, it faces problems with temporal fluctuations, spatial dispersion, and sensitivity to the proton-beam current with increasing depth of subcriticality. As a complement to this method, it is shown that the -fitting method alleviates such problems in deep subcritical state. Moreover, a proposed fitting technique using the maximum-likelihood estimation method based on the Poisson distribution is robust enough to be applicable for measuring negative reactivity of up to roughly nine dollars.
奥野 浩; 高田 友幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(4), p.481 - 492, 2004/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)「臨界安全ハンドブック」の「データ集」改訂のため、核特性パラメタを計算し、未臨界判定図を作成した。核特性パラメタは、無限中性子増倍率,移動面積及び拡散係数で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価に用いられる11種類の典型的な燃料についてであった。これらの燃料には「データ集」に記載のなかったADU-H
O, UF6-HF及びPu(NO
)
-UO(NO)溶液が含まれる。計算は、日本の評価済核データJENDL3.2及び一連の臨界計算コードSRAC,POST及びSIMCRIを用いて実施した。未臨界判定図は、中性子増倍率がkinf=0.98を満たす領域を(a)ウラン濃縮度,239Pu/Pu比、あるいはプルトニウム富化度と(b)H/(Pu+U)比という2つの変数間において、無限媒質での同じ燃料(UF6-HFを除く)について描いた。未臨界判定図の制限についても議論した。
奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典
JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10
この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k
, M
, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。
西原 健司; 岩崎 智彦*; 宇田川 豊*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(7), p.481 - 492, 2003/07
被引用回数：18 パーセンタイル：72.87(Nuclear Science & Technology)核分裂中性子数のバランスに基づいた新しい一点炉式を導出した。本式は従来のkeffを含む一点炉式と同じ形式を持っている。本式に現れる変数は核分裂中性子数と遅発中性子先行核数であり、係数は即発,遅発及び源中性子の増倍度である。これらの変数と係数はそれぞれ明確な物理的意味を有している。また、本式の解析的,決定論的及び確率論的な計算を、加速器駆動炉について行った。
村崎 穣; 宇野 祐一; 三好 慶典
JAERI-Tech 2003-029, 107 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-029.pdf:7.04MB
未臨界度測定手法の開発のため、STACY非均質炉心体系の実験において、位置検出型比例計数管(PSPC)により、炉心タンク外側近傍における中性子束分布の測定を行った。測定の結果、硝酸ウラニル溶液のウラン濃度50g/L~210g/Lの範囲における臨界時及び未臨界時の中性子束分布を
13mmの位置精度で得た。また、パルス中性子実験における測定により、即発中性子減衰定数を求めた。さらに、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより、PSPC測定位置における中性子束分布及び
He反応率分布を求め、PSPC測定値との比較を行った。比較の結果、カドミウムカバー付きPSPCの測定値に対して、計算値は、臨界液位の半分の高さより上部ではおおむね一致したが、それより下部では両者の差が大きくなった。一方、カドミウムカバーなしの測定値に対して、計算値は良く一致した。
金子 義彦*; 山根 剛; 島川 聡司; 山下 清信
日本原子力学会誌, 38(11), p.907 - 911, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)積分計数法は原子炉の臨界未満度を決定する制御棒落下実験で広く使用されてきた。制御棒の挿入開始にともなって起る中性子密度の減衰は、その挿入度が低いと遅れる。一点動特性に基づく解析によると、これまで使われてきた積分計数法では、たとえ挿入時間が1~2秒の領域でも反応をかなり過小評価してしまう。高温工学試験研究炉(HTTR)については挿入時間は4~6秒に拡大される。この問題に対処するため遅れ積分計数法を提案する。この方法では、制御棒の落下が完了してから積分計数を始め、また、それ以前の計数に対する補正は瞬時挿入を仮定した一点炉動特性モデルを用いた計算により実施する。その理由は、制御棒落下の遅れの中性子密度減衰の遅れへの影響はその時点でほとんど消失するからである。この方法によれば20ドルもの大きな負の反応度が系統誤差2%の範囲で決定し得る。
高橋 博*; X.Chen*; 高下 浩文*; 原田 秀郎*; 西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐々 敏信
Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 2, p.960 - 966, 1996/00
加速器駆動未臨界高速炉について、高エネルギー陽子照射によるビーム入射窓、ターゲット及びターゲット容器のdpa、水素発生量、ヘリウム発生量の計算を行った。定格出力600MWth、実行増倍係数(K
)~0.9の炉を1GeV、30mAの陽子ビームで駆動するとき、ビーム入射窓、ターゲット及びターゲット容器の寿命は1年程度と見積られた。照射損傷はほぼビーム電流に比例するので、K~0.99とするとビーム電流は3mAとなり、寿命は10年程度になる。また、陽子エネルギーを1GeVから3GeVに増大すると、ビーム電流を1/3に減少でき、寿命は3倍になる。陽子エネルギーを増大させるために、加速器は大きくなり、ビーム取出し技術の研究開発が必要となる。
西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐々 敏信; 高田 弘; 明午 伸一郎
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.461 - 468, 1996/00
オメガ計画に従って、陽子加速器駆動型消滅処理システムの研究を推進している。このシステムは、主として高速核分裂反応によりマイナアクチナイド(MA)を消滅するが、未臨界システムのため、設計の自由度や核的安全性において期待できる。固体燃料型システムはアクチナイド金属燃料炉心と核破砕ターゲットからなり、中性子実効増倍係数0.9をもち、1.5GeV、39mAの陽子ビームで運転する時、年に250kgのMAを消滅すると共に、加速器を駆動するのに充分な240MWの電力を発生する。液体燃料型システムは特定の核破砕ターゲットのない単純な炉心構造で、MA溶融塩やMA融体合金が還流しており、金属燃料炉心と同程度の性能を持つ他、MA等の添加や反応生成物の除去がオンラインでできる可能性を持っている。これら原研型加速器駆動型消滅処理専用システム概念の最近の研究成果について報告する。
久語 輝彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(6), p.513 - 520, 1992/06
TCAにおける2領域炉心のテスト領域の未臨界度を推定するための実験を解析し、Averyの結合炉理論に基づき測定可能なデータのみにより実現される推定方法の妥当性を検討した。Averyの定義が明確でないために、臨界でないときの結合係数を定義し直した。その結合係数を用いて、テスト領域の実効増倍率に関し2通りの評価を行った。一方は測定可能なデータのみを用いた簡易的な評価であり、他方は正確な評価である。評価結果を比較した結果測定可能なデータのみによる推定方法が妥当であるのは、テスト領域の未臨界度がかなり小さい場合のみであることがわかった。従って、この推定方法は一般の結合炉体系に対し適用できないと結論された。
奥野 浩; 内藤 俶孝
JAERI-M 87-057, 29 Pages, 1987/03
核燃料が未臨界である事を保証する方法として、最小臨界量に安全係数を乗ずる方法が従来しばしば用いられて来た。しかし、安全係数をどの様にして定めるかは不明確である。より合理的な方法として、計算誤差のみを考慮した制限実行増倍率を用いる方法がある。この報告では制限実行増倍率の算出について述べる。原研で開発した臨界安全解析コ-ドシステムJACSを用いて1980年以降これまでに1,400例にも及ぶ検証計算が実施された。このうち、上記制限実行増倍率の算出に当たっては、反射体の付いた単一ユニットの核燃料体系で、複雑な形状のもの及び中性子毒を含むものを除く約400例の体系を対象とした。この対象体系を燃料の種類等により8つのグル-プに区分し、検証計算の結果を整理した。グル-プ毎に実行増倍率の分布が得られ、これから制限実行増倍率が算出された。
中野 正文; 溝尾 宣辰; 向山 武彦; M.Cho*
JAERI-M 6496, 21 Pages, 1976/03
深い未臨界状態にある体系の反応度を可能な限り正確に求めることを目的にFCA VI-2 B2集合体において一連の実験を行った。反応度測定法として5つの方法を採用したが、本報告はそのうち中性子源引抜き法による測定について述べる。BC量の変化、その挿入位置の変化により-2ドルから-7ドルまでの未臨界体系を作り、体系の内外に置いた5系統の測定系により反応度を測定した。外部中性子源としてコッククロフト加速器からの14MeV中性子を用いた。反応度の観測値の検出器位置依存性は、BCピン・クラスター位置との関係よりも中性子源位置との関係が大きいことが判明した。検出器位置の中性子検出効率を導入し、中性子源挿入時と引抜き後の検出効率の違いを補正すると体系内の観測値は互に一致するようになり、反応度の定義と厳密に一致する実験値を十分な精度で求めることが出来た。この実験値は中性子源増倍法による実験値と3%以内で一致した。
