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柳澤 宏司; 求 惟子
JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06
JAEA-Research-2025-001.pdf:1.98MB
中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(k
)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるkの全体的な不確かさは、0.0027から0.0029
kの範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのkのベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。
C absorber material on melt progression and chemical forms of iodine or cesium under severe accident conditions日高 昭秀
Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.341 - 356, 2021/10
Boron carbide (BC) used for BWR or EPR absorbers could cause phenomena that never occur in PWR with Ag-In-Cd absorbers during a severe accident (SA). BC would undergo a eutectic interaction with stainless steel and enhance core melt relocation. Boron oxidation could increase H
generation, and the change of liberated carbon to CH could enhance the generation of CH
I. HBO generated during BC oxidation could be changed to CsBO by combining it with cesium. This may increase Cs deposition into the RCS. There could be differences in the configuration, surface area, and stainless-steel to BC weight ratio between the BC powder and pellet absorbers. The present task is to clarify the effect of these differences on melt progression, and the iodine or Cs source term. Advancement of this research field could contribute to further sophistication of prediction tools for melt progression and source terms of the Fukushima Accident, and the treatment of CHI formation in safety evaluation.
高田 弘
Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2505013_1 - 2505013_8, 2018/03
大強度陽子加速器施設(J-PARC)のパルス核破砕中性子源は、以下に示す独自の特長を有するモデレータを用いて高強度かつ幅の狭いパルス状の冷中性子を供給している。独自の特長とは、(1)100%比率のパラ水素を用いることでピークが高くテイル成分の低い中性子パルスをつくる、(2)直径14cm、高さ12cmの円筒形状とすることで、50.8
という広い取り出し角度範囲で高強度の中性子を利用できる、(3)銀-インジウム-カドミウム合金製の中性子吸収材を使用し、幅が狭く、テイル成分の低い中性子パルスをつくる、というものである。実際、低出力運転時の測定によって、1MWの運転時には、結合型モデレータで4.5
10
n/cm
/s/srの中性子束が得られ、ポイズン型モデレータを使用する中性子実験装置(BL08)ではd/d 0.035%の優れた分解能が得られることを確認した。ここで、dは結晶試料内のある方向の格子面と中性子の入射方向とのなす角度に垂直な方向の面間隔を意味する。1MWで年間5000時間の運転を行うという目標の達成に向けて、現在、微少気泡を水銀ターゲットに注入し、ターゲット容器に生じるキャビテーション損傷を抑制する技術開発やターゲット容器構造を溶接部やボルト接続をできるだけ減らす設計改良を行っている。
勅使河原 誠; 池田 裕二郎; 大井 元貴; 原田 正英; 高田 弘; 柿白 賢紀*; 野口 学*; 島田 翼*; 清板 恭一*; 村島 大亮*; et al.
Nuclear Materials and Energy (Internet), 14, p.14 - 21, 2018/01
被引用回数：1 パーセンタイル：9.19(Nuclear Science & Technology)J-PARCの1MWパルス中性子源では、中性子パルスの成形に用いるデカップラとして、異なる共鳴吸収材から構成し、1eVと高い中性子吸収エネルギーを有するAg-In-Cd合金を開発した。このデカップラによりパルス成形された中性子は、粉末解析の実験装置において最高分解能を更新したが、中性子照射によって生成される長半減期の108mAgの放射能が高いため使用済み機器の取扱においては短所であった。そこで、放射能を大幅に減らす代替材としてAuを使用したAu-In-Cd材の開発を行ってきた。しかしながら、実機のモデレータ・反射体に実用化する上で、大型のAu-In-Cd板と構造材のA5083材とをHIP接合し十分な接合強度を得ることが課題であった。本研究では、Au-In-Cd材の表面状態、大型化した熱容量の変化による接合部界面温度に関わる検討を行い、実規模大のHIP接合において、最適接合条件を見つけることができた。この結果、反射体へのAu-In-Cd材の実用化に成功し、中性子性能を損なわず、大幅な放射能低減の見通しを得た。
日高 昭秀; 横山 裕也
Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09
福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、BC制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがBC起源のHBOと反応して生成するCsBOが再蒸発したことが原因であること、また、CsBOは環境中に放出後、逆反応を起こし、HBOが水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。
C制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響日高 昭秀
日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03
原子炉の制御材としてBWR等で使用されているBCは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、BCはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCHに変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCHIを生成させる。また、酸化過程で生じたHBOはCsBOを生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のBC制御棒ブレードと、ペレット状のBC制御棒では、形状や表面積、BCとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やBCの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。
山本 俊弘; 三好 慶典; 竹田 敏一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(1), p.77 - 87, 2006/01
被引用回数：14 パーセンタイル：68.67(Nuclear Science & Technology)粒子が分散している媒質に対して中性子輸送計算を行うための実効均質化断面積を計算する従来の手法に対して拡張を行った。従来は、粒径が大きくなるにつれて中性子実効増倍率を過大評価していたが、その原因を明らかにするとともにその修正方法を提示した。また、本手法は核分裂エネルギー領域で反応率を過少評価するが、その原因と補正方法を提示した。本手法をプルトニウムスポットを含むMOX燃料ペレットやガドリニア粒子を含む溶液燃料の臨界計算に適用したところ、粒子が分散している非均質の状況を厳密に計算したときの結果をより短い計算時間で精度よく再現した。また、粒子の半径や組成が二種類以上の場合にも適用できるように手法の拡張を行った。
西原 哲夫; 稲垣 嘉之
Nuclear Technology, 153(1), p.100 - 106, 2006/01
被引用回数：9 パーセンタイル：51.90(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では高温ガス炉HTTRを利用した水素製造の研究開発を進めている。本システムの主要課題の1つとして、安定な運転を行うための制御技術の開発がある。化学反応器の下流に設置する蒸気発生器を用いてヘリウム温度の変動を緩和し、熱負荷変動を吸収することを提案した。起動運転と化学反応器の負荷喪失事象を対象として熱流動解析を行った。原料ガスの流量変化に伴う化学反応器出口の大きなヘリウム温度の変動は蒸気発生器出口で緩和されることを示した。この結果、HTTRは原料ガスの流量によらず、通常運転を継続することができる。
西原 哲夫; 稲垣 嘉之
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.320 - 324, 2003/00
高温ガス炉水素製造システムの開発課題として、水素製造設備で発生した熱外乱が原子炉に伝播し、原子炉の運転に影響を与えないための制御技術の開発がある。原研では、蒸気発生器を用いた熱外乱緩和システムを提案し、HTTR水素製造システムによる実証試験を通してこのシステムの有効性を実証する計画である。この技術が成立することにより、水素製造設備と原子炉の運転制御は独立して行えることとなる。本論文は、HTTR水素製造システムの概要を示すとともに、プラント動特性解析により熱外乱緩和システムの有効性を示したものである。
角田 弘和*; 佐藤 理*; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 飯島 進; 神戸 満*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00
月面用高速炉RAPID-Lでは完全自動制御を達成するために、革新的な反応度制御システムLEM,LIM及びLRMを装荷する。これらのシステムでは、Li-6を液体吸収材として用いる。このLi-6は、高速炉ではこれまで吸収材として用いられたことがない。そこで、原研の高速炉臨界集合体(FCA)を用いてLi-6の反応度特性を調べた。実験では、濃縮ウランとステンレス鋼を用いてRAPID-Lの中性子スペクトルを模擬した炉心をFCAに構築し、95%濃縮Li試料を用いてLi-6の軸方向反応度価値分布を測定した。測定結果を、RAPID-L設計手法による計算結果と比較したところ、両者は良い一致を示した。この結果から、炉心設計手法に対するバイアス因子を求め、RAPID-Lに装荷するLEM及びLIMの本数を決定した。
藤本 望; 山下 清信; 秋濃 藤義
JAERI-Research 99-052, p.51 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-052.pdf:2.05MB
VHTRC炉心に複数本の反応度調整材(BP)棒を装荷した実験結果について、BP反応度価値の解析精度を評価した。その結果、HTTRの核設計に用いている、ブロック内を均質としたモデルではBP反応度を20%程度過小評価することが明らかとなった。この結果は、BP反応度を系統的に過小評価しているため、過剰反応度を高めに評価するという観点からは保守的であり安全上問題ない。しかしながら、高温ガス炉の設計の合理化、将来炉の設計、HTTRの運転管理等のためには評価精度の向上が必要である。そこで、BP位置をモデル化し炉心内のインポータンス分布をより詳細に考慮すれば精度が向上すると考え、燃料体内でのBP棒の位置を考慮できるよう燃料体のメッシュ分割数を増やしたモデルを作成した。このモデルとともに、炉心計算のBP棒領域に対応する範囲で均質化することにより作成した実効断面積を用いることにより、10%以下の誤差でBP反応度を評価できることが明らかとなった。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 小池 須美男; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-098, 81 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、核特性解析を実施した。LEU燃料への移行においては、高ウラン密度のシリサイド(USi)燃料を採用するとともに、(1)連続運転日数を現12日から25日に延長する、(2)サイクルの初期過剰反応度を低減するために、可燃性吸収体として直径0.3mmのカドミウムワイヤを燃料要素の側板に挿入する、の二項目を満足するように変更する予定である。本報告は、JMTRのLEU燃料炉心の核特性解析について述べたものである。解析の結果、LEU燃料炉心の核特性はMEU燃料炉心と同様であること、Cdの可燃性吸収体の使用は有効であることを示している。
藤井 貴美夫; 野村 真三; 今井 久*; 新藤 雅美
Journal of Nuclear Materials, 187, p.32 - 38, 1992/00
被引用回数：7 パーセンタイル：56.74(Materials Science, Multidisciplinary)HTTRの中性子吸収材であるほう素炭化物含有黒鉛とヘリウム中の水蒸気との反応を1000Cまでの温度範囲で、主としてBCの酸化の観点から調べた。ほう素炭化物含有黒鉛の酸化反応は、BC+6HO=2BO+6H+C(free carbon)、C(free carbon)+HO=CO+H及びC(黒鉛)+HO=CO+Hから成り、反応速度はBOの形成により、温度の上昇と共に単調には増加しないこと、黒鉛材料に比較して酸化速度が遅いことが明らかになった。
桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 小向 文作; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 坂倉 敦; 新保 利定; 斎藤 実; 二村 嘉明
Proc. on 12th Int. Meeting,Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, p.269 - 280, 1991/00
材料試験炉部では、JMTRのLEU化に係る安全審査のための準備作業の一環として、LEUシリサイド燃料に関する各種の試験・開発を進めている。この内、今回は、可燃性吸収体Cdワイヤ入りLEU炉心の核計算法の開発、LEU燃料要素の活動試験及びLEUシリサイド燃料のFP放出実験について報告する。
岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 桜井 健; 田原 義寿*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(10), p.950 - 959, 1990/10
高転換軽水炉における吸収材の反応度価値に関する実験的研究を原研FCAを用いた一連の実験において実施した。実験は、濃縮度の異なるBC及びHfを用いて、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値をウラン燃料装荷FCA-HCLWR炉心において測定した。
B濃縮度依存性が、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値で観測された。実験結果は、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。計算は、BCについては、両反応度価値とも実験値と良く一致するが、Hfについては、過小評価することがわかった。
後藤 頼男
Annals of Nuclear Energy, 14(8), p.451 - 454, 1987/08
被引用回数：3 パーセンタイル：49.78(Nuclear Science & Technology)吸収棒のある対称非均質ノード応答行列の計算法を拡散近似で形式化した。対称であるノードの既約表現を用いることにより、応答行列の計算は非常に簡単になった。このようにして求めた応答行列は、時間-空間に依存する原子炉の解析に有用である。
馬場 信一; 猿田 徹; 大岡 紀一; 田中 勲; 青山 功
JAERI-M 85-088, 39 Pages, 1985/07
本報告は、日本原子力研究所が開発研究を進めている高温ガス実験炉の制御棒用被覆管材料と中性子吸収体との照射下両立性試験に関するものである。この試験の主な目的は、照射下で被覆管材料(ハステロイXR合金)と中性子吸収体(BC/C)との反応侵食挙動を調べること、および高融点金属箔(Nb、Mo、W、Re)の反応障壁効果を確認することである。照射は材料試験炉のOGL-1において熱中性子(E 
0.11aJ)が410m
、高速中性子(E 
0.16pJ)は6.410
、雰囲気のへリウムガス温度が平均855C、またヘリウムガス中の不純物濃度が4.0vpm以下、気体状核分裂生成物濃度が400kBg/m
以下の試験条件で5Msの時間にわたり行われた。照射後試験の結果、ハステロイXR合金の反応侵食形態は局部的な領域に楕円形状の反応生成物が見られたが、これは炉外試験の結果と同様であった。本試験の中性子照射量では顕著な照射効果は表われなかったが、試料部の発熱による合金の反応侵食深さの加速化が観察された。
後藤 頼男; 安田 秀志
Annals of Nuclear Energy, 10(11), p.589 - 599, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.28(Nuclear Science & Technology)最近、原子炉の欠陥を探知するに原子炉雑音の手法がしばしば用いられるようになった。軽水炉における泡の移動する速度の測定なども可能になって来た。この研究では原子炉で大切な制御板の動きを中性子束の変動から探知しようと試みた。制御板が突然その位置を変えた場合の中性子束の変動を初期値問題として解き、制御板のまわりを除いて中性子束の応答に時間遅があることを示した。次に制御板が周期的に振動している時の中性子束の振動に2倍の周期の振動が存在しうることを示した。この原因は制御板の両側の表面での中性子束の勾配に非対称性があることによる。また制御板がランダムに振動した場合に、炉雑音で測定される出力密度を求めた。この場合制御板と測定器の位置による空間に強く依存する出力密度を計算例で示した。おわりに、上記の手法を2群理論に拡張し、かなり吸収量の少ない時でも振動周期の2倍のスペクトル、ピークが観測される可能性を示した。
小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 桜井 三紀夫*; 丸山 博見*; 山口 正男*; 川上 数雄*
JAERI-M 8020, 162 Pages, 1979/01
BWRの制御棒引抜時における制御棒先端近くの燃料棒の出力上昇率を低減させるために、制御棒先端部に弱吸収体(グレーノーズ)を設けることを提案し、それが出力分布に与える効果を実験的に評価した。グレーノーズは、ステンレス・スチール、ジルカロイ、アルミニウムなどで製作した。実験は軽水臨界実験装置TCAを用いて行った。軸方向の出力分布に与える効果を重点的に測定し、制御棒の反応度効果が従来のものにくらべてどのように変化するかなどについても実験的に評価した。また3次元拡散計算をCITATION相当のFASMOコードにより行い実験値と比較した。測定結果から、ある構造のグレーノーズを用いると、15cm(実炉における一操作時の長さ)引抜にともなう出力上昇率を在来のものと比較して、約43%低減できることが明らかとなった。これによって、燃料健全性に関するインパクトを大幅に緩和せしめ、発電所の運転効率を年間約1.5%高め得ることとなった。
荒井 陽一; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*; 松浦 由幸*; 山崎 誠志*
no journal, ,
Preventing re-criticality is an important safety issue in fuel debris removal operations. As one of the technologies to prevent re-criticality, we have been developing neutron absorbers. The water glass based neutron absorber is a type of solidified non-dissolvable neutron absorber, which is applied to the surface of fuel debris in water. The water glass based neutron absorber gradually increases in viscosity and hardens in close contact with the fuel debris surface. Since the fuel debris is water-cooled in the reactor and it is assumed to be porous, the water glass based neutron absorbent material coats the fuel debris while retaining water inside the fuel debris. In order to prevent hydrogen generation due to radiolysis of water, fuel debris is dried after removal operations. However, there is concern that water glass based neutron absorbent material adhering to the fuel debris may prevent the fuel debris from drying. Therefore, we started to investigate the effect of the water glass based neutron absorber coating on the drying behavior of fuel debris.
雨宮 邦招*; 越川 博; 八巻 徹也; 前川 康成; 蔀 洋司*; 木下 健一*; 沼田 孝之*; 田辺 稔*; 福田 大治*
no journal, ,
光吸収による温度変化を高感度で検出する熱形放射計では、入射光を反射させずにすべて吸収できる材料(以下、黒色吸収体)が不可欠であるが、低反射率と機械的強度を兼ね備えた黒色吸収体は未だに存在しない。そこで本発表では、TIARAにおけるイオンビーム微細加工技術を用いた黒色吸収体の新しい作製法を提案する。材料表面の光学応答を考慮した有限差分時間領域法による設計に基づき、CR-39の重イオンビーム照射と化学エッチングで表面に錐体構造を形成した後、炭素系黒色材で被覆した。得られた試料では、エッチピットのアスペクト比と吸収層の膜厚が十分確保されているため、紫外-近赤外域の反射率が1%以下に低減されるとともに、エアブローやテープ剥離試験にも耐えうる強度を持つことが確認された。
