高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱の評価

宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴

JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB

最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。

A Simple method to create gamma-ray-source spectrum for passive gamma technique

芝 知宙; 前田 茂貴; 相楽 洋*; 石見 明洋; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.250 - 257, 2017/12

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2017.09.446

福島第一原子力発電所から出る燃料デブリ中に含まれる核物質量測定技術の一つとして、パッシブガンマ測定法が開発されている。本研究では、パッシブガンマ測定法の開発に用いるシミュレーション用線源の作成を行い、その線源を用いて収納缶に封入された燃料デブリから漏洩する線のシミュレーションを行った。一般的に、シミュレーション用線源の作成は多大な労力を要する。本研究ではORIGEN2コードの連続スペクトルと着目する線の線スペクトルを融合し、簡便かつ精度の良いシミュレーション用線源作成手法を開発した。また、本手法は制動放射線を考慮に入れることができる。本手法で作成した線源を用いて、Peg検出器の検出器応答を計算した。結果は実際の照射済み燃料の線測定実験の結果と比較され、よく一致した。また、制動放射のX線は検出器応答にほとんど影響を及ぼさなかった。

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

Problem on MATXS files with multiple temperature cross section data

今野 力; 前田 茂貴; 小迫 和明*

Energy Procedia, 71, p.213 - 218, 2015/05

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2014.11.872

複数温度に対する多群断面積を格納したMATXSファイルに関する問題について報告する。この問題は、高速実験炉常陽を簡略化したモデル内の全中性子束,全線束を、MATXSLIB-J40(JENDL-4.0からNJOY99で作成された300, 600, 900, 1200, 1800Kの多群断面積)を使い、300K, 600Kの温度条件で、DORTコードで計算した際に新たに見つかった。計算で得られた全中性子束は300Kでも600Kでもほとんど同じであったが、600Kのときの全線束は300Kの時の全線束に比べ10%大きくなった。この違いの原因を調べた結果、MATXSファイルの生成のデータ構造とMATXSファイルを処理するTRANSXコードの間で一部整合性がとれていない箇所があることが判明した。この問題を解決するため、MATXSファイルのデータを修正するプログラムを作成した。MATXSLIB-J40はこのプログラムを用いて修正される予定である。

A New unfolding code combined maximum entropy and maximum likelihood for neutron spectrum measurement

前田 茂貴; 井口 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(4), p.381 - 386, 2013/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2013.773162

本研究では、原子炉ドシメトリーにおける高信頼度のスペクトル評価技術の確立を目的として、測定に基づく中性子スペクトル評価において初期スペクトルに頼らない高信頼度のアンフォールディング法を開発した。最大エントロピー原理と最尤法に基づくアルゴリズムを応答関数誤差も考慮して定式化し、その誤差評価手法も導出した。模擬データの解析により、本手法の妥当性を評価し、高速実験炉「常陽」で測定した放射化箔データに適用した結果、実験的に妥当な解スペクトルを得ることができた。

Verification of JUPITER standard analysis method for upgrading Joyo MK-III core design and management

前田 茂貴; 伊藤 主税; 関根 隆; 青山 卓史

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.184 - 196, 2012/06

https://doi.org/10.1299/jpes.6.184

高速実験炉「常陽」の炉心設計・炉心管理高度化のためのJUPITER標準解析手法の検証を、MK-III性能試験及び定格運転サイクルにおける炉物理試験結果を用いて実施した。解析結果と実験値との比は、5%以内とよく一致した。この比較を通じて、JUPITER標準解析手法の「常陽」MK-III炉心における計算精度を確認した。本研究の結果、制御棒価値をはじめとする核特性の設計裕度が合理化できる。これにより、燃料交換体数を節約した効率的な炉心設計・炉心管理が実施でき、節約した燃料により多くの照射試験を実施できる見通しを得た。

ジルコニウム合金の高温ナトリウムとの共存性

古川 智弘; 加藤 章一; 前田 茂貴; 山本 雅也; 関根 隆; 伊藤 主税

JAEA-Research 2011-039, 20 Pages, 2012/02

JAEA-Research-2011-039.pdf:3.4MB

高速実験炉「常陽」では、炉心平均燃焼度のさらなる向上を目指して、ドライバー燃料領域の周囲に、ジルコニウム(Zr)合金製反射体を適用することが計画されている。本研究では、「常陽」の冷却材であるナトリウム(Na)中におけるZr合金の耐食性の評価を目的として、高温Na中における腐食特性及び機械的強度に及ぼすNa環境の影響を調べた。Na中浸漬試験は、2種類のZr合金を対象に、500C及び650Cの停留及び流動Na中にて実施し、腐食評価の指標となる重量変化量の測定及び金属組織観察を行った。また、同浸漬材料について、大気中でNa浸漬温度と同一温度条件下で引張試験を実施し、浸漬後の強度特性を調べた。

原子炉ドシメトリーの高精度化・高信頼化に向けた中性子スペクトルアンフォールディング法の現状と課題

前田 茂貴; 井口 哲夫*

日本原子力学会和文論文誌, 10(2), p.63 - 75, 2011/06

https://doi.org/10.3327/taesj.J10.020

中性子スペクトルアンフォールディングは多重放射化箔の反応率から逆問題を解くことによってスペクトルを求める手法であり、原子炉ドシメトリーにおいて中性子照射場のキャラクタリゼーションで用いられる技術である。今日まで、多くのスペクトルアンフォールディングコードが開発され、性能が相互比較,検証されてきているが、使用するアンフォールディングコード,応答関数及び初期推定スペクトルやその共分散などの入力データの準備における標準的な手法は確立されているとは言えない。本論文は、放射化箔を用いた原子炉ドシメトリーにおける中性子スペクトルアンフォールディングの現状について調査し、典型的な高速中性子照射場において異なるコードから得られた解スペクトルを比較することで、その妥当性等について確認した。解スペクトルは使用する理論,解析コード及び初期推定スペクトルに大きく依存する結果となった。また、原子炉ドシメトリーの高精度化,高信頼化に向けた中性子スペクトルアンフォールディングの核データ,手法の標準化等の課題についてまとめた。

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量とガンマ線量率分布の測定評価

伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史

JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB

「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200Cの高温環境に耐える線量率測定装置を製作し、Co校正照射施設で線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.12.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。

Thirty years experience at the experimental fast reactor Joyo; High quality core management and irradiation field characterization technique

前田 茂貴; 伊藤 主税; 青山 卓史; 前田 幸基; 茶谷 恵治

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.581 - 582, 2010/11

高速実験炉「常陽」は、日本で最初に建設された高速炉である。1977年の初臨界以来、順調に運転を続け、設計,建設,約30年間の運転実績は、ナトリウム冷却型高速増殖炉の技術的知見の蓄積・向上、安全性及び信頼性を示すことができた。また、1982年には照射試験用のMK-II炉心に改造され、さらに2003年には照射能力を向上させるため、より高性能なMK-III炉心への改造が行われ、MA含有MOX燃料,ODS鋼被覆管燃料等の高速増殖炉の燃料・材料開発のための高速中性子照射場として利用されてきた。これらの技術的知見・データ保存の一環でMK-II炉心の炉心・燃料管理に関する諸データを炉心特性データベースとして公開し、OECD/NEAにも登録した。今後も高速増殖炉開発に貢献するべく、多くのデータを公開する予定である。また、現在は炉内干渉物対策で停止中であるが、再起動後には高速炉のみならず基礎・基盤的な研究用途への利用拡大を図り、世界で数少ない高速中性子照射炉及びプラント技術の実証の場として貢献していく予定である。