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論文

Development of $$^{99m}$$Tc production from (n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo based on solvent extraction

木村 明博; Awaludin, R.*; 椎名 孝行*; 棚瀬 正和*; 河内 幸正*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Sriyono*; 太田 朗生*; 源河 次雄; et al.

Proceedings of 3rd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2013), p.109 - 115, 2013/11

特願 2011-173260   公報

$$^{99m}$$Tcは、$$^{99}$$Moの核変換によって生成される。$$^{99}$$Mo製造は、現在、高濃縮ウランによる核分裂法(以下、「(n,f)法」という)で行なわれており、世界の供給量の約95%を生産している。しかし、近年、原子炉の老朽化や輸送障害という問題のために安定供給が困難となるとともに、核不拡散、廃棄物管理等の問題がある。最近、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造が注目されているが、(n,f)法に比べて比放射能が低いという欠点がある。このため、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液から$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出により取出し、さらにアルミナ・カラムを用いて$$^{99m}$$Tcを濃縮する方法を開発した。本研究では、インドネシアにあるSGR-GAS炉による照射で生成した1Ciの$$^{99}$$Moを用いて、開発した方法により$$^{99m}$$Tcの抽出特性を調べた。この結果、$$^{99m}$$Tcの回収率は約70%得られた。$$^{99m}$$Tc抽出液の$$^{99m}$$Tc放射能は約30GBq/mlを達成した。また、抽出液中の$$^{99}$$Moの不純物は4.0$$times$$10$$^{-5}$$%未満、放射化学的純度は99.2%以上であり、目標値を満足した。

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。

報告書

「常陽」を用いたATWS模擬試験の実施計画に関する研究

大山 一弘; 黒羽 隆也*; 高松 操; 関根 隆

JNC TN9410 2005-010, 57 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-010.pdf:1.51MB

高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を進めている。本研究では、過渡時のプラント挙動を精度良く予測することが重要であり、「常陽」では、プラント動特性解析コードMimir-N2により、これらの評価を行っている。 これまで、平成13年度、14年度にMK-III炉心用にプラント動特性解析コードMimir-N2を整備するとともに、MK-III性能試験予測解析を実施し、平成15年度のMK-III性能試験においては、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験等のプラントデータを取得した。さらに、平成15年度に、これらのデータに基づき、プラント動特性解析コードMimir-N2の冷却系モデルのうち、原子炉容器上部プレナム部、2次主冷却系ホットレグ配管、主冷却機のモデルの整備を実施した。 今年度は、安全特性試験として計画しているUTOP予備及び模擬試験、ULOF模擬試験の実施に向けた見通しを得るため、プラント動特性解析コードMimir-N2による投入反応度等をパラメータとしたUTOP及びULOF事象解析結果及び試験時のプラント構造健全性について評価し、見通しのある試験条件を策定した。

報告書

ガラス溶融炉の白金族堆積物による電流密度の集中と電極溶融温度の検出性に関する数値解析

堺 公明; 河村 拓己*; 三浦 昭彦; 岩崎 隆*

JNC TN9400 2004-053, 77 Pages, 2004/08

JNC-TN9400-2004-053.pdf:2.62MB

2002年3月、東海再処理工場のガラス溶融炉において、主電極の侵食によるものと考えられる故障が発生した。これまでの原因調査から想定される電極損傷要因として、「局所的な電流密度の集中による交流電極反応」、及び、「局所的な温度上昇による電極材料の溶融」等が挙げられている。いずれの要因も、酸化ルテニウム(RuO2)等の電気伝導度の高い白金族粒子が炉底部に堆積し、炉内の直接通電電流が白金族粒子の堆積領域に集中することが発端と考えられる。そこで、本検討では、白金族粒子が堆積した場合の電極への影響を評価するため、損傷が発生したと考えられる電極角部への電流密度の集中について数値解析による評価を行い、最高温度を推定するとともに、電極内の温度分布に関する数値解析を行い、熱電対による溶融温度検出性に関する検討を実施した。その結果、ガラス溶融炉内の電流密度は、堆積物と電極が接する箇所に集中し、電流の経路ではインコネル材の溶融温度1360$$^{circ}C$$に達する可能性があることが明らかになった。また、電極内の温度分布に関する数値解析の結果、電極損傷想定箇所が溶融温度に到達した場合でも熱電対による温度検出は困難であることが示された。以上より、損傷発生時の電極熱電対温度に異常は観察されなかったが、電極の角部は溶融温度に到達していた可能性があることが明らかになった。

報告書

定常くぼみ渦に関するガス巻込み判定手法の検証解析

堺 公明; 岩崎 隆*; 江口 譲*; 大島 宏之

JNC TN9400 2004-017, 79 Pages, 2004/04

JNC-TN9400-2004-017.pdf:1.83MB

本研究は、自由液面のくぼみ渦によるガス巻込み現象について、数値解析と伸長渦理論の組合せによる判定手法を提案するものである。その一環として、特に、従来、多くの実験データが取得されている自由液面の定常なくぼみ渦に対する適用を行い、その予測性について検証解析を実施した。その結果、数値解析による下降流速勾配と循環を用いて、伸長渦理論により算出したガスコア長さは、試験結果のガスコア長さを保守的に予測することが明らかになった。また、ガス巻込み発生条件として、ガスコア長さを50mmとした場合、定常くぼみ渦によるガス巻込みの発生を概ね予測可能である見通しが得られた。

報告書

SLAROM-UF; 高速炉用超微細群格子計算コード

羽様 平; 千葉 豪; 佐藤 若英*; 沼田 一幸*

JNC TN9520 2004-001, 97 Pages, 2004/03

JNC-TN9520-2004-001.pdf:3.25MB

多様な高速炉に対して高精度に実効断面積を作成できる高速炉用格子計算コードSLAROM-UFを開発した。SLAROM-UFは50keV以下では約10万群の超微細群計算を、それ以上のエネルギー領域では最高900群の詳細群計算を実施することにより、非均質格子体系に対しても燃料、冷却材、構造材間の共鳴による相互干渉効果を精度良く扱うことができる。温度についても超微細群計算では格子内で任意に設定することができる。SLAROM-UFの利用例として、JUPITER臨界実験解析の代表的な核特性に対して適用し、従来の格子計算コードを用いた場合に比べて、臨界性で0.1%、Naボイド反応度で4%、反応率分布で数%の解析値が改善することを確認した。超微細群計算の効果は、Naボイド反応度の非漏洩項に顕著であり、群数詳細化の効果については炉心内スペクトルの空間依存性が顕著な場合に有効である。連続エネルギーモンテカルロコードMVPによる計算値と比較すると、臨界性で0.2%、ボイド反応度で数%以内、非均質性の強いZPPR-13Aの径方向反応率分布に対しても1%以内で一致する。従来の格子計算コードを用いた場合に比べると、MVP計算値との差異は約半分に低減している。SLRAOM-UFはJOINTシステムヘの対応や非等方拡散係数などサイクル機構で現在使用されている既存格子計算コードの機能をすべて兼ね備えており、現システムを変更することなく利用することができる。

報告書

JENDL-3.3に基づく高速炉用ORIGEN2断面積ライブラリ

神 智之*; 大木 繁夫

JNC TN9410 2004-001, 79 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-001.pdf:3.33MB

1999年に我が国の評価済み核データライブラリJENDL-3.2をベースとして、軽水炉と高速炉のORIGEN2コード用断面積ライブラリ(ORLIBJ32)が作成されている。その後、2002年にJENDL-3.3が公開されたため、JENDL-3.3をベースとしたORIGEN2用高速炉断面積ライブラリを作成した。ライブラリの作成にはORLIBJ32と同様、「高速炉用ORIGEN2断面積ライブラリ作成ツール」を用いた。JENDL-3.3より作成した327核種の73群無限希釈断面積を対象炉心・領域の中性子スペクトルにより1群に縮約し、ORIGEN2断面積ライブラリ形式で格納した。炉心を構成する主要核種については、共鳴による自己遮蔽効果を考慮した実効断面積を用いた。なお、241Am捕獲反応の核異性体比(g/(g+m))については、最近の核データ研究で得られた知見を反映し、これまでの0.80にかわり0.85を採用した。JENDL-3.3ベースのライブラリ作成対象高速炉は、ORLIBJ32と同様、高速実験炉「常陽」MK-I、原型炉「もんじゅ」、燃料形態(MOX・金属・窒化物)及びPu同位体組成をパラメータとした実証炉級炉心(60万kWe)、商業炉級炉心(130万kWe、MOX燃料)、Pu燃焼炉である。作成したライブラリを用いて燃焼計算を行い、ライブラリの改訂による燃焼計算結果への影響を把握した。

報告書

配管合流部の混合現象に関する研究; 流体混合現象と構造材への温度変動伝達挙動の解明

五十嵐 実; 田中 正暁; 木村 暢之; 中根 茂*; 川島 滋代*; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-092, 100 Pages, 2003/11

JNC-TN9400-2003-092.pdf:5.1MB

高サイクル熱疲労の研究は、高速炉における構造健全性の観点で重要である。サイクル機構では高速炉における熱疲労評価手法を確立するために種々の実験及び解析コードの整備を実施している。本報は、T字管水試験による温度・速度場計測を実施した。温度測定の結果から、主/枝配管の運動量比が等しければ、温度変動の周波数特性は無次元化したパワースペクトル密度が一致することがわかった。流速測定の結果から、運動量比が等しければ合流部のフローパターンは一致することがわかった。また伝達関数による熱伝達率の推定から、時間的に一定な熱伝達率により温度変動の流体から構造への伝達は表現できることがわかった。

報告書

BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度評価結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 羽様 平; 岩井 武彦*; 石川 真

JNC TN9400 2003-074, 401 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-074.pdf:48.95MB

ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分協力の一環で実施したBFS-62体系の臨界実験解析結果を反映し、BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度をサイクル機構の高速炉核特性解析システムを用いて評価した。 BN-600ハイブリッド炉心は、ロシアの高速炉発電所BN-600のU02燃料領域の一部をMOX燃料に、また外周のブランケット部をステンレス鋼反射体にそれぞれ置換して構成する。この炉心変更を模擬した一連の臨界実験体系(BFS-62-1$$sim$$4体系)及び他の高速炉体系の実験解析結果をもとに、ベイズの定理に基づく炉定数調整法及びバイアス法を適用して上記炉心の核設計精度を評価した。評価した核特性は、臨界性、核分裂反応率分布、Naボイ度反応度、制御棒価値、燃焼欠損反応度等である。炉定数調整法の適用により、実験データを一切反映しない基本炉定数による場合に比べて、どの核特性についても核設計精度(予測誤差)を概ね半分以下に低減できることを確認した。精度の改善には鉄の弾性散乱断面積の共分散の低減が支配的な役割を果たしたが、これは比較的大きな出力密度を有しU235を主要な核分裂性物質とする燃料部をステンレス鋼反射体によって取り囲むBN-600ハイブリッド炉心の特徴に起因するものである。この他、BFSとZPPR等他の高速炉体系の実験解析結果が整合性を特つこと、及び核設計精度の改善にBFS-62体系の情報が有意に寄与したことを確認した。また、バイアス法は、BFS-62体系をモックアップ体系としてBN・600ハイブリッド炉心に適用する場合には、炉定数調整法に比べて精度改善効果が劣り、実験誤差が大きいもしくは感度係数の相違が大きな核特性についてはほとんど精度を改善できないことがわかった。

報告書

SIMMER-III: A Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis; Version 3.A Model Summary and Program Description

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.

JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。

報告書

SIMMER-IV: A Three-Dimensional Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis; Version 2.A Model Summary and Program Description

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 近藤 悟; 守田 幸路*; 菅谷 正昭*; 水野 正弘*; 細野 正剛*; 近藤 哲平*

JNC TN9400 2003-070, 333 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-070.pdf:1.35MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-IVコードの開発を行った。本報告書に述べる第2版(Version 2)では、核計算部は3次元中性子輸送モデルを採用している。SIMMER-IVの完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-IV Version 2.Aの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。

報告書

サーマルストライピング現象の熱流動に関する実験研究; 平行三噴流体系を用いたナトリウムおよび水の温度変動特性の比較

木村 暢之; 三宅 康洋*; 宮越 博幸; 長澤 一嘉*; 五十嵐 実; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-077, 96 Pages, 2003/06

JNC-TN9400-2003-077.pdf:3.96MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合し、その際に発生する温度変動が構造材へ伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)の評価手法を確立することは重要である。サーマルストライピング現象の評価において、流体中での温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を取り込んだ上で、構造健全性を評価することで、安全性担保と合理的な設計が可能となる。 高速炉の冷却材として検討されているナトリウムに比べ、一般産業で多く使用される水では、熱伝導率が約1/100であることから、温度変動特性が異なると考えられる。そこで、本研究では、3本鉛直壁噴流体系のナトリウム試験と水試験をほぼ同一の寸法形状で実施し、ナトリウムと水の物性の違いによる噴流間混合現象への影響を評価した。試験パラメータとしては、水試験をリファレンスとし、ナトリウム試験において、流速を同じにしたケースとRe数を同じにしたケースの2ケース行った。また、噴流の混合形態の異なる条件として3本の噴流の吐出速度が等速条件、非等速条件、ならびに1本の噴流の流速をゼロとした2噴流条件の3パターン実施した。 その結果、各噴流条件ともナトリウムの方が水に比べて、噴流間の流体混合が発生する領域が下流側になることが明らかとなった。また、温度変動のパワースペクトル密度(PSD)は、流速一致条件でナトリウムと水の結果が一致した。壁面近傍では、水に比べて、ナトリウムの温度変動のPSDは低周波数成分側が小さくなることがわかった。構造材の疲労損傷を評価する上で重要な変動の振幅とその頻度を分析する上で、流体温度変動の波形分析(レインフロー法)を行った結果、全体的な傾向はナトリウムと水で一致した。 これらのことから、温度変動の空間分布、周波数および振幅に関して、同一寸法形状、流速一致条件での水試験により得られた結果を使用して実機を評価できる見通しが得られた。

口頭

高速炉用オブジェクト統合型解析システムの研究開発,10; 炉定数調整・設計精度評価ソルバーの設計と実装

沼田 一幸*; 横山 賢治; 石川 眞

no journal, , 

次世代炉物理解析システム(MARBLE)上に、炉定数調整及び設計精度評価ソルバーをオブジェクト指向により設計・実装を行った。これらの解析には膨大な数の積分実験データを入力する必要があるため、入力データの取り扱いの簡便化と検索等の機能を組み込み、高度化を図った。

口頭

レーザー光を用いた福島燃料デブリ取出し技術に関する研究開発,10; レーザー加工プロセスシミュレーションコードSPLICEによる溶断時過渡温度特性

村松 壽晴; 山田 知典; Nguyen, P. L.; 吉氏 崇浩*; 近藤 敦哉*; 古谷 章*

no journal, , 

燃料デブリ取出し作業の過程で遭遇すると考えられる様々な成分から成る金属材料に対するレーザー溶断条件の適切化を行えるようにするため、気-液-固相変化を含む伝熱流動現象を数値解析的に取扱うレーザー加工プロセスシミュレーションコードSPLICEの開発を進めている。本報告では、レーザー溶断時の金属材料表面における過渡温度挙動と溶断性能との関連性をSPLICEコードにより評価した結果について報告する。

口頭

計算科学シミュレーションコードSPLICEによるレーザーコーティングのためのCPSの構築

佐藤 雄二; 白濱 卓馬*; 石橋 淳一*; 村松 壽晴

no journal, , 

CPSは、フィジカル空間(現実世界)でセンサー等の情報収集を行い、収集したデータをサイバー空間でデータを分析し、これまで「経験と勘」に頼っていた生産、開発を効率化するシステムである。しかし、フィジカル空間では、センサーシステムの発達によって、多様なデータを収集することができるが、一方、それを処理して加工条件を導出する数値解析技術には、スーパーコンピューターなどの大規模コンピュータで処理するため、汎用的とは言い難かった。そこで我々は、汎用エンジニアリングワークステーションでも数値解析を可能にするSPLICEコードを開発した。本コードは、ミクロ挙動とマクロ挙動を多階層スケールモデルにより接続し、気相・液相・固相を一流体モデルにより定式化した非圧縮性粘性流モデルを基礎式に採用した。本発表では、開発したSPLICEコードを用いて、レーザー加工の一つであるレーザーコーティングの設計空間を導出し、加工に必要な最適条件を試行錯誤実験なしに導出する技術を確立した。さらに、レーザーコーティングのCPS構築に対する見通しを得たので併せて報告する。

口頭

燃料デブリ中の核燃料物質量の定量のための非破壊測定試験,3; ガンマ線非破壊測定技術を用いた核燃料物質中の不純物の特定

鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 芝 知宙; 冠城 雅晃; 奥村 啓介; 小菅 義広*; 高田 映*; 名内 泰志*

no journal, , 

燃料デブリ中に含まれる核燃料物質の非破壊測定による定量において、核燃料物質以外の物質の組成・量を得ることで、測定精度の向上が期待できる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、プルトニウム試料から発生したガンマ線のスペクトルを解析することにより、当該試料中に含まれる不純物成分を把握・評価する試験を実施した。その結果、プルトニウム試料中に含まれるフッ素とアルファ線の核反応により生成される$$^{22}$$Na由来のガンマ線を検出するとともに、当該ガンマ線の発生率から、当該試料中の軽元素不純物とアルファ線の核反応由来の中性子の主要な発生源がフッ素とアルファ線の核反応であることを特定した。

口頭

燃料デブリ中の核燃料物質量の定量のための非破壊測定試験,5; CeBr$$_3$$検出器によるプルトニウム試料のその場パッシブガンマ測定

冠城 雅晃; 芝 知宙; 奥村 啓介; 名内 泰志*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 高田 映*; 小菅 義広*

no journal, , 

高線量率測定用に開発した微小なCeBr$$_{3}$$検出器を利用して、プルトニウム燃料のパッシブガンマ測定を実施した。測定では、$$^{241}$$Amによる59.5keVから$$^{236}$$Pu子孫核種$$^{208}$$Tlによる2615keVまでの広範囲のエネルギースペクトルを測定でき、また、HPGe測定とも比較し評価したので報告する。

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