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劉 峭; 本間 俊充; 西巻 祐一郎*; 林 寛子*; 寺門 正人*; 田村 智志*
JAEA-Data/Code 2010-001, 57 Pages, 2010/03
JAEA-Data-Code-2010-001.pdf:16.81MB
原子力発電所などの工学施設のリスク評価モデルには、機器故障率などのモデル入力変数の不確実さが伝播することにより計算結果に不確実さが生じる。リスク評価結果の不確実さ及びその不確実さへの各入力変数の寄与度を評価するためのツールとして、モンテカルロ手法を用いたグローバル感度解析コードGSALabを開発した。本コードは、乱数発生部,不確実さ解析部,感度解析部で構成される。乱数発生部では、確率分布に従った乱数の生成機能を有する。不確実さ解析部では、モデル出力の平均値や分散などの統計量の計算、そして確率密度分布や累積分布の計算が可能である。感度解析部には、分散に基づく指標をはじめとして、複数のグローバル感度指標の計算機能を備えた。また、GSALabにGUI(グラフィカル・ユーザー・インタフェース)を組み込み、利便性を向上させている。本コードは、原子力発電所のリスク評価だけでなく、一般的な計算モデルに対する不確実さ解析・感度解析にも適用可能である。
舟木 泰智; 浅森 浩一; 真田 祐幸; 羽出山 吉裕*; 山本 卓也*; 井尻 裕二*; 松岡 清幸*; 木村 和洋*; Lin, S.*; 熊谷 敏文*
JAEA-Data/Code 2010-002, 151 Pages, 2010/06
JAEA-Data-Code-2010-002.pdf:43.13MB
原子力機構は、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発として、地下研究施設の建設を伴う研究プロジェクト(幌延深地層研究計画)を進めている。幌延深地層研究計画において建設中の地下研究施設のうち、換気立坑の施工における、湧水抑制対策の施工計画並びに排水処理設備の増設計画の策定を主な目的として、2007年10月から2008年3月にかけて、換気立坑近傍にて換気立坑先行ボーリング(PB-V01孔)を実施した。本報告書は、換気立坑先行ボーリング(PB-V01孔)で実施した調査のうち、物理検層(温度検層,音波検層,キャリパー検層,超音波型孔壁画像検層,ヒートパルス型フローメーター検層及びセメントボンド検層)の結果をデータ集として取りまとめたものである。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2010-003, 308 Pages, 2010/05
JAEA-Data-Code-2010-003-01.pdf:40.71MBJAEA-Data-Code-2010-003-02.pdf:62.39MBJAEA-Data-Code-2010-003-03.pdf:10.06MB
製錬転換施設は、平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに、管理区域内の全機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成20年度の解体実績評価に用いる基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
佐藤 大樹; 高橋 史明; 重森 祐志*; 坂本 健作
JAEA-Data/Code 2010-004, 28 Pages, 2010/06
JAEA-Data-Code-2010-004.pdf:1.58MB
DOSE-Analyzerは、グラフィカル・ユーザー・インターフェース(GUI)を通してデータベースより線量情報を収集し、表とグラフを生成するコンピュータプログラムである。データベースは、マウスとヒトの幾何情報を正確に再現したボクセルモデルを放射線輸送コードPHITSに組み込んだモンテカルロシミュレーションにより、臓器吸収線量,粒子フルエンス及び損失エネルギー分布について構築した。照射体系,中性子エネルギーはGUI上で設定され、その結果は粒子種(電子,陽子,重陽子,三重陽子,アルファ粒子)及び標的臓器ごとにまとめられ、Microsoft Office Excelのデータシートとして出力される。また、二つの照射対象に対して出力された結果は、DOSE-Analyzer上で比較解析することができる。本レポートでは、データベース構築に用いたモンテカルロシミュレーション手法及びDOSE-Analyzerの使用方法についてまとめた。
福岡 奈緒美; 新貝 文昭; 三浦 律彦*; 延藤 遵*; 山田 勉*; 内藤 守正
JAEA-Data/Code 2010-005, 353 Pages, 2010/07
JAEA-Data-Code-2010-005-01.pdf:8.91MBJAEA-Data-Code-2010-005-02.pdf:46.47MB
高レベル放射性廃棄物を対象とした地層処分施設では、天然の岩盤(天然バリア)と工学的なバリア(人工バリア)によって構築される多重バリアシステムにより長期的な安全の確保がなされる。しかし、支保工やグラウトに用いられている普通ポルトランドセメントなどのセメント系材料は高アルカリ性であり、長期的には岩盤の変質を引き起こし、処分システムの長期性能に影響を及ぼす可能性が指摘されている。さらに、地層処分施設の操業にあたっては、地下深部の高水圧環境や緩衝材の定置作業性などを確保するために、湧水量が厳しく制限されることが想定されることから、従来のグラウトよりも改良目標値が高く設定され、微細な亀裂に対しても注入可能なグラウト材料が必要と考えられる。このため、平成19年度より、既存のグラウト材料と同等以上の施工性・止水性を有し、岩盤への影響を最小限に抑える低アルカリ性(pH
11)のグラウト材料の開発に取り組んでいる。ここでは、グラウト材料の開発状況について室内試験結果及び検討内容を整理し、原位置への適用において最適と考えられる配合を提示する。
小尾 繁*; 稲垣 学
JAEA-Data/Code 2010-006, 41 Pages, 2010/06
JAEA-Data-Code-2010-006.pdf:1.39MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分の性能評価で想定される多様なシナリオを定量的に評価にするためには、パラメータの時間変化を考慮した核種移行解析を行う必要がある。例えば、地層処分研究開発第2次取りまとめにおける天然現象による仮想的シナリオの評価事例では、亀裂性岩盤を対象として、処分環境の変化をおもにパラメータの時間変化として表現し、解析コードMESHNOTE及びTIGERを用いて核種移行解析を実施した。今後このような時間的変遷を取り扱う解析・評価が増加することが予想され、解析の効率化と入出力値の品質管理の向上が求められている。このような状況に対応するため、汎用シミュレーションソフトウェアGoldSimを用いて、核種移行パラメータの時間的変化を考慮した解析作業を効率的に実施することが可能な核種移行解析モデルを新たに構築した。本報告書では、構築した核種移行解析モデルの概念モデル,数学モデル,検証計算結果について取りまとめた。本検討で構築した核種移行解析モデルのリソース(解析モデルのパーツ)は、今後、天然現象影響評価解析や、他の概念モデルとの組合せ等の高度化に資することが可能である。
2008年3月齋 正貴; 萩原 大樹; 竹口 真人*; 安江 基*; 堀田 政國*; 水野 崇
JAEA-Data/Code 2010-007, 191 Pages, 2010/06
JAEA-Data-Code-2010-007.pdf:2.79MB
日本原子力研究開発機構は、岐阜県瑞浪市に建設中の瑞浪超深地層研究所において、研究坑道の掘削が周辺の地下水に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本報告は、瑞浪超深地層研究所用地内に地上から掘削したボーリング孔であるMSB-2号孔及びMSB-4号孔において実施している地下水の採水,水質分析及び間隙水圧測定の2007年度の結果を取りまとめたものである。
2009年3月齋 正貴; 萩原 大樹; 石原 英治*; 堀田 政國*; 水野 崇
JAEA-Data/Code 2010-008, 158 Pages, 2010/06
JAEA-Data-Code-2010-008.pdf:2.47MB
日本原子力研究開発機構は、岐阜県瑞浪市に建設中の瑞浪超深地層研究所において、研究坑道の掘削が周辺の地下水に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本報告は、瑞浪超深地層研究所用地内に地上から掘削したボーリング孔であるMSB-2号孔及びMSB-4号孔において実施している地下水の採水,水質分析及び間隙水圧測定の2008年度の結果を取りまとめたものである。
佐藤 薫; 高橋 史明; 佐藤 大樹; 遠藤 章
JAEA-Data/Code 2010-009, 189 Pages, 2010/08
JAEA-Data-Code-2010-009.pdf:2.52MB
日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、体格及び姿勢が線量評価に及ぼす影響を明らかにするため、男性2体(JM, JM2)及び女性1体(JF)のボクセルファントムを成人日本人のコンピューター断層(CT)画像を用いて開発した。これらの3体のファントムは、約1mm
サイズのボクセルによって構築されているため、甲状腺,胃等の小さく、薄い臓器についてもその形状及び重量を正確に再現している。男性2体のファントムは、同一人物の被験者から得られた、臥位(JM)と立位(JM2)のCT画像をもとに開発されているため、両者の臓器線量を比較することによって、姿勢が臓器線量に及ぼす影響を明らかにすることが可能である。本報告書では、(1)原子力機構ボクセルファントム(JM, JF, JM2)の開発及びその特徴,(2)姿勢が光子放出核種による臓器線量に及ぼす影響,(3)体格が光子外部照射に対する線量換算係数に及ぼす影響について述べる。本研究の成果は、今後、国際放射線防護委員会(ICRP)が導入するレファレンスボクセルファントムを用いて計算した線量換算係数の適用において、体格及び姿勢が線量評価に及ぼす影響を理解するうえで有用なものである。
2008年3月)齋 正貴; 萩原 大樹; 松島 博之*; 野田 正利*; 納多 勝*; 安藤 賢一*; 田中 達也*; 上田 正*; 本田 ゆう子*; 水野 崇
JAEA-Data/Code 2010-010, 75 Pages, 2010/09
JAEA-Data-Code-2010-010.pdf:2.5MB
このデータ集は、2004年4月から2008年3月までに瑞浪超深地層研究所における研究坑道内、地上から掘削したボーリング孔(MSB-2号孔,MSB-4号孔及びMIZ-1号孔)から採取した地下水の地球化学特性データをとりまとめたものである。また、本データ集では、データを用いたさまざまな目的の解析を行う過程でデータの確認ができるように、試料採取地点,試料採取時間,採取方法及び分析方法などを示した。
北村 暁; 吉田 泰*
JAEA-Data/Code 2010-011, 37 Pages, 2010/09
JAEA-Data-Code-2010-011.pdf:1.75MB
高レベル放射性廃棄物及びTRU廃棄物の地層処分の性能評価に用いるための熱力学データベース(JAEA-TDB)を整備した。このJAEA-TDBのテキストファイルとして、PHREEQC, EQ3/6, Geochemist's Workbenchといった地球化学計算コード用フォーマットを整備した。これらのテキストファイルは、本報告付属のCD-ROMに収納されるとともに、インターネット(http://migrationdb.jaea.go.jp/)でも公開され利用できるようになる予定である。
西原 健司
JAEA-Data/Code 2010-012, 52 Pages, 2010/09
JAEA-Data-Code-2010-012.pdf:2.53MB
原子炉から排出される使用済核燃料の潜在的放射性毒性は、含まれる核種の放射能を、各々が経口摂取されたときの被ばく線量に換算し、総和を取ることで得られる。本データベースは、使用済核燃料に含まれる主要な長寿命核種を選定し、線量換算係数をまとめるとともに、経時変化の解析解を得ることが困難なアクチノイド核種に対しては子孫核種を考慮して毒性の経時変化を示した。これらのデータを用いることで、潜在的放射性毒性の経時変化を初期の重量組成から簡便に計算することができる。計算例として、軽水炉使用済核燃料の潜在的放射性毒性を示した。なお、データベースに含まれる核種は、使用済核燃料に起因するものであり、原子炉及び関連施設の解体廃棄物を含まない。
千葉 豪; 羽様 平; 鈴木 隆之
JAEA-Data/Code 2010-013, 40 Pages, 2010/09
JAEA-Data-Code-2010-013.pdf:1.08MB
高速炉におけるガンマ線による発熱の空間分布を適切に評価するため、ガンマ断面積ライブラリUFGLIB.J40とガンマ線輸送計算のための巨視的ガンマ定数計算ユーティリティを整備した。UFGLIB.J40は最新の核データファイルJENDL-4.0に基づいて作成した。中性子のエネルギー群数は通常の高速炉中性子輸送計算に用いられるJAERI Fast set-3の70群、ガンマ線のエネルギー群数はMATXSLIBで実績のある42群とした。巨視的ガンマ定数作成ユーティリティは、高速炉用格子計算コードSLAROM-UFが計算する微視的実効断面積とUFGLIB.J40を用いて、ガンマ線輸送計算に必要となる巨視的ガンマ定数をバイナリファイルとして出力する。整備したガンマ断面積ライブラリUFGLIB.J40とユーティリティの検証のため、FCA XI-1炉心で測定されたガンマ発熱分布の解析を行い、測定値と計算値が概ね一致することを確認した。
2009年幌延気象観測統計山本 陽一; 前川 恵輔
JAEA-Data/Code 2010-014, 105 Pages, 2010/10
JAEA-Data-Code-2010-014.pdf:3.21MB
JAEA-Data-Code-2010-014-appendix(CD-ROM).zip:31.65MB
幌延深地層研究センターでは、幌延深地層研究計画の一環として幌延町内で気象観測を実施している。幌延町での気象観測は、1986年10月に開進気象観測所で開始され、その後、問寒別,上問寒,幌延市街地,北進の各気象観測所及び北進蒸発散量観測タワーと順次整備され、計6地点で気象観測が行われた。本報は、1986年2009年に日本原子力研究開発機構が幌延町内で観測した気象観測データを取りまとめて電子化し、累年統計を行ったものである。また、統計化された気象データを用いて、幌延町の気象特性について検討した。取得データは1時間データ,日統計データ,月統計データとして整理し、「観測データセット」としてCD-ROMに収録した。
横山 賢治; 平井 康志*; 巽 雅洋*
JAEA-Data/Code 2010-015, 218 Pages, 2010/11
JAEA-Data-Code-2010-015.pdf:49.32MB
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。本研究ではフレームワークを利用する開発者の利便性の向上を目的として、フレームワークのエラー処理機構を整備し、デバッグ処理用の機能を充実させた。またフレームワークに各種の計算手順を定義・拡張できる機構を実装することにより、臨界実験解析などの複雑な補正計算処理を必要とする解析にも対応できるようにした。
横山 賢治; 平井 康志*; 巽 雅洋*
JAEA-Data/Code 2010-016, 92 Pages, 2010/10
JAEA-Data-Code-2010-016.pdf:12.22MB
高速炉実機の燃焼解析評価及び予測精度向上に資する、モジュラー性と柔軟性を備えた高速炉実機燃焼解析システムを開発している。本研究ではこれまでの成果を踏まえて、制御棒を柔軟に取り扱うための機能や少数群への縮約計算機能などを設計・実装した。また、リスタートファイルの概念を拡張し、計算条件・計算結果を収めたデータベースとして取扱うための仕組みを設計・実装した。これによりユーザはさまざまな計算データに容易にアクセス可能となった。
行川 正和; 片倉 純一
JAEA-Data/Code 2010-017, 822 Pages, 2010/09
JAEA-Data-Code-2010-017(errata).pdf:1.0MBJAEA-Data-Code-2010-017(errata2).pdf:2.24MBJAEA-Data-Code-2010-017-Part1-01.pdf:23.46MBJAEA-Data-Code-2010-017-Part1-02.pdf:25.79MBJAEA-Data-Code-2010-017-Part2-01.pdf:36.26MBJAEA-Data-Code-2010-017-Part2-02.pdf:30.64MB
JENDL-4.0に収納されている406核種の中性子断面積を図と表で示した。表には、0.0253eVと14MeVの断面積,マックスウェル平均断面積(kT=0.0253eV),共鳴積分値,核分裂中性子スペクトル平均値を示した。図には、300Kにおける中性子断面積について3種類の図を示した。
長澤 寛和; 武田 聖司; 木村 英雄; 佐々木 利久*
JAEA-Data/Code 2010-018, 85 Pages, 2010/11
JAEA-Data-Code-2010-018.pdf:1.94MB
高レベル放射性廃棄物等の地層処分や原子炉解体廃棄物等の余裕深度処分の安全評価シナリオとして、処分システムに直接あるいは間接的な影響を与えるさまざまな土地利用や掘削などの開発行為である「人間侵入」が考えられる。諸外国における人間侵入の評価では、人間侵入の発生頻度とその影響の大きさの両方の評価が必要とされ、我が国においても、人間侵入の発生を抑制するための制度的管理や処分施設の設計などに関する検討,人間侵入の発生頻度の推定,人間侵入が生じた場合の放射線影響の評価手法の整備が必要と考えられる。そのうち、本研究では、人間侵入としてボーリング掘削による廃棄体への人間の接近やバリアシステムの損傷に関するシナリオ(ボーリングシナリオ)を想定し、我が国におけるボーリング頻度推定のためのデータと人間侵入に伴う放射線影響の評価のために必要なデータをデータベースとして整備した。また、選定した一連のボーリングシナリオの線量評価のためのパラメータ値を推定した。
武田 聖司; 佐々木 利久*; 長澤 寛和; 木村 英雄
JAEA-Data/Code 2010-019, 61 Pages, 2010/11
JAEA-Data-Code-2010-019.pdf:1.47MB
高レベル放射性廃棄物等の地層処分や原子炉解体廃棄物等の余裕深度処分の安全評価シナリオとして、処分システムに直接あるいは間接的な影響を与えるさまざまな土地利用や掘削などの開発行為である「人間侵入」が考えられる。諸外国における人間侵入の評価では、人間侵入の発生頻度とその影響の大きさの両方の評価が必要とされ、我が国においても、人間侵入の発生を抑制するための制度的管理や処分施設の設計などに関する検討、人間侵入の発生頻度の推定、人間侵入が生じた場合の放射線影響の評価手法の整備が必要と考えられる。そのうち、本研究では、人間侵入に関する放射線影響を評価するためのモデル及びコード(HUINT)を整備した。HUINTでは、人間侵入としてボーリング掘削による廃棄体への人間の接近やバリアシステムの損傷に関するシナリオ(ボーリングシナリオ)を想定し、高レベル放射性廃棄物等の地層処分や原子炉解体廃棄物等の余裕深度処分を対象として、我が国で実施されたボーリング掘削の実態に関する情報をもとに選定したボーリング掘削にかかわる作業時の被ばくと、掘削ズリの再利用に伴う被ばくの線量を計算可能である。本報告は、人間侵入シナリオ評価コードHUINTにおける評価モデル,入力ファイル仕様,実行方法、及び評価モデルによる計算機能の検証結果について取りまとめたものである。
真辺 健太郎; 遠藤 章
JAEA-Data/Code 2010-020, 148 Pages, 2010/11
JAEA-Data-Code-2010-020.pdf:1.57MBJAEA-Data-Code-2010-020(errata).pdf:0.11MB
現行の放射線障害防止法の告示等における線量係数,濃度限度等は、国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告に基づいて整備されている。ICRPは、この1990年勧告に替わる新たな勧告(2007年勧告)を、2007年に公開した。2007年勧告は、実効線量の計算手順,計算に用いる組織加重係数,放射線加重係数等について改訂を行った。これらの改訂が、線量係数等の評価に与える影響を明らかにすることは、今後、2007年勧告を我が国の法令に取り入れるための検討を行ううえで重要である。本研究では、2007年勧告によって改訂された組織加重係数等に基づいて線量係数等を計算するとともに、1990年勧告に基づく線量係数等と比較し、違いの傾向とその原因を分析した。その結果、2007年勧告の方法に基づくと、吸入摂取に対する線量係数は、1990年勧告に基づく値に比べ減少する核種が多いこと、また、経口摂取に対する線量係数は、多くの核種においてほとんど変わらないことが明らかになった。さらに、線量係数の変化の原因としては、組織加重係数の改訂よりも、等価線量の計算方法の変更が大きく影響していることがわかった。
市毛 寿一; 村上 陽之; 木津 要; 吉田 清
JAEA-Data/Code 2010-021, 45 Pages, 2010/12
JAEA-Data-Code-2010-021.pdf:6.52MB
超伝導導体は温度上昇すると、超伝導状態が壊れ常伝導転移し、熱的に暴走してクエンチという現象が起こり、超伝導コイルの機能が維持できない。超伝導導体を正常に運転するには、常伝導転移するまでの温度マージンを十分に確保しなければならない。トカマク型核融合用超伝導コイルは、電気絶縁特性と機械強度を満足するために、強制冷却型超伝導導体を用いる。その超伝導導体の臨界特性は、電流及び磁場,温度に依存して大きく変動するため、超伝導導体の温度マージンを全長にわたって推定するには、交流損失などの外部からの入熱を考慮した流体熱析を行う必要がある。本解析法は、導体全長かつ運転の間の超伝導導体の温度マージンを、容易に評価するものである。そのため、超伝導導体が正常に動作するように、冷媒の流量などの冷却条件の検討を可能にして、JT-60SA用超伝導導体の設計研究に大きく貢献できた。
仁井田 浩二*; 松田 規宏; 岩元 洋介; 岩瀬 広*; 佐藤 達彦; 中島 宏; 坂本 幸夫; Sihver, L.*
JAEA-Data/Code 2010-022, 189 Pages, 2010/10
JAEA-Data-Code-2010-022.pdf:1.89MB
粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは日本原子力研究開発機構,高度情報科学技術研究機構,高エネルギー加速器研究機構の協力の下、NMTC/JAMのアップグレードバージョンとして開発された。PHITSは原子核反応モデル及び核データを用いて、広いエネルギー領域に渡り、すべての粒子・重イオンの輸送を取り扱うことができる。シミュレーションの幾何学的な形状は、GG(General Geometry)及びCG(Combinational Geometry)により作成される。「タリー」といった見積もり機能を使用することで、熱付与,飛跡,生成収率といったさまざまな量を導くことができる。コードは"Angel"を使用することで、セットアップ形状と同様に計算結果の2次元図を作成する機能を持つ。これらの機能によりPHITSは加速器遮蔽,放射線治療,宇宙開発といったさまざまな目的に使用されている。
山田 文昭; 南 正樹*
JAEA-Data/Code 2010-023, 79 Pages, 2010/12
JAEA-Data-Code-2010-023.pdf:3.27MB
日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉研究開発センター原子炉設置許可申請書(高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設)添付書類十安全評価の「運転時の異常な過渡変化の解析」及び「事故解析」のうち、炉心冷却能力の解析(21事象)に用いる計算コードに、モジュール型プラント動特性解析コードSuper-COPDの適用を目的として、Super-COPDを用いた「もんじゅ」炉心安全解析モデルを構築した。構築した炉心安全解析モデルは、モデルごとに従来計算コードの計算結果と比較したうえで、結合した解析モデルにより炉心冷却能力の解析への適用を行い、双方の結果から炉心冷却能力の解析への適用性を評価した。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2010-024, 168 Pages, 2011/01
JAEA-Data-Code-2010-024.pdf:25.76MB
製錬転換施設は、平成20年度から管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに管理区域内の全機器の撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成21年度の解体実績評価に用いる基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
樋口 健二; 平塚 篤*; 圓戸 辰郎; 太田 幸宏; 町田 昌彦
JAEA-Data/Code 2010-025, 84 Pages, 2011/02
JAEA-Data-Code-2010-025.pdf:1.94MB
システム計算科学センターは、1984年にベクトル計算機FIJITSU VP-100を導入以来、常に最新のスーパーコンピュータを用いた原子力コードの高速化技術開発を進めることでこれらの変化に対応してきた。今回、テラヘルツ発振高温超伝導現象のシミュレーション・プログラムの開発においても、並列化を行うとともに、マルチコア・システム上でチューニングを行い、実効効率の高い並列処理を実現した。ここでは、高温超伝導現象の数値解析を高速に計算するため、シミュレーション空間を分割し、各空間を並列処理した。並列処理は、MPI通信によって実装し、複数プロセスにより各空間に対する計算を行った。また、分割された各空間内では、OpenMPによるスレッド並列処理を行った。これにより、プロセスごとに計算する各空間の計算をさらに高速処理した。この並列化手法を、東京大学情報基盤センターのHA8000クラスタシステム上で実装し、性能評価を行った。その結果、高温超伝導現象の数値解析において、マルチコア・システム上での高速化を達成したことを確認した。
陶山 忠宏; Ganter, C.*; Kunze, S.*; 舘 幸男; Ochs, M.*
JAEA-Data/Code 2010-026, 72 Pages, 2011/02
JAEA-Data-Code-2010-026.pdf:1.05MB
放射性廃棄物の地層処分安全評価において、人工バリアであるベントナイトや天然バリアである岩石中での核種の収着現象は、核種の移行遅延を支配する重要な現象である。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、バッチ法収着試験によって得られた収着分配係数を公開文献から抽出・整理して、収着データベース(JAEA-SDB)として整備を進めてきた。将来の性能評価におけるニーズへの対応を念頭に、データベースに含まれるKdデータの信頼度評価、実際の地質環境に対するKd設定におけるデータベース適用に着目して、データベースの改良・更新を継続的に実施してきている。本報告書では、JAEA-SDBに含まれる重要核種(Th, Np, Am, Se, Cs)のKdデータのうち、地質環境に広く存在する凝灰岩系岩石を対象として、これまで報告してきた信頼度評価手法に従って評価を実施した。その結果として、560のKdデータに対して、新たな信頼度情報が付与された。この信頼度評価手法は、収着データベースから利用可能な関連データ群を速やかに抽出し、Kdデータ設定の際に参照すべきデータを適切に選定するうえで、有効な手法となると考えられる。
稲垣 大介; 石井 英一; 新沼 寛明; 真田 祐幸; 津坂 仁和; 佐野 満昭*; 澤田 純之
JAEA-Data/Code 2010-027, 151 Pages, 2011/02
JAEA-Data-Code-2010-027.pdf:9.75MB
幌延深地層研究計画では、第2段階の調査研究として、換気立坑,東立坑及び140m, 250m水平坑道の掘削を進めている。本調査研究では、切羽や後続施工箇所の設計・施工にフィードバックする情報化施工プログラムを実施しており、毎掘削断面において、岩相及び割れ目などの壁面観察や、簡易弾性波探査・シュミットハンマー反発度試験・エコーチップ硬さ試験及び点載荷試験等の原位置試験を行い、特定断面では地中変位測定・ロックボルト軸力測定・吹付けコンクリート応力測定及び覆工コンクリート応力測定等のデータを取得している。また、第1段階で実施した地下施設の坑道掘削に伴う湧水量の予測解析結果の妥当性を確認することを目的とし、掘削工事の進行に伴う湧水量や水質の変化に関するデータを取得した。本報告書は、2009年度(平成21年度)に実施した東立坑(GL-140mから-210mまで)、並びに140m水平坑道で得られた調査・計測データを取りまとめたものである。
亀尾 裕; 原賀 智子; 石森 健一郎; 島田 亜佐子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 高橋 邦明
JAEA-Data/Code 2010-028, 32 Pages, 2011/02
JAEA-Data-Code-2010-028.pdf:1.62MB
原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請やスケーリングファクタ法の適用に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能分析が必要となっている。バックエンド推進部門廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うための簡易・迅速分析法を開発しており、本分析法を用いて、「ふげん」から採取した金属配管試料の分析を行い、解体撤去物等に対する放射能データとして整備した。
蛯名 貴憲*; 稲垣 学*; 加藤 智子
JAEA-Data/Code 2010-029, 41 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-029.pdf:5.79MB
TRU廃棄物処分技術検討書-第2次TRU廃棄物処分研究開発取りまとめ-(以下、「TRU第2次取りまとめ」という)で実施された安全評価解析では、核種移行解析コードTIGERを用いて人工バリア及び天然バリアでの核種移行解析について決定論的な解析が実施された。TIGERでの核種移行解析では、人工バリア,母岩及び断層の各移行経路は個別に解析する必要があり、入出力に関する品質管理が課題であった。一方、汎用的シミュレーションソフトウェアGoldSimでは、バリア構成ごとやシナリオごとに特化した解析モデルと、これを用いた評価結果は一元的に管理される。今後、核燃料サイクルの最適化等に伴いTRU廃棄物に関する諸解析の実施が予測されることから、本検討ではGoldSimを用いてTRU第2次取りまとめの解析モデルを構築し、TIGERによる解析結果との比較を行い、本検討で作成された解析モデルの信頼性についての確認を実施した。
横山 賢治; 巽 雅洋*; 平井 康志*; 兵頭 秀昭*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*; 羽様 平; 長家 康展; 千葉 豪; et al.
JAEA-Data/Code 2010-030, 148 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-030.pdf:3.23MB
高速炉核特性解析のための次世代炉心解析システムMARBLEを開発した。MARBLEは、これまでにJUPITER標準解析手法と呼ばれる高速炉詳細解析手法として開発されてきたJOINT-FR, SAGEP-FRと呼ばれる解析システム(従来システム)の後継である。MARBLEは従来システムと同等の解析機能を有する。これに加えて、燃焼を伴う高速炉実機の核特性解析に関する機能を向上させている。MARBLEの開発では、オブジェクト指向技術を採用した。この結果として、MARBLEは一定の入力を受けて出力を返すような独立した解析コードではなく、解析システムを構築するための部品の集まり(フレームワーク)となった。一方で、MARBLEは構築済みの解析システムを含んでおり、従来システムに相当する高速炉核特性解析システムSCHEME,高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSを利用することができる。
舘 幸男; 陶山 忠宏; Ochs, M.*; Ganter, C.*
JAEA-Data/Code 2010-031, 168 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-031.pdf:6.48MB
原子力機構では、地層処分性能評価の重要パラメータである緩衝材や岩石中の収着データを集約した収着データベース(JAEA-SDB)の開発を進めている。本報告では、性能評価におけるKd設定のための統合的手法の構築の基礎として、JAEA-SDBの開発と更新の現状について報告する。JAEA-SDBの現状として、データベースの構造,内容,今回拡充した複数のパラメータ依存性の評価手法を含む機能、さらには、操作方法並びに性能評価への適用法などをまとめる。Kdデータと信頼度情報の更新については、Kd設定や現象論モデル開発との関連性に着目して実施し、その結果、JAEA-SDBに含まれるKdデータは約28,540件となり、全体に対して約39%のデータに対して信頼度情報が付与されたこととなる。今回更新されたJAEA-SDBによって、収着データベースから利用可能な関連データ群の速やかな抽出、Kd設定の際に参照すべきデータの適切な選定が、一層の効率性,追跡性,透明性をもって可能となると考えられる。
2010年3月萩原 大樹; 齋 正貴*; 竹口 真人*; 堀田 政國*; 水野 崇
JAEA-Data/Code 2010-032, 35 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-032.pdf:1.8MB
日本原子力研究開発機構は、岐阜県瑞浪市に建設中の瑞浪超深地層研究所において、研究坑道の掘削が周辺の地下水水質に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本報告は、瑞浪超深地層研究所用地内に地上から掘削したボーリング孔であるMSB-2号孔及びMSB-4号孔に設置された多区間間隙水圧モニタリングシステム(Westbay社製MPシステム)を用いた、地下水水質分析及び間隙水圧測定の2009年度の結果を取りまとめたものである。地下水水質分析及び間隙水圧の測定は、ともに月1回の頻度で実施した。その結果、地下水水質と間隙水圧に関するデータを蓄積するとともに、2003年度から継続的に観測している地下水水質及び間隙水圧の研究坑道の掘削に伴う変動を、2009年度においても把握することができた。
眞崎 浩一; 西川 弘之*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄
JAEA-Data/Code 2010-033, 350 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-033.pdf:5.32MB
軽水炉構造機器の高経年化評価に関する研究の一環として、平成8年度から原子炉圧力容器に加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)等の過渡荷重が発生した場合の破壊確率を解析するコードである確率論的破壊力学解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めてきた。平成18年に公開したPASCAL2では、内部欠陥の評価手法,PTSトランジェントデータベース,非破壊検査によるき裂検出確率モデル,圧力容器全体の破壊確率評価機能等を導入した。平成19年度以降、引き続き肉盛溶接クラッド部に着目して破壊力学解析機能等の追加・改良を実施し、PASCAL3として整備を完了した。また、開発当初より実施してきた機能改良や感度解析を通じて得られた知見を取りまとめて標準的な解析条件を設定するとともに、入出力データを取り扱うグラフィカルユーザーインターフェース(GUI)も整備した。本報告書は、PASCAL3の使用マニュアル,解析例及び解析理論をまとめたものである。
森山 清史; 丸山 結; 中村 秀夫
JAEA-Data/Code 2010-034, 62 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-034.pdf:1.43MB
軽水炉シビアアクシデント時の格納容器内におけるガス状ヨウ素放出に関する反応速度論シミュレーションを行うため、ヨウ素化学解析ツールKicheを開発した。これは、反応速度論モデルを解くためのFortranコード,テキスト形式の反応データベース、及び、付属するツール類から成るシステムである。これには反応データベースからFortranコードへの変換を行うツールを含む。本システムは、このように反応データベースをコードと分離してテキスト形式で持つため化学モデルが柔軟である、Fortranコードであるためシビアアクシデント解析コード等、他のFortranコードとの連成が比較的容易である、などの長所を備える。本報には、Kicheのモデル,解法,コードの構成、また、実験シミュレーションへの適用例を記す。付録には、Kicheシステムを使用するために必要な実用上の情報をまとめる。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊
JAEA-Data/Code 2010-035, 361 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-035.pdf:4.25MB
FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、ソースコードのメンテナンス・整備の能率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張に対する潜在的可能性を高めた。また、新しいモデルを追加するとともに、使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。これらによりFEMAXI-7は高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析に対する強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-7の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値等を詳述したものである。
黒澤 英樹; 丹羽 正和; 石丸 恒存; 島田 耕史
JAEA-Data/Code 2010-036, 199 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-036.pdf:28.4MBJAEA-Data-Code-2010-036-appendix(CD-ROM).zip:2.65MB
変動地形の明瞭でない活断層やこれらの活動性を調査・評価するための技術は、地層処分のサイト選定に際して不可欠な技術基盤となる。近年、断層から放出されるガス(以下、断層ガス)の化学組成や同位体組成に断層の活動性と相関があることが指摘されている。本研究では断層ガスに含まれる水素に着目し、断層のタイプや活動性との相関を検討するため、我が国の主要な逆断層と横ずれ断層を事例に水素濃度の観測を実施してきた。本報告は、観測のために開発した携帯型測定器を紹介するとともに、現地での調査手順,観測結果(測定データセット)等を示す。