非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2022-043, 52 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-043.pdf:3.48MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、非接触のアクティブ中性子法を用いた燃料デブリ臨界特性測定システムと多領域積分型動特性解析コードの開発による燃料デブリ臨界解析技術の高度化を目的とし、令和3年度から令和6年度の4年計画の1年目として日本側は東京工業大学(東工大)、産業技術総合研究所(産総研)が連携して実施し、ロシア側はロシア国立原子力研究大学(MEPhI)が実施した。日本側とロシア側でそれぞれが開発する臨界特性測定システムについて、計算精度向上のために、これまでの実験データの整理と予備解析を実施した。多領域積分型動特性解析コードの開発については、開発環境として開発専用メニーコアマルチノード並列計算・データサーバーを構築した。ロシア側が令和5年度に実施予定のコード検証に用いる代表的な解析条件を決定した。また、東工大とMEPhI間でオンラインによるワークショップを開催し、研究の今後の進め方に関する意見交換を行った。日本側の3機関は緊密に連携して研究を実施した。以上の活動により本研究の令和3年度の目的を達成することができた。

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

Progress of nuclear safety research, 2003

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2004-010, 155 Pages, 2004/03

JAERI-Review-2004-010.pdf:16.43MB

日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。平成13年11月に発生した浜岡原子力発電所1号機の配管破断事故について、原子力安全・保安院による事故調査に協力して実施した配管破断部調査、並びに東京電力の幾つかのBWRで見付かったひび割れが生じた炉心シュラウドについて、原子力安全委員会による安全評価書のレビューに協力して実施した健全性評価の概要も記載した。

Progress of nuclear safety resarch; 2001

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2001-032, 126 Pages, 2001/10

JAERI-Review-2001-032.pdf:10.42MB

日本原子力研究所は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究内容には、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等が含まれる。また、国際協力により世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図っている。本報告書は、1999年4月から2001年3月までの期間に日本原子力研究所において実施された原子力安全性研究を要約したものである。

遮蔽安全ガイド資料; 基礎編

核燃料施設安全性研究委員会

JAERI-Tech 94-036, 226 Pages, 1994/12

JAERI-Tech-94-036.pdf:6.38MB

核燃料サイクル施設等を対象とした合理的な遮蔽安全評価法を整備する観点から、現在行われている遮蔽安全確保の方法や遮蔽計算法を整理してまとめた。併せて核燃料サイクル諸施設の典型的な遮蔽設計例を示した。本報は核燃料施設安全性研究委員会遮蔽安全性実証解析専門部会による調査結果をまとめたものである。本報をまとめるに当っては、科学技術庁からの受託研究である「平成4年度遮蔽安全性実証解析」の成果の一部をとり入れた。

Implementation of reactor safety analysis code RELAP5/MOD3 and its vectorization on supercomputer FACOM VP2600

石黒 美佐子; 根本 俊行*; 平塚 篤*

JAERI-M 91-051, 70 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-051.pdf:1.48MB

RELAP5/MOD3はアイダホ国立研究所(INEL)で開発された最新の軽水炉安全性解析コードで、加圧水型原子炉の熱流動をシミュレートするために使用されている。コードは、原研と米国原子力規則委員会との間のROSA-IV協定における技術情報交換の一環として原研に導入された。まず、INELから提供された元版からIBMバージョンを抽出し、それを原研のFACOM M-780用に交換し、その後、FACOM VP2600で効率的に処理するためにベクトル化した。ヘクトル化版コードは、スカラー計算に比較して約3倍速くなっている。現在のベクトル化率は78%である。本報告書では、FACOM計算機への変換方法とベクトル化方法について述べる。

NSRR(原子炉安全性研究炉)の炉特性解析

伊勢 武治; 稲辺 輝雄; 中原 康明

日本原子力学会誌, 17(6), p.314 - 321, 1975/06

https://doi.org/10.3327/jaesj.17.314

NSRRの炉特性解析法の確立をはかるとともに、この炉の炉物理的特徴を明らかにした。また、実験孔最適設計の検討を行なった。炉解析上の特徴は、中性子の散乱過程を充分考慮した炉定数作成コードおよび臨界計算コードが必要であること。炉物理上の特徴は、即効性負温度係数が-0.9410/Cと大きいこと、この温度係数の80%は熱中性子の寄与であること、多群の熱群炉定数でないとは、いづれも実験孔内の物質による影響を受けること、試験燃料ピンに最大発熱を与える実験孔内の軽水の最適の厚さが存在し、それがピンの太さおよびウランの濃縮度に依らないこと、等である。