JAEA/ISCN delayed gamma-ray spectroscopy inverse Monte Carlo development status

Rodriguez, D.; Rossi, F.

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 9 Pages, 2023/05

Under the MEXT subsidy for the improvement of nuclear security related activities, we will present on the current and future progress of the delayed gamma-ray spectroscopic analysis development. We highlight a paper soon to be released and the plan for finalizing the project goal.

令和3年度研究開発・評価報告書 評価課題「計算科学技術研究」(事後/事前評価)

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2022-003, 61 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-003.pdf:1.42MB
JAEA-Evaluation-2022-003-appendix(CD-ROM).zip:6.16MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和4年1月20日改正)等に基づき、計算科学技術研究に関する事後評価及び事前評価を計算科学技術研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、計算科学技術研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出されたシステム計算科学センターの運営及び計算科学技術研究の実施に関する説明資料の口頭発表と質疑応答を基に評価を実施した。本報告書は、計算科学技術研究・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容をまとめるとともに、事後評価及び事前評価の「評価結果(答申書)」を添付したものである。

令和元年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2020-002, 37 Pages, 2020/12

JAEA-Evaluation-2020-002.pdf:1.59MB

システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。本研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、令和元年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。

Simulation of alumina and corium steam explosion experiments with JASMINE v.3

森山 清史; 中村 秀夫; 丸山 結

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 18 Pages, 2004/10

軽水炉のシビアアクシデントにおいて水蒸気爆発が格納容器健全性に及ぼす影響を評価するため、原研では水蒸気爆発解析コードJASMINEを開発している。融体としてアルミナとコリウムを用いた水蒸気爆発実験,KROTOS-44, 42, 37及びFARO-L33について、JASMINEコードによる解析を行った。解析では、融体細粒化に関するモデルパラメータを変更せず、粗混合における両材料の挙動の違いに基づいて、アルミナとコリウムの水蒸気爆発の強度の違いを再現することができた。コリウムの場合、粗混合時の固化割合が高く、またボイド率が大きいことが解析で示され、これらが水蒸気爆発の挙動の違いの主たる要因であると考えられる。

SPEEDIによる三宅島火山性ガスの大気拡散シミュレーション

永井 晴康; 古野 朗子; 寺田 宏明; 梅山 信昭; 山澤 弘実; 茅野 政道

JAERI-Research 2001-012, 28 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-012.pdf:1.77MB

原研では、原子力事故時に放射性物質の大気拡散をリアルタイムで予測するために開発した計算システムSPEEDIとWSPEEDIを基盤に、さまざまな環境汚染に対応できるような環境中物質循環予測研究を推進している。今回、その一環として三宅島火山性ガスの広域拡散シミュレーションを行っている。2000年8月28日の関東西部での三宅島の火山性ガスによる異臭騒ぎ以降、現在まで、以下のような火山性ガスの広域拡散シミュレーションを行ってきた。(1) 8月28日に火山性ガスが高濃度のまま関東地方西部に到達するメカニズムの解明と放出量の推定。(2) 9月13日の東海、関西地域における異臭騒ぎでの火山ガスの到達メカニズムの解明。(3) 東海、関東地区を対象に気象データ収集から図形出力まで自動化した定常的な拡散予測を継続。本報告は、上記の一連の活動をまとめたものである。

Numerical simulation of strong evaporation and condensation for plasma-facing materials

功刀 資彰; 安田 英典*

Fusion Engineering and Design, 28, p.162 - 169, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00115-N

プラズマ対向材料(例えば、炭素、タングステン及びベリリウムなど)の超高温域(例えば、10000K以上)における真空中での蒸発・凝縮速度及び蒸気圧力などはそれほど明確にされていない。本報告は、これらプラズマ対向材料の蒸発・凝縮速度を評価するために開発した2つのコード、(1)BKW方程式に基づく差分コード及び(2)直接シミュレーションモンテカルロ法を用いた粒子コードに関するものであり、2手法間の解析結果の比較検討を行うとともに、プラズマ対向材料の候補である炭素、ベリリウム、タングステンについて既存の蒸気圧曲線と解析値との比較を行い解析値の妥当性が示された.

Proceedings of the 4th International Symposium on Advanced Nuclear Energy Research; Roles and Direction of Material Science in Nuclear Technology, February 57, 1992 Mito Plaza Hotel, Mito, Ibaraki, Japan: JAERI-CONF 1

編集ワーキンググループ

JAERI-M 92-207, 645 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-207.pdf:36.46MB

第4回原子力先端研究国際シンポジウムが「原子力における材料科学の役割と課題」の主題のもとに1992年2月57日の3日間開催された。3日間を通じての参加登録者数は約650名、延べ参加人数は1350名であった。本シンポジウムの主な内容は、(1)新材料創製とプロセス技術、(2)材料科学的研究手段の革新、(3)データの未知領域と知的克服、(4)材料技術の革新と原子力システム、であった。またパネル討論として「材料設計と計算機シミュレーション」および「原子力開発の材料研究への期待」が論じられた。これらの討論内容に関与した80件のポスター発表も行われた。本シンポジウムは原子力分野での広範囲の材料研究開発を展開するに当り、科学の基本に立ち戻ることの重要さと、排戦すべき目標とを具体的かつ的確に示してくれた。

遠心分離法による低濃縮施設に対するダイナミック計量管理の適用性の研究,1

猪川 浩次

JAERI-M 9173, 42 Pages, 1980/11

JAERI-M-9173.pdf:1.92MB

遠心分離法式による濃縮施設において、カスケード・ホールを査察対象としないままに、カスケード内で転用が発生しないことを保証できるような保証措置システムを検討している。一案として本報告書では、再処理施設及びMOX施設に於て成功を収めているダイナミック計量管理システムの適用の可能性と、その有効性について定性的に、一部半定量的に検討した。結果として、適用可能性があり、かつ、有効であることが明らかとなった。