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論文

A Method for the prediction of the dose rate distribution in a primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*; 鎌田 創*; Joyce, J. M.*; Lennox, B.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.108 - 112, 2019/01

福島第一原子力発電所(1F)の原子炉格納容器(PCV)内における線量率分布の予測手法を確立するため、以下の一連の計算を行った。(1)事故時の燃料組成を得るための燃焼計算、(2)不純物を含む炉内構造物の放射化計算、(3) IRIDによる事故解析の結果に基づくPCV中のCs汚染分布の推定、(4) PCV内の放射性核種の崩壊計算、(5)線量率を得るための光子輸送計算。これらの計算の後、ドライウェル周辺のCs濃度を、IRIDによるPCV調査で測定された局所線量率の結果と一致するように修正した。

論文

Development of ROV system to explore fuel debris in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01

福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。

論文

Application of nuclear data to the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.

JAEA-Conf 2018-001, p.63 - 68, 2018/12

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉は未踏の分野である。IRIDによってロボットによる格納容器(PCV)の内部調査が進められているが、PCV内部の実際の状況や燃料デブリの特性はまだ十分に解明されていない。このような状況下で、信頼性の高いデータを使った計算シミュレーションは、1F廃炉の多くの問題を解決する有効な手段となる。ここでは、JENDL-4.0のような近年の核データを利用した研究開発への応用例として、(1)PCVにおける線量率分布の予測、(2)PCV内の水中燃料デブリ探査のためのROVシステム、(3)燃料デブリキャニスター内の核燃料物質の非破壊測定、について紹介する。

報告書

中性子反射体のLi及びU不純物からのトリチウム反跳放出計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11

JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB

試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。

論文

Nuclear and thermal feasibility of lithium-loaded high temperature gas-cooled reactor for tritium production for fusion reactors

後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

Fusion Engineering and Design, 136(Part.A), p.357 - 361, 2018/11

高温ガス炉にリチウム化合物を装荷し、$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)反応を用いて核融合炉用燃料であるトリチウムを製造する方法が提案されている。一般的な高温ガス炉の設計においては、過剰反応度を抑制するために、可燃性毒物としてホウ素が炉心に装荷される。本研究では、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するために、リチウムをホウ素の代わりに炉心に装荷することとした。リチウムを装荷した高温ガス炉の成立性を確認するために、核特性値及び燃料温度を計算した。これらの計算結果は設計要求を満たし、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するリチウム装荷高温ガス炉の成立性を確認した。

論文

Development of a radiological characterization submersible ROV for use at Fukushima Daiichi

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

IEEE Transactions on Nuclear Science, 65(9), p.2565 - 2572, 2018/09

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

福島第一原子力発電所の格納容器内に水没した燃料デブリを探査する技術の開発に貢献するため、小型の放射線検出器とソナーを搭載した遠隔水中ロボット(ROV)システムの開発を行っている。線量率モニタリングおよび$$gamma$$線分光法のための臭化セリウム(CeBr$$_{3}$$)シンチレータ検出器をROVに統合し、実験室および水中の両条件で$$^{137}$$Cs線源を用いて実験的に検証した。さらに、IMAGENEX 831Lソナーと組み合わせたROVは、水プール設備の底に置いた模擬燃料デブリの形状およびサイズを特徴付けることができた。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 パーセンタイル:100

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Recent improvements of particle and heavy ion transport code system: PHITS

佐藤 達彦; 仁井田 浩二*; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 古田 琢哉; 安部 晋一郎; 甲斐 健師; 松田 規宏; 奥村 啓介; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.06008_1 - 06008_6, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.15

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、原子力機構を中心とする日本やヨーロッパの研究所が共同で開発しているモンテカルロ放射線輸送計算コードである。PHITSには、様々な物理モデルやデータライブラリが含まれており、ほぼ全ての放射線の挙動を1TeVまで解析可能である。現在、国内外2500名以上のユーザーが、加速器設計、放射線遮へい、放射線防護、医学物理、地球惑星科学など様々な分野で利用している。本発表では、PHITS2.52からPHITS2.82までの間に導入した新しい物理モデルや計算機能などを紹介する。

論文

A Remote-operated system to map radiation dose in the Fukushima Daiichi primary containment vessel

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, J. M.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

Proceedings of 5th International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06

福島第一原子力発電所の原子炉内部のマッピングを目的とし、放射線検出器を組み合わせた潜水可能なROVシステムを開発している。$$gamma$$線強度のマップを得るとともに放射性同位体を同定するため、CeBr$$_{3}$$無機シンチレータ検出器をROVに組み込んでいる。ROVは、直径約150mmの円筒形状で、自由度5で制御可能な5つのポンプを持つ2つのエンドキャップを備えている。CeBr$$_{3}$$検出器は、熱中性子束をマッピングすることが可能な$$^{6}$$Liホイルを有する単結晶化学蒸着中性子検出器で置き換えることが可能である。

報告書

MVP/GMVP第3版; 連続エネルギー法及び多群法に基づく汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(翻訳資料)

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-019, 450 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-019.pdf:4.43MB
JAEA-Data-Code-2016-019-hyperlink.zip:2.36MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

報告書

MVP/GMVP version 3; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MB
JAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

論文

Preliminary calculation with JENDL-4.0 for evaluation of dose rate distribution in the primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介

JAEA-Conf 2016-004, p.123 - 128, 2016/09

福島第一原子力発電所の廃炉のためには、格納容器内(PCV)の線量率分布を評価することが重要である。しかしながら、PCV内の放射線源分布は未だよく分かっていない。PCV内放射線には、燃料デブリ、事故時に放出されたCsにより汚染された構造物、事故前の通常運転期間において放射化された構造物の3つがある。そこで、PCV内の線量率分布評価手法を確立するため、JENDL-4.0を用いて線源を評価し試解析を行った。これにより、各線源の線量率分布への感度が得られた。

論文

Overview of the PHITS code and application to nuclear data; Radiation damage calculation for materials

岩元 洋介; 佐藤 達彦; 仁井田 浩二*; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 古田 琢哉; 安部 晋一郎; 甲斐 健師; 松田 規宏; 岩瀬 広*; et al.

JAEA-Conf 2016-004, p.63 - 69, 2016/09

粒子・重イオン輸送計算コードシステムPHITSは、原子力機構を中心に、複数の国内外の研究機関の協力の下で開発が進められている。同コードは、様々な核反応モデルやデータライブラリにより、中性子・陽子・重イオン・電子・光子等のほとんどの種類の粒子の輸送を取り扱うことが可能で、ソースプログラム,実行ファイル,データライブラリといった全ての構成要素が一つのパッケージにまとめられて配布されている。現在、1800人を超える研究者等がPHITSユーザーとして登録されており、核技術、加速器施設の設計、医学物理といった様々な分野で利用している。本発表ではPHITSに組み込まれている物理モデルを簡単にまとめ、最新のミューオン核反応モデル、$$gamma$$脱励起モデルEBITEMについて紹介する。また、IAEA-CRP「初期の放射線損傷断面積」の活動の下で行っている、PHITSを用いた材料のはじき出し断面積、はじき出し原子エネルギースペクトル、カーマの計算結果について紹介を行う。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Interim report)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Development of multi-group neutron activation cross-section library for decommissioning of nuclear facilities

奥村 啓介; 小嶋 健介; 田中 健一*

JAEA-Conf 2015-003, p.43 - 47, 2016/03

原子力施設の廃止措置において発生する放射性廃棄物の安全性評価においては、構造物の放射化により発生する放射性核種インベントリの評価が必要である。その評価においては、場所や物質に依存する多様な中性子スペクトルで照射される多くの構造材中不純物核種の放射化に特に留意する必要がある。それゆえ、多くの核種と反応に対して正確な放射化断面積データが必要となる。そこで、近年公開された評価済核データライブラリJENDL-4.0及びJEFF-3.0/Aに基づき、原子力施設の廃止措置に適用するための新しい多群放射化断面積ライブラリ(MAXS)を開発した。同ライブラリは、VITAMIN-B6の199エネルギー群構造を有し、779核種に対する(n,$$gamma$$), (n,f), (n,2n), (n,3n), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,d), (n,t), (n,n$$alpha$$), (n,np)反応等の断面積と核異性体比のデータを収納する。

報告書

燃料集合体配置及び燃焼度による軽水炉炉心からの漏洩中性子束スペクトルへの影響(共同研究)

小嶋 健介; 奥村 啓介; 小迫 和明*; 鳥居 和敬*

JAEA-Research 2015-019, 90 Pages, 2016/01

JAEA-Research-2015-019.pdf:1.95MB

軽水炉の廃止措置においては、格納容器や遮蔽体等の炉外構造物の放射化量の評価が重要である。これらの放射化量を決定する放射化部位における中性子束スペクトルが、燃料集合体配置及び燃焼度といった炉心の設定の違いに起因して変化する状況が考えられる。本研究の目的は、炉心設定の違いが放射化部位における中性子束スペクトルに与える影響を評価することである。この目的を達成するために、はじめに、具体的な燃料装荷パターンと燃焼度が異なる炉心を幾つか想定し、中性子拡散計算により炉心表面での部分中性子流スペクトルを求めた。次に、得られた炉心表面での部分中性子流を基に、炉外の放射化部位での中性子束スペクトルを中性子輸送計算により求め、炉心設定による影響を評価した。この結果、炉心設定による中性子束スペクトルの概形への影響は小さいことがわかった。ただし、炉心設定の違いにより中性子束の大きさが変化すること、及び、炉外周方向位置により中性子束スペクトル(大きさ、概形とも)が変化することに注意する必要があることがわかった。

報告書

MOSRA-SRAC; Lattice calculation module of the modular code system for nuclear reactor analyses MOSRA

奥村 啓介

JAEA-Data/Code 2015-015, 162 Pages, 2015/10

JAEA-Data-Code-2015-015.pdf:3.99MB
JAEA-Data-Code-2015-015-appendix(CD-ROM).zip:3.38MB

MOSRA-SRACは、モジュラー型原子炉解析コードシステム(MOSRA)の格子計算モジュールである。本モジュールは、既存の軽水炉や研究炉などを含む多様な原子炉の燃料要素に対し、日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0から作成した200群断面積セットを用いた衝突確率法に基づく中性子輸送計算を行う機能を有する。また、格子内の各燃料物質中の最大234核種に対する核種生成崩壊計算を行う。これらにより、MOSRA-SRACは、炉心計算で使用する燃焼依存の実効微視的断面積及び巨視的断面積を提供する。

論文

軽水炉の構造

奥村 啓介

放射化学の事典, p.224 - 227, 2015/09

軽水炉の炉心構造についての解説記事として、PWR及びBWRの燃料, 燃料棒, 燃料集合体, 制御棒, 炉心, 原子炉圧力容器を取り上げ、これらの構造, 材料, 機能などについて平易に説明する。

論文

軽水炉における核反応と反応度制御

奥村 啓介

放射化学の事典, p.228 - 230, 2015/09

軽水炉における核反応と反応度制御についての解説記事として、まず、核反応, 中性子増倍率, 臨界, 反応度等の基本項目について解説し、次にPWR及びBWRにおける反応度制御の具体的な方法について平易に説明する。

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