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論文

加速器施設の安全性向上の研究; 金属構造材の放射線損傷を高精度で評価

明午 伸一郎; 岩元 洋介; 松田 洋樹

Isotope News, (774), p.27 - 31, 2021/04

加速器駆動核変換システム(ADS)等の大強度陽子加速器施設では、ビーム窓や標的に用いられる材料の損傷評価が重要となる。放射線に起因する材料の弾き出し損傷は、弾き出し断面積と粒子束との積による原子あたりの弾き出し数(dpa)により評価される。弾き出し断面積の計算モデル評価には実験データが必要だが、20MeV以上のエネルギー領域に実験データはほとんど無かったため、本グループではJ-PARC 3GeVシンクロトロン加速器施設において、3GeVまでの陽子エネルギーにおける弾き出し断面積を測定し、計算モデルの精度評価を行った。

論文

Measurement of displacement cross section of structural materials utilized in the proton accelerator facilities with the kinematic energy above 400 MeV

明午 伸一郎; 松田 洋樹; 岩元 洋介; 吉田 誠*; 長谷川 勝一; 前川 藤夫; 岩元 大樹; 中本 建志*; 石田 卓*; 牧村 俊助*

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.061004_1 - 061004_6, 2020/02

核変換システム等の陽子加速器施設では、標的や窓等の構造材に関する損傷の評価が重要となる。構造材の損傷評価には、原子あたりの弾き出し数(DPA)が広く用いられており、カスケードモデルに基づく計算で得られた弾き出し断面積に粒子束を乗ずることで得られる。DPAによる損傷評価は広く一般的に用いられているものの、20MeV以上のエネルギー範囲における陽子に対する弾き出し断面積の実験データは十分でなく、計算モデル間で約8倍異なることが報告されており構造材の弾き出し断面積の実験データ取得が重要となる。そこで、我々はJ-PARCセンターの3GeV陽子加速器施設を用い、400MeV以上のエネルギー範囲の陽子の弾き出し断面積の測定を開始した。弾き出し損傷断面積は、冷凍機で極低温(4K)に冷却された試料に陽子ビームを照射し、照射に伴う抵抗率の変化により得ることができる。実験で得られた断面積とPHITSコードに一般的に用いられるNRTモデルを用いて計算した結果、計算は実験を3倍程度過大評価を示した。一方、Nordlund等による最新モデルの結果は実験をよく再現し、これまでのNRTモデルに基づく標的等の弾き出し損傷は過大評価していることが明らかになった。

論文

Measurement of displacement cross-section for structural materials in High-Power Proton Accelerator Facility

明午 伸一郎; 松田 洋樹; 岩元 洋介; 岩元 大樹; 長谷川 勝一; 前川 藤夫; 吉田 誠*; 石田 卓*; 牧村 俊助*; 中本 建志*

Proceedings of 9th International Particle Accelerator Conference (IPAC '18) (Internet), p.499 - 501, 2018/06

核変換システム等のハドロン加速器施設では、ビーム出力の上昇に伴いターゲット材料に対する損傷の評価が重要となる。加速器施設で用いられているターゲット材料等の損傷は、原子あたりの弾き出し損傷(DPA)が広く用いられており、カスケードモデルに基づく計算で得られた弾き出し損傷断面積に粒子束を乗ずることで評価されている。DPAによる損傷評価は広く一般的に用いられているものの、20MeV以上のエネルギー範囲における陽子に対する損傷断面積の実験データは数点しかなく十分でない。最近の研究において、タングステンの弾き出し損傷断面積が計算モデル間で約8倍異なることが報告されており、ターゲット材料の損傷評価のためには弾き出し損傷断面積の実験データ取得が重要となる。そこで、我々はJ-PARC加速器施設の3GeVシンクロトロン加速器施設を用い、弾き出し損傷断面積の測定実験を開始した。弾き出し損傷断面積は、冷凍機(GM冷凍機)で極低温(4K)に冷却された試料に陽子ビームを照射し、照射に伴う抵抗率の変化により得ることができる。本発表では、銅に3GeV陽子を入射する場合の弾き出し損傷断面積の測定結果を速報として報告する。

報告書

高速炉における重金属核種燃焼の核データライブラリ依存性

大木 繁夫; 神 智之*

JNC TN9400 2003-030, 124 Pages, 2003/04

JNC-TN9400-2003-030.pdf:1.41MB

サイクル機構が開発を進めている高速炉サイクルシステムでは、燃料の高燃焼度化やマイナーアクチニド(MA)のリサイクルを考えており、質量数の大きなプルトニウム(240Pu等)やMAの燃焼計算に対する要求精度が従来に比べ高いものとなる。高速炉の燃焼による核種組成変化の計算精度検証と必要な精度向上を目的として、本研究では典型的なナトリウム冷却高速炉の炉心領域に着目し、プルトニウムやMAといった重金属核種の燃焼による組成変化に、主要な核データライブラリJEF-2.2、ENDF/B-VI Release 5,JENDL-3.2,JENDL-3.3の間でどのくらいのバラツキが生じるかを調査した。主要重金属核種(235U、238U、239Pu、240Pu、241Pu)の1サイクル燃焼後数密度は1$$sim$$2%の範囲内で一致した。MAについてはライブラリ依存性が比較的大きく、特に236U、237Np、242mAm,243Am,Cm同位体では、1サイクル燃焼後数密度の相違が5$$sim$$50%と顕著であった。一般化摂動理論に基づく燃焼感度解析により、燃焼後数密度の相違の原因となる核種・反応及びエネルギー領域を定量的に明らかにした。例えば、発熱及び中性子源核種として重要な242Cmについては、241Amの捕獲反応断面積(エネルギー領域:1keV$$sim$$1MeV)、同捕獲反応の核異性体比、242Cmの核分裂断面積(500keV近傍)が燃焼後数密度のバラツキに寄与する。それらは242Cmの1サイクル燃焼後数密度にそれぞれ、約7%、約12%、約4%の相違をもたらす。

報告書

重金属冷却高速増殖炉の崩壊熱除去特性解析 - Pb-Bi冷却自然循環炉の熱流動特性評価手法整備 -

堺 公明; 森下 正樹; 岩崎 隆*; 大山 一弘*

JNC TN9400 2001-052, 71 Pages, 2001/05

JNC-TN9400-2001-052.pdf:3.24MB

サイクル機構では、高速増殖炉の実用化戦略調査研究として、多様な冷却材を対象とした幅広い実用化像に関する設計研究を進めている。その中で、冷却材の一つの候補として、重金属である鉛-ビスマスが摘出されている。平成11$$sim$$12年度に実施された、実用化戦略調査研究・フェーズI研究では、鉛-ビスマスに適合するプラント概念として、自然循環方式の中型炉に着目した概念設計研究が進められた。本研究では、鉛-ビスマスを冷却材とするタンク型の自然循環炉について、崩壊熱除去特性を評価する観点から、既存の多次元蒸気発生器解析コード(MSG)とフローネットワーク型のプラント動特性解析コードであるSuper-COPDコードを結合し、統合型プラント動特性解析コードを構築した。また、それらのコードを用いて、ANLにて設計研究が進められているSTAR-LM炉を対象として、事故時動特性解析及び炉心熱流動解析を実施した。さらに、概念設計研究が実施されたPb-Bi冷却自然循環中型炉を対象として、定格時の炉容器内の熱流動及び崩壊熱除去系を用いた過渡流動特性を評価した。その結果、整備を実施した統合型プラント動特性解析コードについて、自然循環炉の起動から定格定常状態の達成評価、核特性を考慮した事故時のプラント動特性、炉心内の自然循環による流量配分、蒸気発生器ヘリカルコイル各層の蒸気温度評価、崩壊熱除去系による過渡特性評価等への適用性を確認するとともに、それらについて自然循環炉の基本的な熱流動特性を明らかにした。

報告書

DCAにおける未臨界度測定技術の開発

羽様 平; 毛利 智聡; 大谷 暢夫; 相原 永史; 八木 昭; 吉田 守; 有賀 正訓*

JNC TN9400 2001-044, 136 Pages, 2001/05

JNC-TN9400-2001-044.pdf:3.97MB

核燃料取扱施設の晦界安全管理技術の高度化及び設計の合理化に資するため、重水臨界実験装置(DCA)を使用して未臨界度モニターのための未臨界度測定技術の開発を実施した。本開発では、臨界安全管理上の制限が最も厳しいとされる高速炉再処理施設への未臨界度測定技術の適用を想定し、予想される困難な状況下でも利用可能な測定技術として炉雑音測定に基づく2種類の手法(ミハルゾ法及びファインマン-$$alpha$$法)を選定し、測定性能の把握と性能の改良による適用性の向上に取り組んだ。DCAは新型転換炉の開発のために使用されてきた臨界実験装置であるが、高速炉再処理施設への模擬性が高い体系で未臨界度測定技術の開発を実施するため、炉心中央部に未臨界の試験体領域を設け、減速材に軽水を、燃料に高速炉燃料を使用できるように炉心を改造した。開発した2種類の未臨界度測定手法は、いずれも応答時間10分以内で実効増倍率O.4まで測定可能であり、体系の変動や高中性子バックグラウンドに対する適用性にも優れている。さらに複雑な幾何形状に対しても未臨界度を評価することが可能であり、高速炉再処理施設だけでなく燃料加工施設等へも適用可能な測定技術である。また、両測定手法は測定システムの大部分を共有するが、その特徴は大きく異なっており、多面的な評価による信頼性の高い測定システムを合理的に構築できる。本報告書は、DCAにおける未臨界度測定技術開発の経緯と成果についてまとめたものである。

報告書

核計装を用いた早期炉内異常検知システムの検討-「常陽」核計装ゆらぎのバックグラウンド特性に基づく検討-

小舞 正文; 大山 幸男*

JNC TN9400 2001-057, 36 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-057.pdf:1.15MB

高速実験炉「常陽」(以下「常陽」)では、炉内異常事象を応答性の早い核計装信号を用いて検出し、炉内異常を早期に検知する早期炉内異常検知技術の開発を進めている。例えば炉内流路閉塞等により気泡が発生した場合、高周波の反応度ゆらぎが発生するが、その応度ゆらぎを早期に検知するためには、核計装信号の微弱な変化をすばやく捉える必要がある。そのため通常時の核計装信号のバックグラウンド特性を予め把握することは重要である。「常陽」では、これまでに炉雑音測定試験により核計装信号ゆらぎのバックグラウンドデータを採取してきた。核計装信号の周波数スペクトルの特徴は、高周波になるにつれてスペクトル強度が低下するピンクノイズ形状であることがあげられる。そのため、炉内早期異常検知システムは、計測上のダイナミックレンジを確保しつつ高分解能のサンプリングビット分解能で核計装信号の変化を捉え、通常時のバックグラウンド特性との比較演算を高速に行うことが重要となる。本報告書では、核計装信号ゆらぎの特性についてまとめ、その特性を基にした異常検知システムの検討結果をまとめた。

報告書

乾式リサイクルシステムプラント操業システム構築

掛樋 勲; 吉氏 崇浩*

JNC TN9400 2001-054, 144 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-054.pdf:25.03MB

本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ、ロボット等のハンドリングシステムで、移送するバッチ処理システムである。この工程(工程機器)は、大型ホットセル内に配置されており、工程機器の保守・補修は遠隔で行う必要がある。本研究では、このシステムの特徴を踏まえた、乾式工程機器の保守・補修方法の構築・評価を行った。保守・補修方法については、機器の保守項目、点検方法、修理・交換方法、作業場所、必要な保守設備等の保守・補修計画を策定した。評価は、電解再処理槽(溶融塩電解槽)を例に、保守の方法と手順、必要な物流動線、必要な設備、遠隔操作性等の保守計画で策定した保守・補修性を、バーチャルエンジニアリング手法を用いたシミュレーションコード(現実化した動画を作る)で行った。シミュレーションの事例は、駆動部の故障、漏洩事故を想定した。本研究により、乾式システムの保守に関する他の機器への適用及びプラント設計への反映ができる成果を得た。技術課題については、保守の観点からの機器、プラント設計への要求、点検方法、保守設備の開発等を摘出し、必要性を示した。

報告書

"Mimir-N2"による「常陽」安全特性試験解析

吉田 昌宏; 黒羽 隆也*

JNC TN9400 2001-051, 38 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-051.pdf:3.46MB

高速実験炉「常陽」では、高速増殖炉の固有安全性実証を目的とした安全特性試験の実施に関する研究を行っている。本研究に用いるプラント動特性解析コードとしては、「常陽」用に開発した"Mimir-N2"を採用し、MK-II炉心で実施した運転特性試験等から得られる情報を基に、コードの整備・検証を行ってきた。安全特性試験の検討を行う上で重要なフィードバック反応度の検討として、「常陽」で観測される出力係数の燃焼依存性に着目し、これを燃焼に伴う燃料膨張反応度の変化によるものと仮定して燃料膨張反応度に燃焼依存性を考慮した。その結果、ステップ応答試験におけるステップ投入直後の核計装応答、燃料集合体出口温度及び一次冷却材が一巡した後の炉心支持板膨張反応度によるプラント状態の変動などを良く模擬できることが確認できた。また、「常陽」で開発した炉心湾曲反応度解析システムによる解析結果を入力として与えることにより、炉心湾曲反応度を取扱う機能を"Mimir-N2"に追加した。以上により整備した"Mimir-N2"を用いて、MK-III炉心においてATWS模擬試験を実施した場合の予測解析を行った。その結果、反応度効果としては小さいが、原子炉出力状態によって変動する可能性のある炉心湾曲反応度に関しては、その挙動を把握しておくことが試験計画策定上重要であることがわかった。

報告書

高速炉核特性解析コードシステムの電子化マニュアル

牧野 徹*

JNC TJ9520 2001-001, 81 Pages, 2001/03

JNC-TJ9520-2001-001.pdf:2.5MB

大洗工学センターシステム部炉心技術開発グループは、これまで蓄積されてきた豊富なFBR炉物理研究の成果を集大成して、実証炉や実用炉などの大型FBR炉心の核設計精度を向上させることを目的とした、核設計基本データベースの整備を行ってきた。本作業は、核設計基本データベース整備作業の一環として、核特性解析コード群の最新使用マニュアルを整備したものである。その具体的内容を以下に記す。(1)整備した解析コードは、核特性解析コードインターフェイスJOUNT、格子計算コードSLAROM,CASUP,拡散計算コードCITATION-FBR、輸送計算コードTWOTRAN-II,TRITAC,拡散摂動計算コードPERKY,輸送摂動計算コードSNPERT,SNPERT-30,感度係数計算コードSAGEP,SAGEP-3D、輸送ノード法計算NSHEX,炉定数調整計算コードABLE,実機核特性設計予測精度計算コードACCEPTである。(2)使用マニュアルは、今後の各解析コード群の改良がタイムリーに反映できるようにするため、HTMLファイル形式およびPDFファイル形式で電子ファイル化し、WebサーバーによるJNCイントラネットへの情報配信をしているので、JNCイントラネネットに接続しているユーザーが、容易に最新の情報をWebブラウザにて参照できるようにした。(3)電子化させた使用マニュアルは、ユーザーが使い易いように、ある箇所から必要な箇所にジャンプできるリンク機能を使用した。また、印刷物をスキャナで読み込んで生成したPDFファイル内の文字も、WebブラウザにプラグインされるAdobe Acrobatの文字列検索機能の使用により検索可能とした。(4)整備された使用マニュアルからは、必要な解析コードのプログラム、サンプル入力データ、WS用実行シェルスクルプト等の情報がダウンロード可能である(ただし、サイクル機構内に限る)。(5)電子化された核特性解析コード使用マニュアルのデータベース操作方法、および今後の核特性解析コード群改良に伴うデータベースの更新方法を報告書に整備した。今回の整備作業により、1994に行われた核特性解析コードシステムの整備に引き続き、核特性解析コードに加えられた修正・改良が反映され、さらにFBR炉心解析研究に対する品質保証が高められたこと、そして核特性解析コード使用マニュアルを電

口頭

Measurement of fission fragment mass distributions for actinide nuclei populated by nucleon-transfer reaction

西尾 勝久

no journal, , 

Fission fragment mass distributions for compound nuclei populated by multi-nucleon transfer reaction of $$^{18}$$O+$$^{238}$$U were measured at the JAEA tandem facility. Twelve compound nuclei for uranium, neptunium and plutonium were populated, and their fragment mass distributions in fission were measured as a function of excitation energy. The symmetric fission yield increases with excitation energy, showing the damping of the shell-correction energy. Future programs will be discussed.

口頭

Fission study using multi-nucleon transfer reactions

西尾 勝久; 廣瀬 健太郎; L$'e$guillon, R.; 牧井 宏之; Orlandi, R.; 西中 一朗; Smallcombe, J.; 千葉 敏*; 荒木 祥平*; 渡辺 幸信*; et al.

no journal, , 

A recent development for fission study using multi-nucleon transfer reactions at the JAEA tandem facility will be presented. Using multi-nucleon transfer reactions, a wide variety of nuclei including neutron-rich nuclei around a target nucleus is produced. By identifying a transfer channels, fission data of several compound nuclei can be studied in one experiment. Another feature of transfer reaction is that excitation energy of a compound nucleus can be populated continuously from the ground state up to several tens MeV, allowing us to study the excitation energy dependence of fission properties. The experiments were carried out in the reactions of $$^{18}$$O + $$^{238}$$U,$$^{232}$$Th,$$^{248}$$Cm. Results for fission fragment mass distributions and their excitation energy dependence are compared with a calculation based on a fluctuation dissipation model. Also, experimental data of prompt neutron multiplicity in fission and angular distribution of fission fragments will be discussed.

口頭

Fission properties of neutron-rich actinide nuclei using multi-nucleon transfer reactions

西尾 勝久

no journal, , 

We are promoting a fission study using multi-nucleon transfer reactions, where excited states in neutron-rich actinide nuclei, which cannot be accessed by particle capture and/or fusion reactions, are populated. This allows us to study fission in the new region of chart of nuclei. Also, the excited states in the fissioning nucleus are widely populated in the reactions, thus the excitation-energy dependence of fission can be investigated. In this invited talk, recent results on fission properties for various nuclei obtained in the reactions of $$^{18}$$O + $$^{238}$$U, $$^{232}$$Th, $$^{248}$$Cm will be presented.

口頭

SFR安全標準炉に求められる技術開発の状況,3; ナノ粒子分散ナトリウム技術

荒 邦章

no journal, , 

ナトリウム冷却炉の安全標準炉で求められる技術の一つとして、ナノ粒子分散ナトリウム技術の開発状況を紹介する。同技術が革新性に富むことから、原理と特徴をはじめ、目的とするナトリウムの化学的活性度抑制効果および実炉への適用性評価結果を報告する。

口頭

金属被覆ジルコニウム合金型事故耐性燃料の開発,1; 研究の概要と計画

阿部 弘亨*; 叶野 翔*; Yang, H.*; 高鍋 和広*; 中山 哲*; Chen, Y.*; 山口 正剛; 篠原 靖周*; 小方 宏一*

no journal, , 

原子力システム研究開発事業(令和2$$sim$$5年度)として採用された研究プロジェクトの全体概要と計画について報告する。事故耐性燃料として有望視される金属皮膜付きジルカロイ合金を開発する。材料開発,耐食性,耐水素特性,照射特性について実験と理論計算を融合した研究体系ならびに令和2年度成果を報告する。

口頭

金属被膜ジルコニウム合金型事故耐性燃料の開発,2; 材料開発と照射特性

叶野 翔*; 村上 健太*; Yang, H.*; 高鍋 和広*; 中山 哲*; Chen, Y.*; 山口 正剛; 篠原 靖周*; 小方 宏一*; 阿部 弘亨*

no journal, , 

Cr被膜付きATF材料の耐照射特性を明らかにすることを目的とし、拡散接合法によって板状の純Cr被膜付きのZry4を作製した。その後、320keV-Heを室温にて$$sim$$0.5dpa照射し、照射前後での試料表面の微細組織特徴ならびに超微小硬さを評価した。

口頭

Cr被覆型事故耐性燃料の開発,1; Cr表面における水素発生に関する実験的,理論的研究

阿部 弘亨*; 高鍋 和広*; 中山 哲*; 山口 正剛; Yang, H.*; 叶野 翔*

no journal, , 

本発表は原子力システム研究開発事業のシリーズ発表「Cr被覆型事故耐性燃料の開発」の1件目である。本プロジェクトの全体像を述べると共に、Cr表面における水素発生に関し触媒化学的および第一原理計算による理論研究の成果について報告する。

口頭

金属積層造形による新規低放射化ハイエントロピー合金の作製II,4; 積層欠陥エネルギーに及ぼす合金及び磁性の効果

板倉 充洋; 都留 智仁; 山下 真一郎; 橋本 直幸*

no journal, , 

高温で耐照射性を有する低放射化ハイエントロピー材料の創製を目指し、2020年$$sim$$ 2021年度末まで原子力システム研究開発事業において研究を進めた。本発表では 積層欠陥エネルギーに及ぼす合金及び磁性の効果について成果を紹介する。純鉄についてFCC構造の鉄原子96個にランダムなスピンを設定し、SFEを評価した。積層欠陥を導入した場合には完全結晶と比べ初期のスピンの向きから反転するものが多く見られた。これは積層欠陥近傍ではHCP構造となっており、HCP鉄では顕著な反強磁性秩序が見られることに起因している。ただしFCC, HCP鉄ともに磁性秩序のNeel温度は低く室温ではどちらも常磁性状態である。第一原理計算は絶対零度での計算となり、秩序の影響をうけるためSFEはHCP鉄が安定であることを示唆する-200(mJ/m$$^{2}$$))程度の値が得られた。実際のFCC鉄でもSFEは温度により変化し、絶対零度に外挿すると負の値になることが分かっている。5種類の合金元素CoCrFeNiMnがランダムに混合した原子配置についてはSpecial Quasirandom Structuresを用いて模擬した。磁性状態についてはランダムなスピン配置を用いた。各原子の磁性モーメントの大きさはMnとFeが2.0$$mu$$程度で最も大きく、次いでCr, Coの順となりNiは モーメントが小さい。積層欠陥を一枚導入した系と完全結晶系のエネルギー評価によりSFEを評価した結果、-30 50(mJ/m$$^{2}$$))という値が得られた。一方で磁性を考慮しない非磁性のケースで評価した場合は-150 50(mJ/m$$^{2}$$)という明確に負の値が得られた。

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