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論文

Study on plutonium burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario, reactor safety and fabrication tests of the 3S-TRISO fuel

植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2017年度に実施した模擬のCeO$$_{2}$$-YSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約3から18$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。

論文

Development plan of high burnup fuel for high temperature gas-cooled reactors in future

相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; Blynskiy, P.*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭; 橘 幸男

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1355 - 1363, 2014/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:33.59(Nuclear Science & Technology)

小型高温ガス炉(HTGR)HTR50Sの第I期第2ステップの炉心(第2次炉心)のための被覆燃料粒子(CFP)及び燃料コンパクトについて計画と現状を述べた。R&Dのリスクを減らすため、既存の高燃焼度用CFP (HTR50S2型CFP)の仕様をCFPの仕様とした。HTR50S2型CFPは高温工学試験研究炉(HTTR)プロジェクトで培った技術に基づいて製造された。HTR50S2型CFPの最初の照射試験を現在実施中である。HTR50S2型CFP中の燃料核の体積割合はかなり小さいので、燃料コンパクトの高充填率化のR&Dもまた必要である。以上に加え、HTR50Sの第II期炉心及び実用高温ガス炉のためのR&D計画の概要も述べた。

報告書

次世代炉物理解析システムのためのフレームワーク開発,3

横山 賢治; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2009-012, 208 Pages, 2010/02

JAEA-Data-Code-2009-012.pdf:11.28MB

原子力機構では、次世代原子力システムの基礎・基盤研究における革新的な解析手法・モデルの開発を推進し、これらの最新解析手法・モデルを実用化炉の基本設計や発電炉の運転管理等に効率的・効果的に適用し反映していくために、オブジェクト指向技術を採用した次世代解析システムMARBLEの開発を進めている。本研究では次世代炉物理解析システムを実機燃焼解析のみならず、さまざまな臨界実験解析に対応できるものとするため、既存のZPPR臨界実験解析データベースの設計・実装について検討した。そこで、これまでに実装した次世代炉物理解析システムにおける既存の実機燃焼解析のデータモデルと新たに作成すべき臨界実験解析のデータモデルとの統合についてその詳細を検討した。さらに臨界実験解析システムに必要となる計算結果補正処理について検討し、ZPPR臨界実験体系をはじめとするさまざまな臨界実験体系の解析に対応可能なシステムを設計・実装した。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの開発,3(委託研究)

平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*; 横山 賢治

JAEA-Data/Code 2008-021, 110 Pages, 2008/10

JAEA-Data-Code-2008-021.pdf:3.47MB

高速炉実機の燃焼解析評価及び予測精度向上に資する、モジュラー性と柔軟性を備えた高速炉実機燃焼解析システムを開発している。平成18年度の「高速炉実機燃焼解析システムの開発(その2)」においては、集合体の詳細幾何形状,燃料装荷パターン等のモデルの設計と実装を行った。またそれらのモデルを構築するためにシステムに与える入力ファイルの仕様を作成し、入力ファイル処理機能を実装した。本年度は「次世代炉物理解析システムのためのフレームワーク開発(その2)」の成果を利用して、マクロ定数作成機能・炉心計算機能・燃焼計算機能を組み込んだプロトタイプシステムの実装を行った。さらに複数サイクルにまたがる燃焼解析において、簡便なユーザ入力をもとに適切な燃料交換・シャッフリングを行う機能を実装した。

報告書

次世代炉物理解析システムのためのフレームワーク開発,2(委託研究)

平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*; 神 智之*; 横山 賢治

JAEA-Data/Code 2008-020, 188 Pages, 2008/10

JAEA-Data-Code-2008-020.pdf:15.06MB

原子力機構では、次世代原子力システムの基礎・基盤研究における革新的な解析手法・モデルの開発を推進し、これらの最新解析手法・モデルを実用化炉の基本設計や発電炉の運転管理等に効率的・効果的に適用し反映していくために、オブジェクト指向技術を採用した次世代解析システムMARBLEの開発を進めている。本年度はPythonシステム側からC,Fortran等で記述された計算コードを実行するためのフレームワークに関する詳細な設計と実装及びテストを行った。すなわち計算コードとPythonで実装されたシステムとの入出力データの授受を抽象化することで、システムからさまざまな計算コードを統一的に取り扱うことを可能とする基盤を開発し、同じ枠組みの中で拡散計算コード・輸送計算コード・燃焼計算コードを取り扱うことができることを確認した。

論文

MARBLE; A Next generation neutronics analysis code system for fast reactors

横山 賢治; 平井 康志*; 巽 雅洋*; 兵頭 秀昭*; 千葉 豪; 羽様 平; 長家 康展; 石川 眞

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

原子力機構では次世代炉物理解析コードシステムMARBLEの開発プロジェクトを開始した。本システムの実現に向けて、高速炉の炉物理解析のためのソフトウェア基盤と共用データモデルの開発を行った。現在までに、高速炉の燃焼解析システムORPHEUSをMARBLEシステム内に実装した。新システムは従来コードのベンチマーク結果を再現しており、共用データモデルによって実現された機能によりユーザの入力作成の手間を低減することができた。また、高速実験炉「常陽」で測定された燃焼係数解析を使って新システムを検証した。これらの結果は、MARBLE/ORPHEUSが高速炉用の新しい標準炉物理解析システムとして採用可能なことを示している。

報告書

Systemization of burnup sensitivity analysis code, 2 (Contract research)

巽 雅洋*; 兵頭 秀昭*

JAEA-Review 2008-038, 95 Pages, 2008/08

JAEA-Review-2008-038.pdf:2.09MB

炉定数調整法に基づく高速炉核特性予測精度向上において、実機燃焼データを活用するためには、燃焼核特性の感度解析(以下、燃焼感度解析と呼ぶ)を行う必要がある。これまでに、燃焼感度解析を実施するためのコード(SAGEP-BURN)の開発が行われ、その有効性が確認されている。しかしながら、この燃焼感度の理論の複雑さと、システム上の制限から、ユーザへの負担が大きく解析作業が極めて非効率的であるという問題があった。また、システムの巨大化により機能の拡張が難しくなっているため、今後の機能拡張のために整理・統合が必要となっている。このため、オブジェクト指向とスクリプト言語の技術を利用して、燃焼感度解析コードのシステム化作業を実施した。(注:本報告書は2005年2月に発行された報告書(JNC TJ9410 2004-002)の翻訳である。)

報告書

次世代炉物理解析システムのためのフレームワーク開発(委託研究)

巽 雅洋*; 横山 賢治

JAEA-Data/Code 2007-020, 106 Pages, 2007/11

JAEA-Data-Code-2007-020.pdf:17.99MB

原子力機構では、次世代原子力システム研究における革新的な解析手法・モデルの開発を推進し、これらの最新解析手法・モデルを実用化炉の基本設計や発電炉の運転管理等に効率的・効果的に適用し反映していくために、オブジェクト指向技術を採用した次世代解析システムの開発を進めている。本システムでは、オブジェクト指向スクリプト言語Pythonで記述された制御層と、システム言語C++で記述された計算層で構成される二階層モデルを採用する。本研究では、次世代炉物理解析システムの二階層モデルを実現方法の検討と、各層のデータオブジェクトを別の層から透過的に利用可能とするためのライブラリの設計・実装を行った。動作速度を重視するために、各層においては適切な数値演算ライブラリを用いた。開発ライブラリでは、各層において異なる内部表現で保持されているデータを相互変換するモデルプロキシを実現した。本機構により、各層間でのデータ授受を簡便かつ効果的に行うことができることを確認した。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの開発,2(委託研究)

平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2007-019, 133 Pages, 2007/11

JAEA-Data-Code-2007-019.pdf:16.41MB

従来の核特性解析システムは臨界実験体系を想定しているため、燃料組成の燃焼変化を考慮した計算機能は十分には整備されておらず、機能的な制限により解析作業が極めて非効率的になるという問題がある。このため、各計算機能を必要に応じて組み立てたり分解したりできるような高速炉実機燃焼解析システムを開発して、高速炉実機の燃焼解析評価及び予測精度向上に資する。平成17年度の「(高速炉)実機燃焼解析システムの開発」の検討においては、システムを入力データ処理部・ソルバー部・計算結果処理部の各コンポーネントに分割し、それらと全体制御を行うドライバ部を、中間データモデルによって結合する基本設計を実施した。本年度においては、この基本設計にしたがって、本システムの詳細設計と入出力処理部の実装、及び、本システム全体のプロトタイプの実装を実施した。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの開発(委託研究)

兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2006-018, 120 Pages, 2006/08

JAEA-Data-Code-2006-018.pdf:8.42MB

実機で測定された燃焼関連データを核設計精度向上に活用するには、実験データが持つ情報を最大限引き出す必要があるため、解析誤差を最小化しなければならない。このためには、実機燃焼解析に対してJUPITER臨界実験解析等で適用したような最確モデルに基づく詳細な炉物理解析を実施する必要がある。しかしながら、これまでJUPITER標準解析手法として整備されてきた核特性解析システムは、解析対象として臨界実験体系を想定しているため、燃料組成の燃焼変化を考慮した計算機能は十分には整備されてこなかった。したがって、実機燃焼解析を詳細に実施しようとするとさまざまな機能的な制限により、解析作業が極めて非効率的になるという問題があった。実機燃焼解析では定型の解析手順を繰り返せばよい訳ではなく、解析モデル誤差評価のための計算手順の変更や、物理的意味を分析するために計算ステップの途中の結果を利用する必要がある。このため、各計算機能を単純に統合するだけでは不十分である。つまり、セル計算や炉心計算といった各機能を部品として保持したまま、必要に応じて部品を組み立てたり分解したりできるような実機燃焼解析システムの開発を行う。本業務では、現行の実機燃焼解析評価作業の調査と分析の結果から、新たな実機燃焼解析システムに求められる要件について調査を行った。この要件調査の結果を踏まえて、システムの概念設計,基本設計を実施した。

報告書

燃焼感度解析コードのシステム化整備(II)

巽 雅洋*; 兵頭 秀昭*

JNC-TJ9410 2004-002, 98 Pages, 2005/02

JNC-TJ9410-2004-002.pdf:2.14MB

高速炉の実用化に向けて、高速炉十基炉心の核特性予測精度を向上させることは、合理的で高性能な炉心を設計してプラントの経済性の向上を図る上でも信頼性及び安全性の裕度をより高める上でも、極めて重要な研究課題となっている。 これまでの研究では、炉定数調整法を適用することにより、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した統合炉定数を開発し、核設計精度の大幅な向上を達成している。一方、高速炉の炉心設計に於いては、臨界性、反応率、制御棒価値等のいわゆる静核特性だけでなく、燃焼反応度損失、増殖比といった燃焼核特性の精度良い評価も重要である。このためには、高速実験炉「常陽」等の豊富な実機燃焼データを有効に活用して、燃焼核特性の精度向上を図る必要がある炉定数調整法により、実機燃焼データを活用するためには、燃焼核特性の感度解析(以下、燃焼感度解析と呼ぶ)を行う必要がある。これまでに、燃焼感度解析を実施するためのコード(SAGEP-BURN)に開発が行われ、その有効性が確認されている。しかしながら、この燃焼感度の理論の複雑さと、システム上の制限から、ユーザへの負担が大きく解析作業が極めて非効率的であるという問題があった。また、システムの巨大化により機能の拡張が難しくなっているため、今後の機能拡張のために整理・統合が必要となっている。 一方、解析対象によって計算ステップが変わることや、物理的意味を分析する際には計算ステップを分解する必要があること等から、核計算機能を単純に統合するだけでは不十分である。各計算ステップは部品として保持したまま、必要に応じて部品を組み立てたり分解したりできるようにして、現在の燃焼感度解析コードをシステム化する必要がある。このため、オブジェクト指向とスクリプト言語の技術を利用して、燃焼感度解析コードのシステム化作業を実施した。 本研究では、オブジェクト指向スクリプト言語Pythonを用いた既存システムの二階層制御モデルについて検討を行った。その成果を元に、新燃焼感度解析システムPSAGEP(Python-wrapped SAGEP-burn)を実装した。

報告書

燃焼感度解析コードのシステム化整備

巽 雅洋*; 兵藤 秀昭*

JNC-TJ9400 2003-012, 109 Pages, 2004/02

JNC-TJ9400-2003-012.pdf:3.56MB

既存の燃焼感度解析コードシステムSAGEP-BURNの改良すべき点を、解析プロセスの分析を通じて明らかにした。その上で、新SAGEP-BRUNシステムの設計を実施し、その第1段階のプロトタイプをPythonにて実装して動作確認を行った。また、更なる改良に向け、オブジェクト指向分析とそれに基づく設計を実施した。

論文

Sorption characteristics of actinium and protactinium onto soils

坂本 義昭; 石井 友章*; 稲川 聡*; 軍司 康義*; 武部 愼一; 小川 弘道; 佐々木 朋三*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.481 - 484, 2002/11

ウラン廃棄物の安全評価において必要となるウランの娘核種のうち、Ac$$^{227}$$とPa$$^{233}$$の土壌に対する吸着挙動を調べた。数種類の土壌にAc$$^{227}$$とPa$$^{233}$$を吸着させた後、KCl$$^{+}$$CaCl$$_{2}$$,塩酸ヒドロキシルアミン,過酸化水素水による逐次抽出を行った。この結果、Ac$$^{227}$$の吸着形態は、K$$^{+}$$とCa$$^{2+}$$で抽出されるイオン交換的な吸着成分(20-30%)とこれらの試薬で抽出されない土壌への固定成分(60-70%)からなり、Pa$$^{233}$$の吸着形態は、塩酸ヒドロキシルアミンで抽出される非晶質Fe+Mn酸化物への吸着(20-50%)及び土壌への固定成分(40-50%)からなることを示した。これらの結果から、Ac$$^{227}$$とPa$$^{233}$$の土壌への吸着が不可逆的な吸着形態を取ることを明らかにした。

論文

浅地中環境下におけるウラン系列核種の分配係数測定,2; 分配係数のpH依存性

坂本 義昭; 石井 友章*; 稲川 聡*; 軍司 康義*; 武部 愼一; 小川 弘道; 佐々木 朋三*

原子力バックエンド研究, 8(1), p.65 - 76, 2001/09

ウラン廃棄物の浅地中処分の安全評価において必要となる通気層環境(ローム-雨水系)及び帯水層環境(砂-地下水系)でのウラン及びウラン娘核種である鉛,ラジウム, アクチニウム,トリウム,プロトアクチニウム,ウランの分配係数のpH依存性を求め、これらの元素の吸着形態について検討を行った。 鉛,ラジウム,アクチニウム,トリウム,プロトアクチニウム,ウランの分配係数のpH依存性に対して,各元素の存在形態と土の陽イオン交換容量及び表面電位特性を基にして、イオン交換吸着及び表面錯体形成による吸着を組み合わせた吸着反応のモデル計算を行った結果、各元素に対する吸着挙動とその分配係数をおおむね表すことが可能であることを示した。

論文

浅地中環境下におけるウラン系列核種の分配係数測定, 1

石井 友章*; 稲川 聡*; 軍司 康義*; 坂本 義昭; 武部 愼一; 小川 弘道; 佐々木 朋三*

原子力バックエンド研究, 8(1), p.55 - 64, 2001/09

ウラン廃棄物の浅地中処分の安全評価に必要となるウラン系列核種(鉛,ラジウム,アクチニウム,トリウム,プロトアクチニウム,ウラン)の分配係数を通気層環境及び帯水層環境で求めた。通気層環境としてはローム等の4種類の土と雨水の組み合わせ、帯水層環境としては砂等の3種類の土・岩石と地下水の組み合わせで各元素の分配係数をバッチ法により測定した。通気層環境と帯水層環境での分配係数を比べると、アクチニウム以外の元素で通気層環境での分配係数が帯水層環境よりも10倍~100倍大きい値が得られた。また、土の代表的な物性値である陽イオン交換容量(CEC)及び比表面積と各元素の分配係数の関係を求めた結果、鉛,ラジウム,プロトアクチニウムについてはおおむねこれらの物性値と分配係数に相関が認められた。

報告書

「もんじゅ」高度化炉心燃料集合体の部分試作検討,2; 報告書

本田 真樹*; 羽角 孝*; 出牛 幸三郎*; 加藤 茂*; 中村 亘*

JNC-TJ8440 99-005, 244 Pages, 1999/03

JNC-TJ8440-99-005.pdf:21.82MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」は、将来の実証炉の実現に備えて、炉心を高度化するべく検討が進められている。「もんじゅ」高度化炉心に関する種々の検討のうち、炉心燃料集合体構造については平成8年度に経済性、製作性を考慮した代替構造の検討を実施し候補を選定し、平成9年にはこれらの候補の中から、ラッパ菅、下部端栓の接合方法を対象として、製作性、強度の確認をするべく試作及び引張試験を実施した。今年度は、ラッパ菅とエントランスノズルが異種金属製である為に懸念される炉内使用中の熱影響の確認を目的として熱サイクル試験及び強度試験並びに断面金相確認試験を実施した。これにより得られた知見は以下の通りである。(1)ねじ止めによるラッパ菅接合構造は、設計時想定条件において十分弾性範囲内にあることを確認できた。(2)熱サイクル処理に起因する変形は無く、強度の変化も認められなかった。これらのことから、高度化燃料集合体構造としてねじ止めによるラッパ菅接合を採用する場合、異種金属である事に起因する炉内使用中の熱影響は無く、強度にも問題がないことを確認した。

報告書

先進的湿式プラントの設計研究(II) (3)遠隔自動化燃料製造技術調査

佐藤 健次*

PNC-TJ8005 97-001, 122 Pages, 1997/03

PNC-TJ8005-97-001.pdf:32.41MB

先進的湿式プラントは、高速炉燃料サイクルコストの大幅な低減を目指したプラントであり、ゲル化転換、振動充填燃料方式による酸化物粒子燃料の製造を行う一体型燃料リサイクルプラントである。本設計研究では'95年度の設計研究成果を踏まえ、更に最適化したプラント概念を構築するため'、下記の評価・検討を実施した。(1)粒子粒径分布を2成分系より3成分系とした場合の影響評価(2)ブランケット燃料を粒子燃料(振動充填燃料)より簡素化ウランペレット(未研磨ペレット)とした場合の影響評価(3)各設備をモジュール化及び密閉化した場合の概念設計及び評価その結果(1)3成分系は、最小粒子の粒径が被覆管内径に比べて極めて小さい場合有効である。(2)製造法の開発及び燃料仕様の変更は必要であるが、簡素化ウランペレットを採用することにより、ブランケット燃料の製造工程を大幅に簡素化することができる。(3)装置のモジュール化及びバッチ処理を行うことにより、大幅に設置面積を減らすことができる。ことが判った。

報告書

高速炉燃料の焼しまり挙動の調査(2)文献調査

not registered

PNC-TJ242 77-01VOL2, 43 Pages, 1977/06

PNC-TJ242-77-01VOL2.pdf:0.63MB

no abstracts

報告書

Fast breeder prototype reactor Monju fuel assembly water flow test

not registered

PNC-TJ242 73-02T, 79 Pages, 1973/03

PNC-TJ242-73-02T.pdf:1.89MB

None

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