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論文

Recent status of the pulsed spallation neutron source at J-PARC

高田 弘; 羽賀 勝洋

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.081003_1 - 081003_7, 2020/02

大強度陽子加速器施設J-PARCの核破砕中性子源では、設計を見直した水銀ターゲット容器を使用して2017年10月から2018年7月までの間、500kWの陽子ビームで運転を行うとともに、1MW相当のビーム強度で1時間の運転も行った。このターゲット容器では、ビームが入射する尖頭部でのキャビテーション損傷を抑制する対策として微小気泡注入器を装備するとともに、尖頭部では流路幅2mmの狭隘流路に水銀流れを形成する形状を採用した。運転終了後の観察の結果、厚さ3mmの容器尖頭部の損傷は17.5$$mu$$mより浅い程度に抑制できたことがわかった。

論文

The Analytical study of inventories and physicochemical configuration of spallation products produced in Lead-Bismuth Eutectic of Accelerator Driven System

宮原 信哉*; 大平 直也*; 有田 裕二*; 前川 藤夫; 松田 洋樹; 佐々 敏信; 明午 伸一郎

Nuclear Engineering and Design, 352, p.110192_1 - 110192_8, 2019/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.09(Nuclear Science & Technology)

鉛ビスマス共晶(LBE)合金は加速器駆動システム(ADS)の核破砕中性子ターゲットや冷却材として用いられ、核破砕生成物として多くの元素が生成するため、その放出および輸送挙動を評価することが重要である。そこで、J-PARCのADSターゲット試験施設(TEF-T)のLBEループについて、LBE中に生成する核破砕生成物のインベントリおよび物理化学的組成について検討した。LBE内の核破砕生成物インベントリは、PHITSコードを使用して評価した。LBE中の核破砕生成物の物理化学的組成は、350$$^{circ}$$C$$sim$$500$$^{circ}$$CのLBE運転温度及びLBE中の酸素濃度10ppb$$sim$$1ppmの条件下、Thermo-Calcコードを用いて計算した。計算の結果、Rb, Tl, Tc, Os, Ir, Pt, Au, Hgの8元素がすべての条件下でLBEに可溶であり、化合物は形成されなかった。Ce, Sr, Zr及びYの酸化物はLBE中でCeO$$_{2}$$, SrO, ZrO$$_{2}$$およびY$$_{2}$$O$$_{3}$$として安定であることが示唆された。

論文

Concept of transmutation experimental facility

大井川 宏之; 佐々 敏信; 菊地 賢司; 西原 健司; 倉田 有司; 梅野 誠*; 辻本 和文; 斎藤 滋; 二川 正敏; 水本 元治; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.507 - 517, 2005/11

J-PARC施設の一つとして、原研は核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)で構成される。TEF-Pは、600MeV, 10Wの陽子ビームを入射できる臨界実験施設である。TEF-Tは、600MeV, 200kWの陽子ビームを用いる材料照射施設で、鉛ビスマスターゲットを設置するが、核燃料を使った中性子増倍は行わない。本報告では、実験施設の目的,概念設計の現状,想定する実験項目を示す。

論文

Research and development program on accelerator driven subcritical system in JAERI

辻本 和文; 大井川 宏之; 大内 伸夫; 菊地 賢司; 倉田 有司; 水本 元治; 佐々 敏信; 西原 健司; 斎藤 滋; 梅野 誠*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

原研では、マイナーアクチノイド等の放射性廃棄物を核変換することを目指した加速器駆動核変換システム(ADS)の開発を進めている。ADSの工学的成立性検証に必要な知見と要素技術を得ることを目的に、原研では2002年から総合的な研究開発プログラムを実施してきた。2005年までのプログラム第1期では、原研が主導して多くの研究所,大学,企業が参加して、以下に示すADS特有の3つの技術分野にわたって、研究開発を進めてきた。(1)超伝導線形加速器,(2)核破砕ターゲット及び炉心冷却材としての鉛ビスマス共晶合金技術,(3)未臨界炉心の設計と炉物理。本報告では、プログラムの概要及び得られた成果についてまとめる。

論文

核変換研究開発の現状・展望,C; 加速器駆動核変換システム

大井川 宏之

原子核研究, 47(6), p.39 - 52, 2003/03

マイナーアクチニド(MA)及び長寿命核分裂生成物(LLFP)は、核燃料サイクルで生じる高レベル放射性廃棄物中にあって長期にわたって毒性を保ち続ける。これらの核種を短寿命又は安定な核種に変換することを目的に、加速器駆動核変換システム(ADS)が提案され、開発されている。本稿では、ADSに関する研究開発の現状,解決すべき技術課題,大強度陽子加速器プロジェクト(J-PARC)における実験計画及び世界各国における取り組みについて解説したものである。

論文

Research and development program on accelerator driven system in JAERI

大井川 宏之; 大内 伸夫; 菊地 賢司; 辻本 和文; 倉田 有司; 佐々 敏信; 高野 秀機; 西原 健司; 斎藤 滋; 二川 正敏; et al.

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1374 - 1379, 2003/00

原研は、マイナーアクチニドと長寿命核分裂生成物といった放射性廃棄物を核変換することを目指した加速器駆動システム(ADS)の開発を進めている。ADSの工学的成立性検証に必要な知見と要素技術を得ることを目的に、原研では2002年より総合的な研究開発プログラムを開始した。プログラムの第1期は3年間の予定であり、原研が主導して多くの研究所,大学,企業が参加している。研究開発項目は、以下に示すADS特有の3つの技術領域にわたっている。(1)超伝導線形加速器,(2)核破砕ターゲット及び炉心冷却材としての鉛ビスマス共晶合金技術,(3)未臨界炉心の設計と炉物理。本報告では、プログラムの概要及び予備的な結果についてまとめる。

論文

Conceptual design study of the transmutation experimental facilities

佐々 敏信; 大井川 宏之; 菊地 賢司; 池田 裕二郎

Proceedings of American Nuclear Society Conference "Nuclear Applications in the New Millennium" (AccApp-ADTTA '01) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00

原研では、オメガ計画の下でマイナーアクチノイドと長寿命核分裂生成物の核変換を行う加速器駆動システムの概念検討を進めている。加速器駆動システムの開発に関連した技術課題の解決のために、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で進めている大強度要旨加速器計画の中で、核変換実験施設の建設を計画している。施設は、核変換物理実験施設及び核変換工学実験施設の二つの研究施設から構成される。600MeV-0.3mAの陽子ビームが施設に供給されることになっている。この発表では、これらの実験施設の概念検討について発表を行う。

報告書

加速器核変換システム用核破砕ターゲットからの核破砕生成物の放射能と毒性評価

西原 健司; 佐々 敏信

JAERI-Research 2001-015, 33 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-015.pdf:1.34MB

加速器駆動核変換システムにおいて、源となる中性子を生成する核破砕ターゲットとして、ナトリウム冷却型システムでは固体タングステンターゲットを、鉛-ビスマス液体合金冷却型システムでは鉛-ビスマス冷却材をそのままターゲットとして用いている。これらのターゲット、冷却材及び陽子ビーム窓から発生する核破砕生成物(SP)の収率,運転中及び冷却中の放射能,毒性を評価しておくことはシステムの運転あるいは使用済みターゲットの管理を検討するために必要である。今回、NMTC/JAERI97とCHAIN-SPを用いてこの評価を行った。燃焼計算システムABC-SCを用いて炉内中性子によるターゲットの放射化についても評価した。

報告書

Development of the DCHAIN-SP code for analyzing decay and build-up characteristics of spallation products

高田 弘; 小迫 和明*

JAERI-Data/Code 99-008, 87 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-008.pdf:3.68MB

核破砕核種の崩壊特性を計算するために、核種の崩壊生成解析コードDCHAIN2について、放射性核種に関する崩壊データを改訂するとともに中性子反応断面積データを加えてDCHAIN-SPコードを開発した。崩壊データはEAF3.1,FENDL/D-1及びENSDFデータライブラリから新規に作成した。FENDL/A-2データライブラリから引用した中性子反応断面積も用意し、生成点における中性子場による核種の核変換を考慮する。本コードは、あらゆる崩壊系列における核種の崩壊生成をBeteman法で解き、核種の蓄積量、誘導放射能、$$alpha$$,$$beta$$及び$$gamma$$線の放出による崩壊熱、さらには$$gamma$$線エネルギースペクトル等を計算する。ここで、高エネルギー核子中間子輸送コードによって評価された核種生成率が入力データとされる。本レポートではDCHAIN-SPコードの使用法を説明する。

報告書

Proceedings of the 3rd Workshop on Neutron Science Project; Science and Technology in the 21st Century opened by Intense Spallation Neutron Source, March 17 and 18, 1998, JAERI, Tokai, Japan

中性子科学計画室

JAERI-Conf 99-003, 215 Pages, 1999/03

JAERI-Conf-99-003.pdf:14.79MB

平成10年3月17,18日に東海研において、「中性子科学研究計画」の進捗状況についての報告と本計画に関連して研究所内外の専門家との議論を行うために、第3回「中性子科学研究計画」に関するワークショップを開催した。本論文集は、ワークショップ後に投稿された論文等を編集したものである。

論文

Physical features of target and blanket

西田 雄彦

IAEA-TECDOC-985, 0, p.32 - 43, 1997/11

原研では、オメガ計画に基づいて、固体燃料型及び液体燃料型の加速器駆動消滅処理システムの研究開発を進めている。この報告では、外国の研究開発の現状と比較するために、原研型システムについて物理的特徴を中心にまとめた。加速器の陽子ビームを入射し多くの核破砕中性子を発生して炉心部へ供給する「ターゲット領域」は、このハイブリットシステム特有のものである。固体燃料システムでは、非アクチナイドのタングステンターゲットが採用され、液体燃料システムでは、マイナアクチノイドの燃料溶融塩がターゲットを兼ねる構造となっている。また、マイナアクチノイドの主たる消滅領域は、ターゲットをとりまく高速未臨界炉心(ブランケット)である。この消滅処理性能を決める重要な因子である「中性子エネルギースペクトル」および「中性子束分布」について、各システムの体系毎に記述した。

論文

Conceptual design study on proton accelerator-driven transmutation system

西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐々 敏信; 高田 弘; 明午 伸一郎

Proc. of ASME$$cdot$$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。

論文

加速器による消滅処理

西田 雄彦

第26回炉物理夏期セミナーテキスト; 消滅処理研究, 0, p.47 - 66, 1994/00

近年、二十一世紀の原子力利用の基盤を確実なものにする先端技術の一つとして、「核廃棄物の消滅処理」に対する内外の原子力研究者の関心は高まりつつある。我国においては、既にオメガ計画のもとに原子炉及び加速器を用いた消滅処理の研究が並行して進められている。このセミナーでは、炉物理の研究者を対象として、現在進められている加速器利用のマイナアクチナイド及び長寿命核分裂生成物消滅処理システム(高速炉型、熱中性子炉型)の概念検討、大強度加速器の開発、核破砕実験及びカスケードコードの開発について概要を述べる。

報告書

原子核スポレーション反応シミュレーションコード開発と1次スポレーション生成物の計算

西田 雄彦; 中原 康明; 筒井 恒夫

JAERI-M 86-116, 65 Pages, 1986/08

JAERI-M-86-116.pdf:1.63MB

加速器による高速陽子がタ-ゲットに打ち込まれた時に起こる反応を、核物理的素過程の面から研究するために、原子核スポレ-ション反応(核内カスケ-ド+粒子蒸発and/or核分裂)シュミレ-ションコ-ドNUCLEUSを開発した。このコ-ドの計算結果は、多重散乱効果の無視できるような薄いタ-ゲットの原子核実験デ-タと直接比較でき、計算モデルの改良やパラメ-タの値の精度向上に資する。予備的な解析として、タ-ゲット核種が天然ウラン、鉛、及び銀で入射陽子のエネルギ-が 0.5,1,2,3,GeVの場合について計算を行なった。原子核スポレ-ション反応の結果、放出される粒子の数や残留生成核分布は、核種によらず 概して2GeV以上で飽和する傾向を示した。また、1次生成物では短寿命核種が多いという結果が得られた。

論文

スポレーションの工学; 巨視的媒質中でのスポレーション反応と核子輸送

中原 康明; 西田 雄彦

原子核研究, 29(6), p.121 - 129, 1985/00

スポレーション中性子源および核分裂性物質増殖と超ウラン廃棄物消滅処理用ターゲット・ブランケット設計へのスポレーション反応の工学的応用という観点から巨視的媒質中での核反応と核子輸送過程を論ずる。核内核子カスケード,高エネルギー核分裂と粒子蒸発の競合過程および核外カスケードの計算手法のまとめを行い、次に天然ウラン円柱ターゲットについての計算結果を示す。ターゲット中の核子輸送過程の分析が行われ、さらにスポレーション反応生成物分布が示される。

口頭

The Analytical prediction of inventories and physicochemical composition of spallation products produced in Lead-Bismuth Eutectic of Accelerator Driven System

宮原 信哉*; 有田 裕二*; 大平 直也*; 佐々 敏信; 前川 藤夫; 松田 洋樹

no journal, , 

鉛ビスマス共晶(LBE)合金は加速器駆動システム(ADS)の核破砕中性子ターゲットや冷却材として用いられ、核破砕生成物として多くの元素が生成するため、その放出および輸送挙動を評価することが重要である。そこで、J-PARCのADSターゲット試験施設(TEF-T)のLBEループについて、LBE中に生成する核破砕生成物のインベントリおよび物理化学的組成について検討した。LBE内の核破砕生成物インベントリは、PHITSコードを使用して評価した。LBE中の核破砕生成物の物理化学的組成は、350$$^{circ}$$C$$sim$$500$$^{circ}$$CのLBE運転温度及びLBE中の酸素濃度10ppb$$sim$$1ppmの条件下、Thermo-Calcコードを用いて計算した。計算の結果、Hg, Tl, Au, Os, Tcの5元素がすべての条件下でLBEに可溶であり、化合物は形成されなかった。Ce, Zr及びYの酸化物はLBE中でCeO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$およびY$$_{2}$$O$$_{3}$$として安定であることが示唆された。

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