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報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物のサーベイランス試験のための基礎データ

角田 淳弥; 柴田 大受; 菊地 孝行; 石原 正博; 伊与久 達夫; 沢 和弘; 藤本 望

JAEA-Data/Code 2007-001, 57 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2007-001.pdf:3.0MB

我が国初の高温ガス炉であるHTTRでは炉心支持黒鉛構造物の健全性及び特性等を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。このうちサーベイランス試験では、HTTRの炉内支持黒鉛構造物について高速中性子照射,酸化等による物性値,強度等の経年変化を調べることにしており、ここで得られるデータは、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性確認に用いられるほか、第4世代原子炉システムの1つとして国際的に検討を行っている超高温ガス炉(VHTR)の黒鉛構造物の設計等に活用することのできる貴重なものとなる。本報は今後実施することになるHTTRのサーベイランス試験片の炉内への装荷位置及び使用前の状態における物性データをまとめたものである。

報告書

大気・海洋・陸域モデル結合のためのモデルカップラー

永井 晴康; 小林 卓也; 都築 克紀; Kim, K.

JAEA-Data/Code 2007-002, 65 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2007-002.pdf:3.77MB

数値実験によるさまざまな環境研究に資することのできる環境研究ツール「数値環境システムSPEEDI-MP」における数値実験ツール開発の一環として、多数のモデルを結合できるモデルカップラーを開発した。モデルカップラーは、複数のモデルを同時進行で平行計算させモデル間で計算結果を交換することにより、モデルを一体化したのと同等な結合状態を作り出すことができる。結合可能なモデルは、3次元構造格子を持つモデルで、ほとんどの環境モデルや流体力学モデルに汎用的に適用することができる。このモデルカップラーを用いて、大気,海洋,波浪,陸水、及び地表モデルの5モデルからなる水循環結合モデルシステムを開発した。水循環結合モデルシステムの適用試験として、サウジアラビアにおける2005年1月の洪水再現計算及び2005年8月のハリケーン・カトリーナによる高潮再現計算を実施した。

報告書

COREBN; A Core burn-up calculation module for SRAC2006

奥村 啓介

JAEA-Data/Code 2007-003, 120 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2007-003.pdf:5.52MB

COREBNは拡散理論と燃焼度や減速材温度などの局所パラメータに対してテーブル化された巨視的断面積の内挿法に基づく多次元炉心燃焼計算のためのSRACシステムの補助計算コードである。巨視的断面積はSRACの衝突確率法による格子燃焼計算により作成される。SRACとCOREBNは多様な格子及び炉心形状に対して幅広い適用性がある。これらのコードはおもに日本原子力研究開発機構の研究炉の燃焼管理のために利用されてきた実績を有する。本報告書は、2006年版SRACとともに提供される最新版のCOREBNに対する改訂版ユーザー利用マニュアルである。

報告書

SRAC2006; A Comprehensive neutronics calculation code system

奥村 啓介; 久語 輝彦; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎*

JAEA-Data/Code 2007-004, 313 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2007-004.pdf:13.5MB

SRACはさまざまなタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1986年にSRACシステムの第2版利用手引き(JAERI-1302)が出版された後、多くの機能及びライブラリデータの追加と修正が行われ、総合核計算コードシステムとして完成した。本システムは、主要な核データライブラリ(JENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VI.8, JEFF-3.1, JEF-2.2など)と、中性子輸送及び拡散計算のための統合された5つの要素コードを含んでいる。それらは、16種類の格子形状に適用できる衝突確率法に基づくPIJコード,SN法輸送計算コードANISN(一次元)及びTWOTRAN(二次元),拡散計算コードTUD(一次元)及びCITATION(多次元)である。また、多次元炉心燃焼計算のための補助コードCOREBNがシステムに含まれる。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分安全評価のシナリオ解析のための計算機支援ツールの開発

牧野 仁史; 川村 淳; 若杉 圭一郎; 大久保 博生*; 高瀬 博康*

JAEA-Data/Code 2007-005, 67 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2007-005.pdf:6.66MB

本稿では、改良された手法に基づくFEPの相関関係の整理の効率的な実施を支援するために開発した計算機支援ツール(FepMatrix)について報告する。なお、本ツールはシナリオ解析研究の専門家を主な対象とした。本ツールにより、膨大な数のFEPを相関関係マトリクス等として計算機上に構造的に整理し、かつ多面的な切り口からスクリーニングやグルーピングなどの分析を行うことが可能となった。これにより、追跡性と透明性を確保したFEPの相関関係とその関連情報の体系的な取り扱いが可能となると同時に、膨大な数の情報を扱う際に発生しがちなヒューマンエラーの低減を図ることができ、目的に応じたシナリオ解析の作業効率を向上させる環境を整備することができた。

報告書

$$gamma$$-ray buildup factors for heavy concretes

浅野 芳裕*; 坂本 幸夫

JAEA-Data/Code 2007-006, 44 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2007-006.pdf:1.82MB

2種類の重コンクリートについて、0.015MeVから15MeVの範囲内で$$gamma$$線再生係数をモンテカルロ計算コードEGS4で40自由行程まで求めた。重コンクリートの種類は1つは鉄充填、もう1つはバリウム充填の重コンクリートである。点減衰核法等の簡易計算で再生係数を用いて線量率を算出するために、GP法のパラメーターも合わせて示した。

報告書

ERRORJ; A Code to process neutron-nuclide reaction cross section covariance, version 2.3

千葉 豪

JAEA-Data/Code 2007-007, 19 Pages, 2007/03

JAEA-Data-Code-2007-007.pdf:0.8MB

中性子と原子核との反応断面積の不確かさに起因する核特性パラメータの不確かさを評価するうえで、エネルギー平均された核反応断面積の共分散が必要となる。ERRORJは、ENDFフォーマットで格納されている核反応断面積共分散を読み込み、多群形式に変換するコードである。本マニュアルはERRORJの改訂版バージョン2.3について、その修正内容と使用法について述べたものである。

報告書

Establishment of a database for Japan Sea parameters on marine environment and radioactivity (JASPER), 1; Anthropogenic radionuclides (Contract research)

伊藤 集通; 乙坂 重嘉; 鈴木 崇史; 田中 孝幸; 常山 鉄平; 外川 織彦

JAEA-Data/Code 2007-008, 41 Pages, 2007/03

JAEA-Data-Code-2007-008.pdf:3.11MB

日本海の海洋環境パラメータと放射性核種に関するデータベース(JASPER)が、日本とロシアの排他的経済水域にまたがって行われた日本海海洋調査(第1期)の最終成果物の一つとして構築された。そして今、他の核種,化学トレーサー,海洋学的データの一連の分冊の最初の巻として、人工放射性核種のデータが一般に公開された。現時点では、データベースには、この分類で252データレコードの登録があり、その内訳は、$$^{90}$$Srと$$^{137}$$Csが193データ、$$^{238}$$Puが163データ、$$^{239+240}$$Puが236データとなっている。そしてこれらは、海水,海底堆積物,ろ過粒子から得られたものである。データベースの構築により、近年の日本海環境が可能な限りのパラメータを用いて記録された。われわれは、このデータベースが、人工放射性核種による日本海の汚染の監視,日本海内の物質輸送の研究,数値シミュレーションモデルの開発検証の各分野において強力なツールとなることを信じている。さらに、海洋における人工放射性核種の世界規模での研究,監視に貢献するためデータベースをIAEA-MELとリンクする準備を遂行中である。

報告書

OECD/NEAで選定された熱力学データの利用環境の整備,3; Ni, Se, Zr及び有機物配位子の熱力学データベースファイルの作成

吉田 泰*; 北村 暁

JAEA-Data/Code 2007-009, 15 Pages, 2007/03

JAEA-Data-Code-2007-009.pdf:0.84MB

OECD/NEAのTDB(Thermodynamic Data Base)プロジェクトでは、放射性廃棄物の地層処分における性能評価上重要なアクチニド及び核分裂性生成物などの熱力学データベースの開発が行われている。本報告では、これらのデータベースのうち、2005年に公開されたNi, Se, Zr及び有機物配位子の熱力学データを地球化学計算コードで利用可能な熱力学データベースファイルとして整備した。整備された熱力学データベースファイルは、主要な地球化学コードである、PHREEQE, PHREEQC, EQ3/6及びGeochemist's Workbenchで利用可能である。また、TRU第2次取りまとめにおいて作成された熱力学データベースについても地球化学計算コードに対応した熱力学データベースファイルを作成した。

報告書

主要岩石及び緩衝材中の核種の拡散係数データベースシステム; 2007年公開版/仕様

栃木 善克; 柴田 雅博; 佐藤 治夫; 北村 暁

JAEA-Data/Code 2007-010, 14 Pages, 2007/03

JAEA-Data-Code-2007-010.pdf:3.32MB

地層処分研究開発第2次取りまとめにおける活用を目的として整備された、岩石マトリックス中における核種の実効拡散係数のデータシート及び新規に文献調査の実施を通じて得た緩衝材中における核種の実効拡散係数のデータを管理・利用するためのデータベースシステムを構築した。本データベースシステムは、2006年初旬に開発済みのデータベースシステムをもとに構築し、おもにデータ検索・抽出機能及びデータ登録機能に大幅な改良を加え、利用性の向上を図った。なお、構築したデータベースシステムは、Microsoft-Access上で動作するファイルとして、原子力機構が管理するWebサーバにおいて公開する。

報告書

稠密格子炉心熱特性試験データレポート,3; 水冷却増殖炉模擬37本バンドル燃料棒曲がり効果試験(受託研究)

玉井 秀定; 呉田 昌俊; Liu, W.; 佐藤 隆; 中塚 亨; 渡辺 博典; 大貫 晃; 秋本 肇

JAEA-Data/Code 2007-011, 126 Pages, 2007/03

JAEA-Data-Code-2007-011.pdf:43.43MB

日本原子力研究開発機構では、水対燃料の体積比を0.2程度以下にすることにより高増殖比及び超高燃焼度の特徴を有する超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、稠密格子炉心熱特性試験を実施している。本試験では、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体(基準試験体(燃料棒間隙幅1.3mm),パラメータ効果試験体2体(燃料棒間隙幅効果試験体(間隙幅1.0mm)及び燃料棒曲がり効果試験体))を用いて、除熱限界に対する基本的課題(高稠密格子体系での除熱限界、並びに除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果及び燃料棒曲がりの効果)を明らかにすることを目的としている。本報告書では燃料棒曲がり効果試験体を用いた試験結果をまとめる。水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い試験条件(圧力・流量・局所出力係数等)範囲における定常時及び過渡時の限界出力特性,圧力損失特性,壁面熱伝達特性を取得した。また、基準試験体を用いた試験結果と比較を行い、燃料棒曲がり効果を検討した。

報告書

Program POD; A Computer code to calculate cross sections for neutron-induced nuclear reactions

市原 晃; 岩本 修; 千葉 敏; 国枝 賢; 柴田 恵一

JAEA-Data/Code 2007-012, 86 Pages, 2007/03

JAEA-Data-Code-2007-012.pdf:3.73MB

核データ評価のための計算プログラムPODを開発した。このプログラムは、(1)形状弾性散乱及び反応断面積計算のための光学模型,(2)中性子非弾性散乱断面積計算のための歪曲波Born近似,(3)前平衡模型,(4)多段階統計模型、の4種類の理論模型を用いて作成されている。このプログラムにより、共鳴領域より上で20MeVまでの中性子入射エネルギー範囲における$$(n,gamma)$$, $$(n,n')$$, $$(n,p)$$, $$(n,alpha)$$, $$(n,d)$$, $$(n,t)$$, $$(n,^3$$He), $$(n,2n)$$, $$(n,np)$$, $$(n,nalpha)$$, $$(n,nd)$$, $$(n,3n)$$反応の断面積を計算できる。本レポートでは計算方法及び入力データについて説明するとともに、幾つかの入出力例を示す。

報告書

HTTR運転データベース,2; HTTR炉心特性データベース等の具体例

野尻 直喜; 大和田 博之; 藤本 望

JAEA-Data/Code 2007-013, 93 Pages, 2007/06

JAEA-Data-Code-2007-013.pdf:5.34MB

「HTTR運転データベース」は将来型高温ガス炉の実用化開発や高温工学試験研究炉(HTTR)の運転管理に資することを目的にHTTRの運転データを蓄積・整理したデータベースである。対象データは基本的にHTTRの運転より得られた過剰反応度,炉心又はプラント内の各部温度,冷却材中不純物濃度等の測定値を整理・評価したデータである。データベースは重要度の高い運転データを長期的及び系統的に管理する目的で、将来型高温ガス炉の実用化開発やHTTRの運転管理に関する目的別のデータベースから成る構造とした。本報ではHTTR運転データベースのうちHTTR共通データベース,HTTR核特性データベース,ヘリウム純度管理データベース,炉内構造物健全性データベース及びその他データベースの具体例を示す。

報告書

収着データベースの更新; 信頼性評価に伴う収録データの訂正と公開文献データの追加

齋藤 好彦; Ochs, M.*; 陶山 忠宏*; 北村 暁; 柴田 雅博; 笹本 広

JAEA-Data/Code 2007-014, 24 Pages, 2007/07

JAEA-Data-Code-2007-014.pdf:2.41MB

核燃料サイクル開発機構は、これまでに高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の第2次取りまとめにおいて、人工バリア及び天然バリアでの遅延能力を評価するうえで重要な放射性核種のベントナイトや岩石への分配係数(K$$_{rm d}$$)を収着データベース(JNC-SDB)として整備した(澁谷ほか、1999)。また、同整備以降の1998$$sim$$2003年の間に公開された文献をもとにデータを追加した(陶山,笹本、2004)。今回、日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)として、JNC-SDBを拡充・更新するため、過去に公開された文献を広く再調査・データ収集を行い、K$$_{rm d}$$データを追加した。また、使用者の利便性を考慮して、JNC-SDBの機能を改良した。さらに、今回、「収着データベースを用いた収着分配係数の信頼性評価」作業に基づきデータベースを見直し、データの再入力を行った。今回の更新作業により、全体で23元素に対し、3,205件のK$$_{rm d}$$データが増加した。また、一部の元素については、これまでより分配係数の頻度分布がより明確になり、データの分布を把握しやすくなった。

報告書

幌延深地層研究計画における地下水,河川水及び降水の水質分析

國丸 貴紀; 柴野 一則; 操上 広志; 戸村 豪治; 原 稔; 山本 肇*

JAEA-Data/Code 2007-015, 113 Pages, 2007/11

JAEA-Data-Code-2007-015.pdf:6.62MB

日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターでは、地質環境特性調査及び環境モニタリングとして平成13年度よりボーリング孔の地下水,河川水及び降水などの水質分析を実施してきた。本報告は、平成13年度から平成18年度までの水質分析データを取りまとめたものである。

報告書

ACT-XN; 核融合炉用誘導放射能計算コードの改良版; 荷電粒子シーケンシャル反応に対する放射化計算機能の追加

山内 通則; 堀 順一*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 今野 力; 川崎 弘光*

JAEA-Data/Code 2007-016, 58 Pages, 2007/09

JAEA-Data-Code-2007-016.pdf:7.33MB

日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構)では、核融合炉及び関連施設における材料の核変換,残留放射能,崩壊熱,$$gamma$$線源等の計算のためにACT4というコードが開発され、各種の設計評価や実験解析等が行われてきた。従来このコードは中性子と材料の1次核反応のみを対象としてきたが、低放射化材料を用いた核融合炉の設計ではこの1次核反応で生成された荷電粒子の2次的な反応(シーケンシャル反応)による放射化も無視できず、ACT4コードにこの反応による放射化計算機能を新たに追加してACT-XNコードとした。荷電粒子の反応断面積,放出スペクトル、及び阻止能としては、FISPACTコード用に整備されているデータファイルを追加ライブラリーとして認識できるようにした。コードの適用例として、FNS施設で照射したフッ化リチウム(LiF)試料中の残留放射能と、Demo炉にトリチウム増殖材としてFLiBeを用いた場合の残留放射能を計算し、実験値を十分な精度で再現することとDemo炉の設計でシーケンシャル反応による放射化が無視できない条件があることを検証してコードの有効性を確認した。

報告書

OPT-TWO; 2次元MOX燃料最適濃度分布計算コード

佐藤 庄平; 酒井 友宏*; 奥野 浩

JAEA-Data/Code 2007-017, 40 Pages, 2007/08

JAEA-Data-Code-2007-017.pdf:4.8MB

OPT-TWOは、MOX(ウラン・プルトニウム混合酸化物)燃料の2次元体系において、臨界安全上で最も厳しい評価を与える濃度分布(最適濃度分布)を計算するコードである。OPT-TWOにおける最適濃度分布の算出は、燃料インポータンス量が一定になる時に燃料体系の反応度が最も大きくなることを示す原理である、燃料インポータンス平坦化原理を利用する。この原理に基づき、OPT-TWOでは、(1)2次元SN法中性子輸送計算コードTWOTRANを用いた中性子束,随伴中性子束及び中性子増倍率の算出,(2)燃料インポータンスの算出,(3)燃料移行量の算出、の繰り返し計算を実施して燃料インポータンス分布を徐々に平坦化していき、最終的に燃料体系の最適濃度分布を算出する。濃度分布を考慮するMOX燃料の要素は、MOX粉末,二酸化ウラン粉末及び添加剤である。本報告書では、OPT-TWOの計算内容,計算方法及びインストール方法を示すとともに、OPT-TWOの臨界計算への適用方法について示す。

報告書

An Application program for fission product decay heat calculations

Pham, N. S.*; 片倉 純一

JAEA-Data/Code 2007-018, 12 Pages, 2007/10

JAEA-Data-Code-2007-018.pdf:1.61MB

崩壊熱を正確に知ることは原子力施設の安全設計や運転における最も重要な因子の一つである。さらに、崩壊熱は燃料排出や貯蔵,輸送,管理,処理においても、重要な役割を果たす。この研究では正確な崩壊熱総和計算や不確実さ解析,個々の核分裂生成物の崩壊熱への寄与を得るためにDHP(Decay Heat Power program)という新しいプログラムを開発した。簡略化や近似を排除した解析法を適用し、線形及び非線形の崩壊連鎖と基底状態及び異性体を含む12の崩壊モードを自動的に同定するとともにENDF/B-VIフォーマットの崩壊データや収率データを用いることにより処理される。プログラムは、利用者が使いやすいようなオプションを備えたwindowインターフェースを用いている。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの開発,2(委託研究)

平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2007-019, 133 Pages, 2007/11

JAEA-Data-Code-2007-019.pdf:16.41MB

従来の核特性解析システムは臨界実験体系を想定しているため、燃料組成の燃焼変化を考慮した計算機能は十分には整備されておらず、機能的な制限により解析作業が極めて非効率的になるという問題がある。このため、各計算機能を必要に応じて組み立てたり分解したりできるような高速炉実機燃焼解析システムを開発して、高速炉実機の燃焼解析評価及び予測精度向上に資する。平成17年度の「(高速炉)実機燃焼解析システムの開発」の検討においては、システムを入力データ処理部・ソルバー部・計算結果処理部の各コンポーネントに分割し、それらと全体制御を行うドライバ部を、中間データモデルによって結合する基本設計を実施した。本年度においては、この基本設計にしたがって、本システムの詳細設計と入出力処理部の実装、及び、本システム全体のプロトタイプの実装を実施した。

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(委託研究)

巽 雅洋*; 横山 賢治

JAEA-Data/Code 2007-020, 106 Pages, 2007/11

JAEA-Data-Code-2007-020.pdf:17.99MB

原子力機構では、次世代原子力システム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の開発を進めている。本システムでは、オブジェクト指向スクリプト言語Pythonで記述された制御層と、システム言語C++で記述された計算層で構成される二階層モデルを採用する。本研究では、次世代炉物理解析システムの二階層モデルを実現方法の検討と、各層のデータオブジェクトを別の層から透過的に利用可能とするためのライブラリの設計・実装を行った。動作速度を重視するために、各層においては適切な数値演算ライブラリを用いた。開発ライブラリでは、各層において異なる内部表現で保持されているデータを相互変換するモデルプロキシを実現した。本機構により、各層間でのデータ授受を簡便かつ効果的に行うことができることを確認した。

報告書

Nuclear decay data for dosimetry calculation; Data for radionuclides with half-lives less than 10 minutes

遠藤 章; Eckerman, K. F.*

JAEA-Data/Code 2007-021, 28 Pages, 2007/11

JAEA-Data-Code-2007-021.pdf:45.54MB

半減期10分未満の放射性核種214核種について、線量計算用の新しい核崩壊データを編集した。崩壊データは、2007年5月時点で最新の評価済み核構造データファイルENSDF(Evaluated Nuclear Structure Data File)から編集した。放射線のエネルギー及び強度を計算するうえで特に重要となる基本的な核特性は、核・崩壊特性に関するデータベースNUBASE2003/AME2003を参照し、更新した。また、不完全なENSDFに対しては、フォーマットの誤り、レベルスキーム,規格化定数等の分析を行い、それらの修正を行った。このENSDFから、原子核の崩壊及びそれに続く原子過程において放出される放射線のエネルギー及び強度を、EDISTR04コードを用いて計算した。編集されたデータは、著者らが既に開発した核崩壊データベースDECDC2を補強するものである。このデータは、加速器施設の誘導放射性核種に対する安全評価,短半減期核種の医療利用時の治療計画等における線量計算に利用される。

報告書

幌延深地層研究計画(第1段階)において採取されたボーリングコアの鉱物組成・全岩化学組成及び地表ガスの化学組成

平賀 正人; 石井 英一

JAEA-Data/Code 2007-022, 100 Pages, 2008/02

JAEA-Data-Code-2007-022.pdf:6.67MB

地層処分研究開発部門幌延深地層研究ユニット堆積岩地質環境研究グループでは、幌延深地層研究計画の第1段階において、研究所設置地区周辺の岩石の鉱物学的・地球化学的特徴及び地表付近のガス組成を把握するため、幌延町北進地区及び上幌延地区において、以下の3種類の分析を実施した。(1)ボーリングコアの鉱物組成分析,(2)ボーリングコアの全岩化学組成分析,(3)地表ガスの化学組成分析。本資料は、上記分析結果についてまとめたものである。

報告書

工学系モデリング言語としての次世代解析システムの開発,6; 炉定数調整・核設計精度評価ソルバーの開発

横山 賢治; 沼田 一幸*

JAEA-Data/Code 2007-023, 39 Pages, 2008/01

JAEA-Data-Code-2007-023.pdf:14.0MB

次世代炉物理解析システムMARBLEのための炉定数調整・核設計精度評価ソルバーを開発した。本ソルバーの開発ではオブジェクト指向分析・設計の技術を適用することによりシステムの拡張性や柔軟性の向上を図った。炉定数調整や核設計精度評価の計算を行う数値計算部分については、他の部分から完全に独立させることで新しい核設計精度評価手法を導入しやすくすることができた。検証計算として、最新の統合炉定数の作成に必要となる現実的な計算ケースに対して炉定数調整計算と核設計精度評価を行った。この検証計算において本ソルバー従来コードによる計算結果とよく一致することを確認した。本ソルバーは従来コードの主要な機能をすべて実現しており、MARBLEシステムは炉定数調整・核設計精度評価に関する計算コードとして利用することが可能である。

報告書

LAMER; 海洋環境放射能による長期的地球規模リスク評価モデル

中野 政尚

JAEA-Data/Code 2007-024, 37 Pages, 2008/02

JAEA-Data-Code-2007-024.pdf:3.76MB

LAMERは、海洋に投入された放射性物質の移流・拡散・スキャベンジング過程を長期的に地球規模でシミュレートすることにより海水中放射性物質濃度分布を計算し、その放射性物質が海水から海産物,人へ移行する過程を考えることによって、海産物摂取に起因する実効線量を計算するコードである。移流過程を与える年平均3次元流速場の計算には海洋大循環モデルを、移流過程には粒子追跡モデルを、拡散過程にはランダムウォークモデルを、スキャベンジング過程には可逆交換モデルを採用し、海水中放射性物質濃度3次元分布を計算する。海水から海産物,人への移行については、濃縮係数,海産物摂取量,線量換算係数を用いて計算する。適用例として、1945年から1980年にかけて行われた大気圏内核爆発実験によって海洋へ投入された主要放射性核種から人類への平均的な実効線量を計算した。なお、放射性核種鉛直分布を出力するプログラム等、線量計算に直接関係のない事項、及びLAMERのファイル構造等については、付録に示した。

報告書

幌延深地層研究計画平成18年度地下施設計測データ集

熊谷 恭人; 舟木 泰智; 山崎 雅直; 山口 雄大; 尾留川 剛*; 真田 祐幸; 阿部 寛信

JAEA-Data/Code 2007-025, 106 Pages, 2008/07

JAEA-Data-Code-2007-025.pdf:12.75MB

幌延深地層研究計画は、原子力政策大綱に示された深地層の研究施設計画の一つであり、堆積岩を対象として、日本原子力研究開発機構が北海道幌延町で進めているプロジェクトである。この計画では、「深地層の科学的研究」と「地層処分研究開発」を、第1段階「地上からの調査研究段階」,第2段階「坑道掘削時の調査研究段階」,第3段階「地下施設での調査研究段階」の3段階で20年程度をかけて進める。第2段階調査が始まるにあたり、第1段階の調査結果に基づき、(1)安全かつ合理的な坑道建設のための計測,(2)坑道の設計・施工技術の高度化に向けた研究開発のための計測、及び(3)掘削前に予測した深部地質環境を検証するための計測を取りまとめ、「幌延深地層研究計画における立坑掘削時の計測計画及び情報化施工プログラム」を策定した。本データ集は、この計測計画に基づき平成18年度に実施した換気立坑深度約50m,東立坑深度約40mまでの調査結果を取りまとめたものである。

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