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論文

Current status of the high intensity pulsed spallation neutron source at J-PARC

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$$^{circ}$$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$$times$$10$$^{12}$$n/cm$$^{2}$$/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$$Delta$$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。

論文

Implementation of a low-activation Au-In-Cd decoupler into the J-PARC 1 MW short pulsed spallation neutron source

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:0 パーセンタイル:0.01(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。

論文

Extension of effective cross section calculation method for neutron transport calculations in particle-dispersed media

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:6 パーセンタイル:43.58(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。

論文

RAPID-L highly automated fast reactor concept without any control rods, 2; Critical experiment of lithium-6 used in LEM and LIM

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。

報告書

JMTR低濃縮燃料炉心の核特性

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

JAERI-M-92-098.pdf:1.81MB

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(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$)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。

論文

Oxidation behavior of boronated graphite in helium containing water vapor

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:58.5(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1000$$^{circ}$$Cまでの温度範囲で、主としてB$$_{4}$$C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、B$$_{4}$$C+6H$$_{2}$$O=2B$$_{2}$$O$$_{3}$$+6H$$_{2}$$+C(free carbon)、C(free carbon)+H$$_{2}$$O=CO+H$$_{2}$$及びC(黒鉛)+H$$_{2}$$O=CO+H$$_{2}$$から成り、反応速度はB$$_{2}$$O$$_{3}$$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。

報告書

耐熱合金と炭火ホウ素との両立性(4) OGL-1照射下両立性試験報告(81LM-21J)

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

JAERI-M-85-088.pdf:2.94MB

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(B$$_{4}$$C/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4$$times$$10$$^{2}$$$$^{2}$$m$$^{-}$$$$^{2}$$、高速中性子(E $$>$$ 0.16pJ)は6.4$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{m}$$$$^{-}$$$$^{2}$$、雰囲気のへリウムガス温度が平均855$$^{circ}$$C、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$$^{3}$$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。

報告書

グレーノーズ付制御棒効果に関する臨界実験

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

JAERI-M-8020.pdf:4.57MB

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。

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