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多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、核熱連成シミュレーションの実現に向けて、マルチフィジクス用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。前回の報告では、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPとサブチャンネル解析コードNASCAの連成による単一集合体体系の計算結果について紹介した。MVP/NASCAを用いた核熱連成では、全炉心体系といった大型の体系での適用を目標としている。そこでJAMPAN上に多集合体体系を計算できる機能を実装した。MVPについては、幾何形状に制限がないことから、多集合体体系をそのまま取り扱っている。NASCAについては、単一集合体体系を対象としていることから、個々の集合体でそれぞれNASCAの計算を行い、JAMPAN上で圧力損失が揃うように流速調整を行う機能を実装した。
半田 雄一
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2022年度から原子力科学研究所で始まった廃止措置プロジェクトの導入とその効果について発表を行う。
中山 梓介; 岩本 修
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溶融塩炉や小型モジュール炉では減速材として黒鉛や水素化合物の使用が検討されている。減速材による熱中性子の散乱は炉心設計に大きな影響を及ぼす。また、溶融塩や構造材に含まれる物質に対する荷電粒子放出反応は、廃棄物管理上問題となる核種を生成し得る。そのため、こうした革新型原子炉開発においては、上述の物質に対する精度良い熱中性子散乱則や荷電粒子放出反応断面積のデータが重要になる。以上を踏まえ、原子力システム研究開発事業の「革新型原子炉開発のための核データ整備基盤の構築」プロジェクトにおいて、これらの核データを評価し、評価済み核データファイルとして整備した。これらの核データの評価手法について、概要を述べる。
堀口 直樹; 吉田 啓之; Zhang, H.*; 森 昌司*
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BWR炉心の熱的安全評価において、高クォリティ条件における燃料棒表面での液膜や液滴による液輸送現象を理解することが重要である。液膜には、高速で移動するじょう乱波が発達するが、その形状や液輸送量の実験計測は困難である。そこで、じょう乱波の形状や液輸送量の評価や現象理解には数値解析コードによる数値シミュレーションが有効であると考えた。本発表では、日本原子力研究開発機構が開発した数値解析コードTPFITによる、じょう乱波を含む環状流の数値シミュレーション結果について述べる。さらに数値シミュレーション結果と実験結果を比較し、波高および波速度について、その妥当性を検討した結果を述べる。
岩元 大樹; 明午 伸一郎; 杉原 健太*
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核反応断面積は、原子力の研究開発、宇宙開発および天体核物理研究において重要な基礎基盤データである。これまで核反応モデルや系統式による断面積予測が行われてきたが、これらの手法では実験値の正確な再現と断面積の包括的な予測は非常に難しい。実験データが充実している場合、機械学習モデルを活用して断面積を推定できる。しかしながら現状では、実験データが不足している領域に対して十分な手法が確立されていない。この課題に対処するため、本研究では核種生成断面積に焦点を絞り、機械学習モデルのアプローチの一つである転移学習を活用して、実験データが不足している領域においても断面積を効果的に推定できるモデルを開発した。開発したモデルは、断面積を、不確実性を含めて包括的に推定できるだけでなく、学習データとなる実験データが不足する領域でも物理モデルと同等の推定能力を持つことを確認した。
高野 和也; 栗坂 健一; 山野 秀将
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ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉のリスク評価技術開発の一環として、溶融塩を活用した既存の太陽熱蓄熱発電システムにおける事故トラブル事例結果に基づき、熱交換器における伝熱管破損件数と溶融塩暴露時間を整理するとともに、ベイズ推定手法に基づき伝熱管破損発生率を評価する方法を検討した。
土屋 晴文; Guembou Shouop C.; 北谷 文人
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中性子共鳴透過分析法(NRTA)は、さまざまな核物質を非常に精度よく測定できる有望な非破壊分析法であるため、計量管理における核物質不明量の低減化や、港湾や空港における隠匿された核物質検知性能の向上が期待できる手法として注目されている。しかし、従来のNRTA装置は大型で可搬性に乏しいため、設置スペースが限られた原子力施設や港湾等への実装が全く進んでいない。そこで、コンパクトで許認可申請などの必要がない
Cf中性子線源を用いた卓上型NRTA装置を開発を進めている。本講演では、卓上型NRTA装置による核物質検知手法の概要とともに、シミュレーションによって決定した装置の基本設計や期待される核物質に対する検知特性について報告する。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。
石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁; 五十嵐 誉廣
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再処理施設では、再処理工程の腐食性に合わせジルコニウム(Zr)及びステンレス(SUS)製の機器が存在する。ZrとSUSとは溶接性が悪いためタンタル(Ta)を挟み爆着接合した継手(異材接合継手)により機器配管は接続されている。一方、機器の除染に使用が想定される水酸化ナトリウム(NaOH)溶液中でTaは水素発生を伴い腐食するとともに、水素吸収し延性低下するため除染による異材接合継手の水素脆化が懸念される。本研究では異材接合継手の除染による腐食及び水素吸収挙動の基礎的検討を目的とし、R-SUS304ULC/Ta/Zr異材接合材に対し除染作業を想定したNaOH-HNO
交互浸漬腐食試験及び電気化学測定を実施した。その結果、異材接合材中のTaへの水素吸収は純Ta板と比較し抑制されることが明らかになった。電気化学測定結果より、この原因はTaがSUS及びZrと接触することで水素発生源となるカソード反応がSUS及びZr表面に分離するとともに、Taの不働態化で水素吸着が抑制されるためと考えられた。
花木 祥太朗; 木下 拓真*; 岸本 安史*; 林 宏一
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「もんじゅ」では、廃止措置期間全体を4段階に区分し、約30年間で廃止措置を完了する計画である。第1段階では燃料体を炉心から燃料池に移送した。第2段階では、非管理区域の解体に着手するとともに、第3段階に向けたナトリウム機器の解体準備等を行う。加えて、作業者及び周辺公衆の被ばく低減、解体撤去工法・手順の策定、解体撤去工事に伴って発生する放射性廃棄物の発生量評価を目的に、施設内に残存する放射性物質の種類、放射能及び分布についての評価を、第1段階から引き続き実施している。評価は、中性子照射によって炉心周辺の構造材が放射化して生成される放射化汚染と、放射化した構造材が冷却材中に溶出して生成される腐食生成物が機器・配管の内部に付着して残存する二次的な汚染に区分して行っている。本シリーズでは、汚染分布評価の全体概要と、ナトリウム冷却高速炉(SFR)に特有の燃料取扱設備の放射化汚染評価について発表する。
木下 拓真*; 岸本 安史*; 花木 祥太朗; 林 宏一
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「もんじゅ」廃止措置計画の第3段階において管理区域内の設備の解体が計画されているが、解体を開始するまでに設備の放射化汚染評価を実施する必要がある。「もんじゅ」の燃料取扱設備の地下台車は、炉心構成要素等を収納した状態で空気中を水平移送し、燃料出入機受渡し前にアルゴンガス雰囲気に置換、予熱を行う、「もんじゅ」固有の設備である。この地下台車は、燃料の移送中、燃料から発生する中性子によって構造材が放射化していることから、解体廃棄物として放射化を評価する必要がある。地下台車の放射化は、原子炉の放射化汚染評価手法と同じ手法で2次元RZ体系を作成し、中性子束分布と放射化量を評価した。評価結果は、地下台車が単純な回転体形状ではないことから、3次元解析を行い比較により妥当性を確認した。また、放射化放射能濃度は、最大でもL3レベル(法令基準)となり、ほとんどの領域でクリアランスレベル以下となることを確認した。
岸本 安史*; 木下 拓真*; 花木 祥太朗; 林 宏一
no journal, ,
「もんじゅ」廃止措置計画の第3段階において管理区域内の設備の解体が計画されているが、解体を開始するまでに設備の放射化汚染評価を実施する必要がある。ナトリウム冷却高速炉である「もんじゅ」に特有の炉外燃料貯蔵槽(EVST)は、約200
Cの液体ナトリウム中で新燃料及び使用済燃料などを一定期間貯蔵する設備である。EVSTは、燃料の貯蔵中、燃料から発生する中性子によって構造材が放射化していることから、解体廃棄物として放射化を評価する必要がある。EVSTの放射化は、原子炉の放射化汚染評価手法と同じ手法で2次元RZ体系を作成し、中性子束分布と放射化量を計算により評価した。評価結果は、3次元体系の評価結果との比較により、妥当性を確認した。また、放射化放射能濃度は、最大でもL3レベル(法令基準)となり、ほとんどの領域でクリアランスレベル以下となることを確認した。
林 宏一; 南里 朋洋; 半沢 守*; 佐々木 勇気*; 鳥居 和敬*
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廃棄物埋設地においては、廃棄物上部の覆土に陥没が生じないようにするため、廃棄体内に有害な空隙が残らないようにする必要があることから、廃棄体内の空隙に大型の振動台を用いて砂質土を加振充填する方法が開発されてきている。しかし、廃止措置を実施中の施設は、比較的小規模の施設も存在することから大型の振動台の設置は困難であることが予想される。このため、安価な可搬型の砂充填装置を開発し、小型土槽を用いた小規模試験と200Lドラム缶を用いた実規模試験を実施した。試験の結果、配管内の砂の充填率が80%以上となることを確認し、可搬型の砂充填装置でも砂を充填することが可能である見通しを得た。
木村 敦; 遠藤 駿典; 中村 詔司; Rovira Leveroni, G.
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原子力システム研究開発事業「革新型原子炉開発のための核データ整備基盤の構築」において、熱中性子散乱則データの整備目的に、革新型原子炉で用いられる黒鉛及び結晶性化合物等の断面積測定を進めている。本発表では、J-PARC物質・生命科学実験施設にて実施した、熱
冷中性子に対する二重微分散乱断面積および中性子全断面積の測定結果について報告する。
小野 綾子; 大川 富雄*; 吉田 啓之
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我々の研究プロジェクトでは、カーボンニュートラル早期実現のために必要な次世代PWRの最適設計に資する二相流CFDを用いた機構論的DNB予測手法の構築を目指している。本プロジェクトでは、伝熱面上に形成される大気泡がDNBを引き起こす主要因の一つであると考え、二相流CFDと機構論的物理モデルを組み合わせることでその大気泡形成を予測する手法を検討している。本研究は、そのうち大気泡形成の機構論的物理モデルを構築することを目的としている。本報告では、伝熱面から発生する一次気泡の発生、それらの接合と大気泡形成について基盤となるモデルを構築、試計算を実施した結果について報告する。
山下 晋; 近藤 奈央; 菅原 隆徳; 吉田 啓之
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原子力機構では、最小限の実験と計算科学の最大限の活用による合理的かつ効率的なADSのビーム窓(BW)設計を実現するため、熱流動場と応力場を、それぞれANSYS FluentとANSYS Mechanicalで評価する設計ツールを開発した。本ツールにより設計を行う場合、BWの仕様に応じて、熱流動場の評価に用いるレイノルズ平均ナビエストークス(RANS)モデルと計算格子の妥当性を検討する必要がある。本研究では、実験によらず、この検討を行うため、詳細熱流動解析コードJUPITERとオープンソースの有限要素法コードFrontISTRを用いた、流体構造連成ベンチマークコードを開発した。本発表では、JUPITERとFrontISTRを用いた流体構造連成解析プラットフォームの概要および解析例を紹介する。
関根 直紀; 江田 考志; 高崎 和亨*; 川崎 貴啓*; 稲川 拓夢*; 茅野 雅志
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日本原子力研究開発機構 プルトニウム燃料技術開発センターにおけるMOX試料中の金属不純物含有率分析の手法として、新たにICP-AESの導入を検討している。MOX試料の主成分であるPuやUの発光スペクトルは非常に複雑であり、連続したバックグラウンドの上昇や分光干渉をもたらす。そのため、MOX試料中の金属不純物元素を精度よく定量するためには、分析の前処理としてPuやUを除去する必要がある。本発表では、その前処理に係る試験の概要と結果について報告する。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
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多孔質体と考えられている、東京電力福島第一原子力発電所のPCV内燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動解析手法の開発を進めている。前報までは、多孔質体モデルを追加したJUPITERの妥当性確認や東京電力福島第一原子力発電所2号機PCV内の予備解析結果について報告した。本報では、多孔質体モデルにおける有効熱伝導率モデルの違いがPCV内熱挙動へ与える影響について報告する。本解析結果から、モデルの違いにより燃料デブリの温度や流速分布が異なり、燃料デブリの除熱量が大きく異なることが確認された。このことから、PCV内の熱挙動を推定するためには、燃料デブリ等の多孔質体としての内部構造の把握と、それに応じたモデルの適切な選択が必要である。
岩本 信之
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マグネシウム(Mg)は、鉛-Mg合金が高速炉の冷却材として検討されるなど、原子力利用でも重要な元素であり、またkeV領域における捕獲断面積の精度向上は天体での元素合成を考える上で必須となっていた。このような需要がありながら、JENDL-5に収録されている
Mgの核データは、1989年に公開されたJENDL-3のために評価が行われ、これ以降は一部データの改訂に留まっていた。Mgの安定同位体に対して、分離共鳴パラメータを改訂し、連続領域における断面積やスペクトルなどは核反応計算コードCCONEを用いて、天然元素の測定データも利用した評価を実施した。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展; 櫻井 健; 辻本 和文
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高速炉臨界実験装置(FCA)で蓄積されてきた積分実験データの概要を紹介するとともに、それらの活用に向けた現在の活動と今後の計画について報告する。
菅原 隆徳; 阿部 拓海; 森 潤平*; 西原 健司
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原子力機構では、高レベル放射性廃棄物の減容化、有害度低減のため、加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。検討しているADS(JAEA-ADS)は、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を目的として、800MW熱出力により、250kgMA/年の核変換を行うスペックとなっている。一方でJAEA-ADSを実現するためには、様々な技術実証を行うための小・中規模のパイロットプラント建設が必須である。本検討ではパイロットADSに求められる要件を整理し、今後の検討の基礎となる核設計を行った。