検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 19 件中 1件目~19件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

SAS4A simulations of selected CABRI-1 oxide fuel experiments

Karahan, A.*; 川田 賢一; Tentner, A.*

Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11

An initial comparison of the SAS4A version 5.2 code predictions and observed results of two of the CABRI-1 Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) Oxide Fuel tests has been accomplished. The selected experiments are (1) AI3, a Transient Over-Power test and (2) BI3, a Loss-of-Flow and Transient Over-Power test. The initial simulations describe the test events up to the time of cladding failure and results such as onset of the coolant boiling, time and spatial variation of the fuel pin temperature, and clad failure time and location are given. The calculated clad failure results are in reasonable agreement with the corresponding experimental results. Directions for further improvement of the mixed oxide fuel models of the SAS4A code are outlined.

論文

Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.

論文

Comparative study on burnup characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, the atomic number densities and core characteristics at the end of cycle were evaluated by the best estimate deterministic methodologies of ANL and JAEA. The atomic number densities of plutonium isotopes calculated by both institutions showed a good agreement with less than 0.5% of discrepancy, except for the atomic number density of Pu-241. The atomic number densities of americium and curium isotopes showed less than 6% of discrepancy. The results of core characteristics at the end of cycle obtained by both institutions showed a reasonably good agreement with less than 400 pcm of discrepancy on the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy on the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. A burnup sensitivity analysis was employed to identify the major factors of the difference in the calculated atomic number densities at the end of cycle.

論文

Tradeoff analysis of metal-fueled fast reactor design concepts

Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.

論文

Stability and synthesis of superheavy elements; Fighting the battle against fission - Example of $$^{254}$$No

Lopez-Martens, A.*; Henning, G.*; Khoo, T. L.*; Seweryniak, D.*; Alcorta, M.*; 浅井 雅人; Back, B. B.*; Bertone, P. F.*; Boilley, D.*; Carpenter, M. P.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 131, p.03001_1 - 03001_6, 2016/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.9

原子番号が100を超える原子核の核分裂障壁の高さとその角運動量依存性を初めて測定した。核分裂による崩壊が優勢となり始める励起エネルギーを決定できる初期分布法という方法を$$^{254}$$Noの測定に適用した。$$^{254}$$Noの核分裂障壁はスピンゼロにおいて6.6MeVと決定された。このことは、$$^{254}$$Noが原子核の殻効果によって強く安定化されていることを示している。

論文

Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 6 Pages, 2016/06

日米二国間協力枠組による民生原子力研究開発ワーキンググループにおける国際協力の下、アルゴンヌ国立研究所(ANL)および原子力機構は、JSFR金属燃料炉心のベンチマーク研究を実施してきている。このベンチマーク研究では、ANLおよび原子力機構の決定論最確評価手法およびモンテカルロ法により、平衡サイクル初期の炉心核特性を評価した。ANLおよび原子力機構の解析結果は、中性子増倍率において200pcm以下の差で、ナトリウムボイド反応度、ドップラ係数および制御棒価値において3%以下でよく一致した。決定論による近似の影響を分析するとともに、解析手法の違いによる結果への影響を把握するため、決定論およびモンテカルロ法の計算結果を比較した。また、核データライブラリの違いによる影響を感度解析法により分析した。

論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; JAEA's calculation results

高野 和也; 毛利 哲也; 岸本 安史; 羽様 平

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは原子力機構(JAEA)によるベンチマーク解析結果について述べるとともに、JAEA解析手法が出力分布偏差に対して十分な精度を有していることを示す。また、中性子線及び$$gamma$$線輸送効果を考慮した発熱計算により、径方向ブランケット燃料領域における出力分布解析精度が向上することを示す。

論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; Benchmark results and comparisons

Pascal, V.*; Prulhi$`e$re, G.*; Vanier, M.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Chenu, A.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN,原子力機構, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは、「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果を基に、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。

論文

Benchmark analyses on the control rod withdrawal tests performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments

Monti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.

IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06

Before the definitive shutdown in 2009, PH$'E$NIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.

論文

Benchmark calculations on control rod withdrawal tests performed during Phenix End-of-Life experiments

Pascal, V.*; Prulhi$`e$re, G.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Semenov, M.*; Taiwo, T.*; et al.

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/04

2009年に仏Phenix炉のEnd-of-Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を把握することを目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し、本CRPを進めている。ここでは「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果をもとに、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。

論文

Selection of sodium coolant for fast reactors in the US, France and Japan

阪本 善彦; Garnier, J.-C.*; Rouault, J.*; Grandy, C.*; Fanning, T.*; Hill, R.*; 近澤 佳隆; 小竹 庄司*

Nuclear Engineering and Design, 254, p.194 - 217, 2013/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:42.84(Nuclear Science & Technology)

日米仏の三国で高速炉は持続可能な核エネルギー供給、高レベル廃棄物処理の観点から不可欠であることを確認した。高速炉の冷却材の比較評価を行い、最終的に三国一致してナトリウムが最も有望であることを確認した。

論文

Multi-intruder structures in $$^{34}$$P

Bender, P. C.*; Tabor, S. L.*; Tripathi, V.*; Hoffman, C. R.*; Hamilton, L.*; Volya, A.*; Clark, R. M.*; Fallon, P.*; Macchiavelli, A. O.*; Paschalis, S.*; et al.

Physical Review C, 85(4), p.044305_1 - 044305_10, 2012/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:36.98(Physics, Nuclear)

24MeVの$$^{18}$$Oビームと$$^{18}$$Oターゲットの反応で生じるプロトンと同時計数をとった$$gamma$$崩壊の解析によって$$^{34}$$Pの励起準位は大幅に拡張された。軽い荷電粒子はMicroballによって検出され、同時に放出される多重$$gamma$$線はGammasphereで検出された。多くの新しい$$gamma$$線遷移が同定され、励起準位が構築された。加えて、$$gamma$$線角度分布からスピンが特定され、パリティはドップラー幅拡がりの解析によって決定された寿命から推定された。観測されたほとんどの準位は0$$f$$$$_{7/2}$$か1$$p$$$$_{3/2}$$軌道に粒子を持つWBP-aとSDPF-NR相互作用を使ったシェルモデル計算によって理解された。2つの計算は約200keVの範囲でよく一致した。しかし、高エネルギー準位の2つはstretched $$pi$$$$f$$$$_{7/2}$$ $$otimes$$ $$nu$$$$f$$$$_{7/2}$$準位であるかもしれないが、計算はそれらのエネルギーを2から3MeVオーバーしている。さらに新しく観測された長寿命7919-keVは今のところ説明ができない。

論文

CAF$'E$ experiments on the flow and freezing of metal fuel and cladding melts, 1; Test conditions and overview of the results

深野 義隆; 川田 賢一; 佐藤 一憲; Wright, A. E.*; Kilsdonk, D. J.*; Aeschlimann, R. W.*; Bauer, T. H.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

For metal fueled fast reactors, assessment of the core disruptive accident (CDA) is necessary for both design and licensing. The objectives of the Core Alloy Flow and Erosion (CAF$'E$) experiments are to investigate the fundamental flow, metallurgical interaction, and freezing behavior of uranium-iron-type melts within iron-based trough-shaped flow channels and provide information that can support the development of mathematical models that describe the movements of molten fuel-bearing core materials during CDAs. In the CAFE experiments, melt produced in yttria-coated crucible by induction heating flowed down within approximately 660 mm long inclined trough and was received by the catch cup located below the bottom of the trough. Flow was observed and recorded by three video cameras and many thermocouples. Four UT series tests were conducted using molten uranium whose melting point is 1400 K. Two E1T series tests were performed using U-Fe eutectic mixture whose melting point is 1000 K. In each test, 1 to 1.65 kg of melt was introduced into an inclined trough. These test results provide understandings on fundamental flow and freezing behavior of melts including metallurgical interaction in the steel flow channels with a variety of melt and flow channel conditions and also offer useful information for developing analytical models to describe such behavior.

論文

CAF$'E$ experiments on the flow and freezing of metal fuel and cladding melts, 2; Results, analysis, and applications

Wright, A. E.*; Bauer, T. H.*; Kilsdonk, D. J.*; Aeschlimann, R. W.*; 深野 義隆; 川田 賢一; 佐藤 一憲

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00

The Core Alloy Flow and Erosion (CAF$'E$) experiments have measured fundamental flow, metallurgical interaction, and freezing behavior of uranium and uranium-iron melts within iron-based trough-shaped flow channels relevant to phenomena that might occur in a hypothetical severe accident in a metal fueled fast reactor. CAF$'E$ simulations conducted so far have engineered interactions of fuel and structural materials over a prototypic range of accident-related melt compositions and temperatures. Real-time measurements included flow-channel temperatures and video recording of the flowing melt. Post-test evaluations compare and contrast flow behaviors, trough damage, and debris distribution and indicate that thermo-chemical interactions play a central role in the interaction of molten fuel debris flowing on cold structure and may inhibit bulk freezing of the debris on the structure.

論文

Local crystal structure of nano-manganese-oxide gold adsorbent

飯久保 智*; 古屋仲 秀樹*; 社本 真一; 竹内 謙*; 小原 真司*; 樹神 克明; Loong, C.-K.*

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 71(11), p.1603 - 1608, 2010/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:56.84(Chemistry, Multidisciplinary)

X線と中性子粉末回折データの2体分布関数解析を用いて、乾燥及び重水素化したナノ酸化マンガン粉末試料の局所結晶構造を調べた。プロトン化したサンプルは、海水のようなpptレベルの水溶液からでさえ、金吸着剤として極めて高い効率性を示す。ナノ酸化マンガン粒子がR-MnO$$_{2}$$型の局所結晶構造を持つことをここで示し、ナノ粒子表面上の水素イオンの役割の可能性について議論する。

論文

Bridging the nuclear structure gap between stable and super heavy nuclei

Seweryniak, D.*; Khoo, T. L.*; Ahmad, I.*; Kondev, F. G.*; Robinson, A.*; Tandel, S. K.*; 浅井 雅人; Back, B. B.*; Carpenter, M. P.*; Chowdhury, P.*; et al.

Nuclear Physics A, 834(1-4), p.357c - 361c, 2010/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:46.94(Physics, Nuclear)

陽子数100,中性子数152近傍の原子核における一粒子軌道エネルギーの実験値は、超重核領域の殻構造を予測する理論計算の検証に重要な役割を果たす。われわれは$$^{252}$$No及び$$^{254}$$Noに2準粒子状態の高K核異性体を観測し、それらのエネルギーから陽子数100近傍における陽子の一粒子軌道エネルギーを評価することに成功した。また$$^{257}$$Rfに3準粒子状態の高K核異性体を発見し、$$^{257}$$Rfの$$alpha$$崩壊の実験データから中性子の一粒子軌道エネルギーも評価した。得られた実験値をさまざまな理論計算の予測値と比較した結果、Woods-Saxonポテンシャルを用いた計算が最もよく実験値を再現することを見いだした。

論文

Relationship between average and local crystal structure and the ferroelectric properties of a Sr-Bi-Ta-Si-O ferroelectric material

井手本 康*; 谷山 敏*; 飯久保 智*; 社本 真一; Richardson, J. W.*

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 70(8), p.1156 - 1165, 2009/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:78.96(Chemistry, Multidisciplinary)

We investigated the relationship between the average and local crystal structures and the ferroelectric properties of Bi$$_{2}$$SiO$$_{5}$$, Bi$$_{4}$$Si$$_{3}$$O$$_{12}$$, or Bi$$_{2}$$O$$_{3}$$ added Sr$$_{1-x}$$Bi$$_{2+x}$$Ta$$_{2}$$O$$_{9}$$ (x=0, 0.2) produced by a solid-state reaction. The average crystal structures were determined by the Rietveld method. On the other hand, the local structure is important, because the ferroelectric property is related to the distortion, and ferroelectric complex oxides have domains. We also investigated the local crystal structure using atomic pair distribution function (PDF) analysis. Based on the results, the distortion and symmetry of TaO$$_{6}$$ are found to contribute to the remanent polarization.

口頭

2重ハニカム格子超伝導体

社本 真一

no journal, , 

山中昭司教授による2重ハニカム格子超伝導体の発見の歴史的意義を銅酸化物高温超伝導体やMgB$$_{2}$$と比較し、われわれによる中性子回折を用いた一連の超伝導体の初めての構造決定とその結果から導かれた物質設計の方針、及びその結果得られた物質の構造解析結果等を含めて、物質的側面から見たこの超伝導体研究について紹介する。

口頭

高強度パルス中性子で見えてくるナノ領域の全局所構造

社本 真一

no journal, , 

本理研シンポジウムは理化学研究所高木磁性研究室により主催される。今後、J-PARCの物質・生命科学実験施設に建設される大強度パルス中性子散乱装置においては、高強度ゆえにナノ領域の全局所構造解析が可能となる。これまでの米国のパルス中性子散乱施設を利用して得られた実験結果を例として取り上げながら、その可能性について解説する。

19 件中 1件目~19件目を表示
  • 1