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外川 織彦; 大倉 毅史; 木村 仁宣
JAEA-Review 2022-049, 76 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-049.pdf:3.74MB
原子力施設の建設前及び操業開始後には、平常運転時及び事故時に対する環境影響評価が行われる。これらは、周辺住民の安全の確認と安心の醸成を図ることを主たる目的としている。環境影響評価には、施設周辺の環境モニタリング等による観測・測定と計算モデルによるモデル推定が用いられ、状況や必要性などに応じてそれらのどちらか、あるいは両方を併用して実施される。本報告書では、原子力施設の環境影響評価において利用される観測・測定とモデル推定について、青森県六ヶ所村再処理施設を主たる例として、まず各々の方法、役割と長短、相互の関係性を調査する。次に、観測・測定データとモデル推定結果の代表的な用途例を示し、使用に際しての留意点などを検討する。最後に、観測・測定とモデル推定の高度化や両者の融合という今後の方向性を記述する。
小田 治恵; 川間 大介*; 清水 浩之*; Benbow, S. J.*; 平野 史生; 高山 裕介; 高瀬 博康*; 三原 守弘; 本田 明
Journal of Advanced Concrete Technology, 19(10), p.1075 - 1087, 2021/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Construction & Building Technology)TRU廃棄物処分場では安全性や構造の安定性の確保、及び放射性物質の移行遅延などの観点からコンクリートの使用が考えられている。本研究では、コンクリートの劣化及びひび割れ発生をコントロールする化学-輸送-力学にまたがる非線形連成プロセスを対象とし、複数の計算プログラムを用いて連成解析を実施した。このような連成解析モデルを開発することにより、TRU廃棄物処分場における長期のコンクリート劣化及びひび割れの発生をコントロールする可能性のある重要な非線形プロセスと関係を見出していくことができる。
Cs from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident; Simulations based on identical input data佐藤 陽祐*; 滝川 雅之*; 関山 剛*; 梶野 瑞王*; 寺田 宏明; 永井 晴康; 近藤 裕昭*; 打田 純也*; 五藤 大輔*; Qu
lo, D.*; et al.
Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(20), p.11748 - 11765, 2018/10
被引用回数：40 パーセンタイル：84.89(Meteorology & Atmospheric Sciences)福島第一原子力発電所事故により放出されたCsの大気中の挙動を理解するため、大気拡散モデル相互比較が実施され、12モデルが参加した。モデルで考慮される過程に起因するモデル間の差異に焦点を当てた解析を行うため、全モデルで同じ気象場、水平分解能、及び放出源情報が使用された。モデルアンサンブルによる観測された大気中Cs濃度上昇イベントの捕捉率は40%であり、FMSは80を超えた。解析の結果、大気中Cs濃度上昇イベントの再現には気象場が最も重要な要素であり、気象場の再現性が高い場合のモデル間の差異は、沈着及び拡散過程に起因していることが分かった。また、沈着フラックスが小さいモデル及び拡散が強いモデルは高い性能を示したが、拡散が強いモデルは大気中Cs濃度を過大評価する傾向を示した。
Zheng, X.; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.333 - 344, 2016/03
被引用回数：10 パーセンタイル：67.99(Nuclear Science & Technology)Large-scale computer programs simulate severe accident phenomena and often have a moderate-to-large number of models and input variables. Analytical solutions to uncertainty distributions of interested source terms are impractical, and influential inputs on outputs are hard to discover. Additionally, runs of such computer programs, or integral codes, are time-consuming and hence expensive. This article presents an integrated approach to the uncertainty and sensitivity analysis for nuclear reactor severe accident source terms, with an example which simulates an accident sequence similar to that occurred at Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant using an integral code, MELCOR. Monte Carlo based uncertainty analysis has been elaborated to investigate released fractions of representative radionuclides, Cs and CsI. In order to estimate sensitivity of inputs, which have a substantial influence on the core melt progression and the transportation process of radionuclides, a variance decomposition method is applied. Stochastic process, specifically a Dirichlet process, is applied to construct a surrogate model in sensitivity analysis as a substitute of the code. The surrogate model is cross-validated by comparing with corresponding results of MELCOR. The analysis with the simpler model avoids laborious computational cost so that importance measures for input factors are obtained successfully.
峯尾 英章; 後藤 実; 飯塚 勝*; 藤崎 進; 萩谷 弘通*; 内山 軍蔵
Separation Science and Technology, 38(9), p.1981 - 2001, 2003/05
被引用回数：22 パーセンタイル：63.65(Chemistry, Multidisciplinary)銀シリカゲル(以下Ag-Sと略)カラム内のヨウ素-129分布を予測する数学モデルの適用性を44,000MWdt
までの燃焼度の使用済燃料の溶解時に発生する実際のオフガスを用い検討した。モデルによって予測されたヨウ素-129の分布は実験で得られた分布とよく一致した。このモデルは使用済燃料溶解時のオフガス処理のため423Kで運転されるAg-Sカラムにおけるヨウ素分布予測に有効であることが示唆された。また、この予測で用いた有効拡散係数やラングミュア係数の値は、オフガス中のNO
濃度が1%程度まで使用可能であると考えられた。
峯尾 英章; 後藤 実; 飯塚 勝*; 藤崎 進; 内山 軍蔵
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.241 - 247, 2002/03
被引用回数：26 パーセンタイル：82.29(Nuclear Science & Technology)使用済燃料溶解時のオフガス処理に使用される硝酸銀含浸シリカゲル(AgS)カラムにおけるヨウ素の軸方向分布を予測する数学モデルを単純な吸着理論に基づき提案した。モデルで必要なパラメータは、有効拡散係数とラングミュア係数の2つで、既往の吸着実験により得られたヨウ素の軸方向分布によるフィッティングによって、423Kにおいて、それぞれ5.60
10
m
/s及び1.010
m
kgと決定した。これらパラメータの値を用い、既往の研究におけるさまざまな実験条件下でのヨウ素の分布を計算したところ、提案したモデルはこれらの分布を良く予測できることがわかった。さらに、AgS粒子中銀含有率の影響も予測できることもわかった。AgS吸着剤へのヨウ素の吸着速度は、ポア径が小さいことから粒子内のヨウ素の拡散過程が律速と考えられた。提案したモデルは単純でAgS吸着カラム内のヨウ素分布の予測に有用である。
小林 卓也; Lee, S.; 茅野 政道
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(2), p.171 - 179, 2002/02
被引用回数：3 パーセンタイル：23.39(Nuclear Science & Technology)下北半島沖に放出される放射性核種の海洋中拡散を予測する3次元モデルシステムを開発した。本システムは海流を予測するPrinceton Ocean Model(POM)と海洋中における放射性物質の拡散を予測するランダムウォークモデルを結合して用いる。再処理プラントが建設中の下北沖における観測値(海流,水温,塩分濃度)を用いてモデルの妥当性検証を実施した。シミュレーション結果より以下のことがわかった。(1)風及び津軽海峡から対象海域に流入する津軽暖流は下北沖の流動構造に大きな影響を及ぼす。(2)POMは仮想的な海洋学データを用いることにより津軽暖流の季節変動を再現することが可能である。計算により沿岸モード(冬~春)、渦モード(夏~秋)の再現計算に成功した。
古野 朗子; 山澤 弘実
Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.1699 - 1704, 1999/00
東アジア領域での万一の原子炉事故時の影響評価を目的として、湿潤過程を含んだ大気力学モデルを開発した。モデルは静力学近似及び地形準拠座標系を導入した3次元の予報方程式、種々の物理過程のパラメタリゼーション等から成る。今回組み込まれた湿潤過程により、妥当な雲や雨の分布が得られることが示された。現在は検証計算を行っており、湿潤過程をはじめとするパラメーターの設定、入力気象データの精度への依存性の解析等を行っている。一方、莫大な計算コストの低減化、初期条件の設定等、改善しなければならない点も示された。
内山 軍蔵; 藤根 幸雄; 吉田 善行; 前田 充; 本山 聡*
JAERI-Research 98-005, 20 Pages, 1998/02
JAERI-Research-98-005.pdf:0.63MB
再処理溶液系にかけるTRU元素の原子価状態評価モデルを開発した。本モデルの基本式は(1)物質収支式、(2)酸化還元平衡式、(3)反応速度式、(4)電荷中性式の4式である。本モデルは酸化還元平衡(定常)状態あるいは非定常状態にある溶液系を計算対象としている。本モデルにより、高放射線下及び多成分系のために測定が困難なTRU元素等の原子価状態を、元素濃度、電極電位、硝酸濃度、酸化還元試薬濃度、温度などの比較的容易に測定が可能な溶液データをもとに推測することができる。
Sn量産素線の開発江川 邦彦*; 久保 芳生*; 永井 貴之*; 若田 光延*; 田口 修*; 若本 勝嘉*; 守田 正夫*; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 吉田 清; et al.
低温工学, 32(4), p.173 - 180, 1997/00
ITER・CSモデルコイルに使用するNbSn超電導素線を内部拡散法により開発を行った。内部拡散法は高電磁密度が図れるが、低交流損失化が問題であった。これを、Snコア径、フィラメント間隔、フィラメント径を最適化することにより改良し、Ca/Taバリアを使用することにより量産性を向上した。この結果、ITER仕様を満足する素線を600km製造し、量産技術を確立した。
Sn素線の開発と量産菊地 賢一*; 清藤 雅宏*; 森合 英純*; 岩城 源三*; 酒井 修二*; 西 正孝; 吉田 清; 礒野 高明; 辻 博史
低温工学, 32(4), p.167 - 172, 1997/00
ITER・CSモデルコイルに使用するNbSn超電導素線をブロンズ法を用いて開発した。高電流密度化として、ブロンズの高Sn濃度化、低ヒステリシス損失化としてフィラメント径の最適化、量産性の向上として加工中の断線原因の究明と対策を行った。この結果、ITER仕様を満足する高性能素線を高効率で量産できる技術を確立した。
Sn素線の開発と量産遠藤 壮*; 井上 至*; 池田 長*; 清水 仁司*; 目黒 信一郎*; 坂本 久樹*; 田中 靖三*; 西 正孝; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; et al.
低温工学, 32(4), p.158 - 166, 1997/00
ブロンズ法により、ITER・CSモデルコイルに使用する高性能NbSn素線の開発・量産を行った。1次ビレットの単芯化により、フィラメント間隔の均一化が図れ、安定した製造が行えた。ITER仕様を満足する素線を、この製法で1280km量産し、ITER建設に向けた素線製作技術が確立できた。
外川 織彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(10), p.792 - 803, 1996/10
被引用回数：3 パーセンタイル：32.75(Nuclear Science & Technology)再処理施設から海洋へ放出される放射性核種による日本の集団線量を評価する計算コードシステムDSOCEANを開発した。このシステムは、日本近海を分割した海水ボックス間における放射性核種の移行を表現するボックスモデルを用いている。本システムは、ボックス間における核種交換率、各ボックスにおける核種濃度、及び様々な被曝経路からの集団線量をそれぞれ推定する連結した3つの主たる計算コードから構成されている。DSOCEANを用いて、液体放出物による集団線量を推定する2種類の計算を実施した。1つは仮想的な再処理施設からの核種の平常放出である。他方は本コードシステムを表面海水上への液体放射性廃棄物の投棄に適用したものである。計算の結果から、重要な放射性核種と被曝経路が同定された。また、ここで用いているモデルとパラメータの適用限界、及び、今後の研究課題も摘出された。
P.I.Yazid*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝
JAERI-M 93-230, 78 Pages, 1993/12
数種のUNIXコマンドとディスクファイルに、OPEN、CLOSE、READ、WRITE文のみを利用した単純な並列処理用FORTRANアルゴリズムによりMCNP4の並列化を行った。MCNPNFSと名付けたこのコードは、MCNP4の遮蔽解析における殆ど全ての機能を引き継いでおり、計算機の機種を問わず全てのプロセッサが同一のバイナリ形式ファイルを作成可能であれば、ネットワークで結合されたUNIX動作下にある全てのワークステーションで使用できる。MCNPNFSの性能は様々な例題を用いて評価され、異なる3台のワークステーションから成るネットワーク下では58~99%の、超高速モンテカルロ装置Monte4においては46~91%の並列化効率が達成された。
日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 米田 憲司*; 藤根 成勲*; 神田 啓治*; 西原 英晃*; 鶴野 晃; 松林 政仁
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(6), p.516 - 523, 1993/06
中性子ラジオグラフィ(NRG)を用いて、小口径円管内空気-水二相流の可視化とボイド率計測を行った。中性子源にはJRR-3を用い、1.510
n/cm・sの熱中性子束により二相流画像をビデオ撮影した。管内の気泡形状とその挙動は明瞭に観察できた。ボイド率計測に際しては、暗電流、シェーディング、線源強度揺らぎ、散乱中性子、電子機器のドリフトの影響を検討し、その補正を行った。散乱中性子については、水層厚さが薄いことから、その影響を無視することができた。これらの補正後の画像輝度と水層厚さには、直線関係が成立し、その校正曲線からボイド率を計算した。得られたボイド率は、ドリフトフラックスモデルにより良好に相関でき、小口径内管内空気-水二相流にも既存のドリフトフラックスモデルが適用可能であることがわかった。以上の結果、狭間隙流路内でのボイド率計測にNRG法が有効であることが示された。
新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 浅井 清; 秋元 正幸
Proc. of the Joint Int. Conf. on Mathematical Methods and Supercomputing in Nuclear Applications,Vol. 1, p.466 - 476, 1993/00
原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、キーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のための検討を行っている。原子炉の設計においても他の分野と同様に試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野に比べて、多くの大型計算コードが使われ、解析作業の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため、計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。本報では、設計タスクの分析結果を基に、計算コード、入力データ、結合情報を記述した情報モジュールをモジュールの単位とし、結合のためのソフトウェアを介して、モジュール間の結合関係を自動的に判断して実効するシステムを、原研で概念設計中の新型炉SPWRの負荷追従解析を例題として試作し、検討した結果について述べる。
依田 修; 宮下 敦巳; 大柳 孝純*; 村上 浩一*
JAERI-M 92-173, 27 Pages, 1992/10
レーザープラズマをX線源として用いた実験室規模時間分解X線吸収分光装置を作製した。この装置の使用主目的は、100eV~3keVのエネルギー範囲で、プロセス中の種々の物質のX線吸収微細構造を観測することである。金をターゲットに用いた時、300eV以下のエネルギー範囲で最も強いX線が発生し、パルス当り10
光子の強度が得られた。分光器のエネルギー分解能は510
であった。炭素棒とC
粉末を圧縮したペレットのレーザーアブレーションによって表面から飛び出したフラグメントの動的挙動を観測した。フラグメントの主成分はクラスター、中性原子及びイオンで速度は
1.410
m/s(クラスター)及び
210m/s(原子、イオン)と評価された。弱いアブレーションではC分子がペレットから分解せずに飛び出す。XPSの結果から、ペレット表面の組織変化が示唆され、SEMの結果から、表面散乱模型で説明できる周期構造が見い出された。
C at 16 MeV桑折 範彦*; 渡辺 幸信*; 樫本 寛徳*; 羽根 博樹*; 青砥 晃*; 納冨 昭弘*; S.Widodo*; 岩本 修*; 山口 良二*; 相良 建至*; et al.
JAERI-M 92-029, 46 Pages, 1992/03
16MeV偏極陽子によるCの崩壊反応から放出される陽子及び
粒子の二重微分断面積と偏極分解能を測定した。測定された陽子及び粒子のエネルギースペクトルを3体あるいは4体への同時崩壊過程を考慮した理論に基づいて解析した。その結果、測定された低エネルギー領域の連続スペクトルは理論計算によって良く説明できた。
新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 秋元 正幸
動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1992, p.225 - 230, 1992/00
原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、このキーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のためにこれまでに行った検討結果について報告する。原子炉の設計においても他の分野の設計と同様、試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野の作業に比べて、より多くの大型計算コードが使われ解析の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。また、設計支援システムは設計者の思考を円滑にするように支援することが要求されることから設計者の思考過程を反映したシステムを構築することが要求される。以上のような観点から本報では設計タスクの分析とモデル化、これを基にしたモジュール統合化方式の試作による検討結果について述べる。
石黒 美佐子
Int. J. Supercomputer Appl., 5(3), p.46 - 62, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：51.29(Computer Science, Hardware & Architecture)日本のスーパーコンピュータは、ベクトル・ユニット(VU)とスカラー・ユニット(SU)で構成されている場合が多い。ここでは、SUを2台備えたデュアル・スカラー・プセッサ(DSP)VP2000シリーズ(VP2600/20など)の待行列モデルによる性能評価について述べる。(1)SUが1台と2台の場合の性能比較、(2)ハードウェアの物量が同じ場合のマルチ・プロセッサとDSPの性能比較、(3)ベクトル長が短いジョブ負荷の場合の性能分析などを、計算機へのジョブ負荷(ベクトル化率とベクトル加速率)の変動に対して解析する。ベクトル立上がり時間は、VP2600/10での実測値を参考にする。さらに、原研のジョブ負荷に対してDSPのフィージビリティを考察する。
