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論文

Integrated thermal power measurement in the modified STACY for the performance inspections

荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.

Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。

報告書

令和5年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2024-058, 179 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-058.pdf:7.42MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和5年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

令和4年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2024-057, 178 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-057.pdf:8.51MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和4年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

定常臨界実験装置STACYの更新改造と運転再開

曽野 浩樹

炉物理の研究(インターネット), (78), 12 Pages, 2025/03

定常臨界実験装置STACYは、「溶液燃料を用いる原子炉」から「棒状燃料及び軽水減速材を用いる原子炉」に更新改造され、2024年8月2日、13年8か月ぶりに運転を再開した。その間、許認可対応8年11か月、更新改造工事3年1か月、原子炉性能に係る使用前事業者検査4か月ほかがあった。STACYの生い立ちから運転再開に至るまでの軌跡と今後の利活用について報告する。

論文

定常臨界実験装置STACYの更新改造と運転再開

曽野 浩樹

原子力機構・原研OB会会報, (86), P. 2, 2025/01

定常臨界実験装置STACYは、「溶液燃料を用いる原子炉」から「棒状燃料及び軽水減速材を用いる原子炉」に更新改造され、2024年8月2日、13年8か月ぶりに運転を再開した。その間、許認可対応8年11か月、更新改造工事3年1か月、原子炉性能に係る使用前事業者検査4か月ほかがあった。STACYの生い立ちから運転再開に至るまでの軌跡と今後の利活用について報告する。

論文

PHYSOR2024に参加して

郡司 智

炉物理の研究(インターネット), (77), 11 Pages, 2024/06

炉物理国際会議PHYSOR2024に参加し、会議の概要や感想等をまとめた。STACY更新炉におけるコンクリート模擬体を用いた実験に関する自発表の内容、質疑についてもあわせて示す。(本原稿は日本原子力学会炉物理部会編集小委員会からの執筆依頼に基づくものである)

論文

Critical experiment plans on the new STACY to clarify the criticality characteristics of the molten core-concrete interaction products

郡司 智; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), p.227 - 236, 2024/04

東京電力福島第一原子力発電所事故では大量の燃料デブリが発生したと考えられている。特に、溶融炉心-コンクリート相互作用(MCCI)の生成物であるコンクリート成分を含む燃料デブリの臨界特性はこれまで十分に調査されていない。本研究では、コンクリートを含む模擬燃料デブリ試料を用いた臨界集合体での臨界実験を計画するため、コンクリート成分におけるSi断面およびCa断面の実効増倍率に対する感度を、試作試料の元素分析に基づき計算解析を用いて評価した。これらの感度計算は、試料の装荷方法および組成ごとに実施・評価された。我々は、$$^{40}$$Ca捕捉反応の感度のエネルギープロファイルに注目し、試料組成や中性子減速条件によって感度エネルギープロファイルの形状が変化することを確認した。異なる実験ケースで得られた感度の傾向を明らかにすることで、各実験法の特徴を知見として得た。試料中のコンクリートの量を増やし、実験炉心構成における中性子減速条件を変更した場合にも、同様に感度エネルギープロファイルの形状に変化が生じることがわかった。この結果は、核分裂性物質を含まないコンクリート試料を用いた実施可能な臨界実験により、MCCI製品の核的特性を再現できる可能性を示す。

報告書

令和3年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-050, 178 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-050.pdf:7.06MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和3年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

Inter-codes and nuclear data comparison under collaboration works between IRSN and JAEA

郡司 智; 荒木 祥平; 渡邉 友章; Fernex, F.*; Leclaire, N.*; Bardelay, A.*; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10

フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、臨界安全分野において長年のパートナーシップを築いている。今回の共同研究でIRSNとJAEAは、JAEAが更新する新しい臨界実験装置STACYを用いた共同実験を計画している。STACY実験の計画で両機関が使用するコード(MVP3, MORET6など)や核データ(JENDL, JEFF)を比較するため、両機関がかつて所有していた臨界集合体であるApparatus BとTCAのICSBEPハンドブックからのベンチマーク、新しいSTACYの計算モデルについて計算結果の比較が実施された。新STACYの計算モデルを含め、数種類の中性子減速条件と臨界水高さを含む計算を行い、その計算結果には、核データライブラリの処理や形式に起因すると思われるわずかな系統的な差異があった。しかし、新しいコードと新しい核データを含む計算結果は、概して実験値とよく一致することがわかった。したがって、双方の有する計算ツールを新STACYの実験設計に利用することに問題はない。加えて、JENDL-5に含まれる新しいTSLデータが実効増倍率に与える影響についても計算解析で調査した。これらの計算結果に対する実験的検証は、両研究機関共同による新STACYの臨界実験によって行われる予定である。

論文

Planning of the debris-simulated critical experiments on the new STACY

郡司 智; 荒木 祥平; 新垣 優; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10

原子力機構は、東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリの臨界特性の解析結果を検証するために、STACYと呼ばれる臨界集合体を溶液体系から軽水減速非均質体系に更新している。燃料デブリの組成や特性を実験的に模擬するために、特定の中性子減速条件を作る格子板や、棒状のコンクリートやステンレス鋼材を複数用意する予定である。これらの装置や材料を用いて、燃料デブリの臨界特性を評価する実験が予定されている。この一連のSTACY実験では、燃料デブリを模擬した試料の反応度測定、コンクリートやステンレス鋼などの構造材を含む炉心構成の臨界量測定、それらの配置が不均一になった場合の臨界量変化などが含まれている。さらに、燃料デブリの落下を静的に模擬した2つの分割炉心実験と、部分的に異なる中性子減速条件での未臨界測定実験などを予定している。これらの実験計画は、いくつかの実験的制約を考慮して検討された。本論文では、これらの実験のスケジュール、最適化された炉心構成の計算結果、及び各実験で期待される結果について示す。

論文

Study on the basic core analysis of the new STACY

郡司 智; 吉川 智輝; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10

燃料デブリの組成や特性は不確かであるため、安全評価に用いる計算コードや核データの妥当性を検証するための臨界実験が必要である。このため、原子力機構は「STACY」と呼ばれる臨界実験装置の更新改造を進めてきた。新STACYの初臨界は、2024年春に予定されている。本論文では、新STACYの初臨界時の炉心構成について検討した結果を報告する。初臨界時には、中性子減速条件の異なる2組の格子板(間隔は1.50cmと1.27cm)が用意される。しかし、使用可能なUO$$_{2}$$燃料棒の本数には400本までの制限がある。また、初臨界の臨界水高さを95cm程度に設定したい。これは、アルミニウム合金製の中間格子板(高さ約98cm)の有する反応度影響を回避するためである。この条件を満たす初臨界の炉心配置を計算機解析で構築した。最適な減速条件に近い1.50cmの格子板を用いた正方形の炉心構成では、臨界に達するまでに261本の燃料棒が必要である。1.27cmの格子板については、1.80cm間隔で市松模様に燃料棒を配置した2つの炉心配置を検討した。一つは1.27cmと1.80cmの2つの領域を持つ炉心配置で、もう一つは1.80cmのみの炉心配置である。臨界に必要な燃料棒は、それぞれ341本と201本である。本論文では、これら3つの炉心構成とその計算モデルについて示す。

論文

Critical assemblies in JAEA and the role of new STACY

曽野 浩樹; 井澤 一彦; 頼経 勉; 須山 賢也; 外池 幸太郎

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 7 Pages, 2023/10

原子力機構にはこれまで9つの臨界実験装置が建設・運転され、2023年現在、4施設が解体済み、4施設が廃止措置に移行し、原子炉運転を前提に現存するのはSTACYのみである。STACYは「ウラン硝酸溶液燃料を用いる臨界実験装置」から「軽水減速材及びウラン棒状燃料を用いる臨界実験装置」に炉心改造され、2024年の運転再開を予定している。STACY更新炉では、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに向けた燃料デブリ臨界データ取得が当面の目的であるが、その後も次世代軽水炉開発ほか、その他教育訓練運転など様々な利用も見込まれる。これらの活動は、日本だけでなく、国際的な共同研究や共同利用にも役立つものである。

論文

Study on criticality safety control of fuel debris for validation of methodology applied to the safety regulation

須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大; 山根 祐一; 井澤 一彦; 長家 康展; 菊地 丈夫; et al.

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10

2011年の福島第一原子力発電所の事故により発生した燃料デブリの臨界安全性評価において採用される手法の妥当性を臨界実験で得られたデータに基づいて検証するため、NRAからの委託により原子力機構は2014年から関連研究開発プロジェクトを実施している。このプロジェクトにおいては、i)燃料デブリの臨界特性の網羅的計算とデータベース化(燃料デブリ臨界マップの開発)、ii)新しい連続エネルギーモンテカルロコードの開発、iii)臨界事故の評価、iv)臨界安全性評価手法の検証実験のための臨界集合体STACYの改良などが行われている。前回のICNC2019以降、本プロジェクトは2024年5月に正式運転を開始するSTACYの改造やパワースペクトルに準拠した空間ランダム分布を持つ物質の臨界計算に適したモンテカルロコード「Solomon」の開発で大きな進展があった。本発表では、この研究開発プロジェクトの全体像と各技術トピックの状況について紹介する。

論文

Development of experimental core configurations to clarify k$$_{eff}$$ variations by nonuniform core configurations

郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也

Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2017 - 2029, 2023/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリには、非均質な組成だけでなく、不均一な組成も予想される。同様に原子炉容器内に残っている損傷した燃料集合体も一部の燃料棒が欠損しているため組成が不均一になっている。これらの不均一性は中性子増倍率の変化を引き起こす可能性がある。このような不均一性が中性子増倍率に及ぼす影響を計算により明らかにして、臨界管理に用いる計算の実験的検証の可能性を検討する。本研究では、日本原子力研究開発機構の新臨界集合体STACYにおいて、ウラン酸化物燃料棒,コンクリート棒,ステンレス鋼棒を不均一に配置した複数の炉心構成の臨界効果を調べ、ベンチマーク化の可能性を確認した。これらの配置の違いによって、中性子増倍率は1$以上変化し、局所的な中性子減速条件の変化と特定の部材のクラスター化がこの効果をもたらすことを確認した。さらに不均一配置のベンチマーク実験炉心の実現可能性も評価した。このような実験のベンチマークデータ化を実現できれば、計算コードの妥当性の検証、計算コードの検証、及び機械学習による臨界管理手法の開発に役立つと考えられる。

報告書

令和2年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-009, 165 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-009.pdf:5.76MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和2年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

令和元年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-006, 153 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-006.pdf:5.74MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、組織再編によって加わった先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成31年度・令和元年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

Preliminary analysis of randomized configuration patterns in modified STACY core

柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

原子力規制委員会は2014年より日本原子力研究開発機構と共同して実際の燃料デブリを模擬した模擬燃料デブリの臨界性を判断するための実験に取り組んでいる。日本原子力研究開発機構は模擬燃料デブリの特性を解明することを目的とした燃料デブリを模擬した臨界実験を実施するためSTACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改造した。そこでは3種類のSTACY更新炉の炉心構成が提案されている。STACY更新炉での臨界実験では、提案した炉心構成が溶融炉心-コンクリート相互作用デブリを代表するものかどうかを判断することが重要である。本研究では、擬似燃料デブリと減速材の体積比(V$$_{m}$$/V$$_{f}$$)を考慮した擬似燃料デブリ・モデルを構築し、SCALE6.2の感度及び不確かさ解析手法の実装のためのツール-指標及びパラメータ(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation-Indices and Parameters: TSUNAMI-IP)を用いて、修正STACY炉心形状と疑似燃料デブリ・モデルの間の不確かさに基づく類似性値(C$$_k$$)の算出を行った。その結果、我々が提案したSTACY更新炉の炉心に装荷される構造材棒は、V$$_{m}$$/V$$_{f}$$値を通じて疑似燃料デブリ模型と高い類似性を持つことが示された。C$$_k$$値への主な寄与は、極めて高いコンクリート成分を含む疑似燃料デブリモデルを除き、$$^{235}$$U $$bar{nu}$$, $$^{235}$$U $$chi$$, $$^{56}$$Fe (n,$$gamma$$)であった。

論文

Evaluation of critical experimental core configurations to simulate non-uniform fuel debris

郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也; 井澤 一彦

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05

燃料デブリには、非均質な組成だけでなく、不均一な組成も想定される。そのため、その臨界管理に用いられる計算方法を実験的に検証する必要がある。本研究では、燃料デブリを構成するウラン酸化物燃料棒,コンクリート棒及びステンレス鋼棒を不均一に配置した原子力機構の臨界集合体「STACY」の炉心構成を複数検討し、燃料デブリの不均一な状態を模擬した炉心構成について解析的に検証を行った。本論文では、異なる構成要素を持つ15$$times$$15の中央試験領域を持つSTACY炉心構成の4つのケースを示す。また、各ケースにおいて乱数に基づいて試験領域の配置パターンを100個作成し、その中性子実効増倍率を評価した。いずれの場合も、中央値が平均値よりも大きくなった。また、パターン変更により実効増倍率に1ドル以上の差があること、局所的な中性子減速条件を変更することで中性子スペクトルが大きく変化することが確認された。特に、熱中性子吸収量の増加により、局所的に水対燃料比の大きな中性子過減速領域が形成されると、実効増倍率が小さくなることを確認した。このような複数組成の不均一配置による臨界実験は、計算コードの妥当性を評価するために有用である。

報告書

平成30年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-072, 141 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-072.pdf:7.14MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成30年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

平成29年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

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