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論文

Investigation of the impact of the prediction accuracy of the burn-up code system SWAT4.0 on neutronics calculation

多田 健一; 崎野 孝夫*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は最も重要な課題の一つである。この燃料デブリの臨界安全解析に燃焼度クレジットを適用することが望まれている。原子力機構では使用済み燃料の核種組成の参照解を与える燃焼計算コードとしてSWAT4.0を開発している。このSWAT4.0を用いた使用済み燃料の核種組成が燃焼度クレジットに適用できるかどうかを検証した。本研究では、福島第二原子力発電所の一号機(2F1ZN2及び2F1ZN3)と二号機(2F2DN23)で取得された照射後試験解析の測定結果とSWAT4.0の解析結果を比較した。解析結果と測定結果を比較したところ、SWAT4.0で得られた核種組成は測定結果とよく一致することを確認した。また、SWAT4.0の核種組成の予測精度が臨界性に与える影響を評価したところ、U-235, Pu-239, Pu-241及びSm-149の差異が臨界性に与える影響が大きいことが分かった。しかし、核種組成の予測精度が臨界性に与える影響は3%以下と小さいことから、SWAT4.0を燃料デブリの燃焼度クレジットの評価への適用が期待できることが分かった。

報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

論文

Analysis of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.54(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、$$^{235}$$U, $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、$$^{237}$$Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。

論文

Additional function of JAERI Material Performance Database (JMPD)

加治 芳行; 崎野 孝夫*; 辻 宏和

Proceedings of 10th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.67 - 70, 2002/00

原子力材料データの有効活用を目的として原子力材料総合データベース(JMPD)を開発した。JMPDには11500件以上のデータが入力されている。ユーザーインターフェイスの改良の一環としてグラフ機能と重複データ修正機能を追加した。JMPDの今後の方針として、(1)コア部分と周辺部分のデータの追加,(2)ユーザーインターフェイスの改良,(3)データネットワークの拡充,(4)知識ベースの作製,が挙げられる。

論文

Development and utilization of material database of JAERI

加治 芳行; 崎野 孝夫*; 宇賀地 弘和; 辻 宏和

「俯瞰的観点からの工学」シンポジウム資料集, p.175 - 178, 2000/11

これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。現在JMPDでは、11,000以上の試験片データが投入されている。本報告では、原研における材料データベース(JMPD)の整備の現状、改良したユーザーインターフェース、JMPDを用いたデータ解析の例及びJMPDの将来構想について述べる。特に今後重点をおいて進めていく項目は、(1)JMPDのコア及び周辺部をなすデータ(例えば照射原子力用黒鉛特性データ)の拡充、(2)よりユーザーフレンドリーなインターフェースの改良、(3)データネットワークシステムの構築及び高度化、(4)知識ベースの構築である。

報告書

Development of simplified evaluation models for the first power peak during a criticality accident and its verification by the TRACE code simulated results based on CRAC experimental data

野村 靖; 崎野 孝夫*; Nikolaevna, S. O.*

JAERI-Research 2000-034, 95 Pages, 2000/07

JAERI-Research-2000-034.pdf:4.84MB

溶液燃料を扱う再処理施設等における万一の臨界事故発生においては、第1出力ピークの発生を把えて、警報発報により従事者の速やかな待避を促して事故による被ばくを最小限に抑える必要がある。本報告では、臨界警報装置の設計・設置に役立てるため、事故時に予測される第1出力ピークの大きさ、及び放出エネルギーを簡易に評価できるモデルを開発したので、その内容を述べる。また、フランスで公開されたCRAC過渡臨界実験データをもとに、過渡臨界解析コードTRACEを用いたシミュレーション結果により、簡易評価モデルの妥当性を検証したので、その結果について述べる。

論文

Present status and future direction of JAERI material performance database (JMPD)

加治 芳行; 崎野 孝夫*; 宇賀地 弘和; 辻 宏和

Proceedings of 9th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.121 - 124, 2000/00

これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。現在JMPDでは、11,000以上の試験片データが投入されている。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状、改良したインターフェース、JMPDを用いたデータ解析の例及びJMPDの将来構想について述べる。特に将来の重点項目は、(1)JMPDのコア及び周辺部をなすデータの拡充、例えば照射原子力用黒鉛特性データ、(2)よりユーザーフレンドリーなインターフェースの改良、(3)データネットワークシステムの構築及び高度化、(4)知識ベースの構築である。

論文

Data-Free-Way; Attempt at developing distributed database for nuclear materials

衣川 純一*; 藤田 充苗*; 野田 哲治*; 辻 宏和; 加治 芳行; 崎野 孝夫*; 舘 義昭*; 金田 健一郎*; 益子 真一*; 志村 和樹*; et al.

Proceedings of 9th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.134 - 135, 2000/00

金材技研、原研、サイクル機構及び科学技術振興事業団の4機関が共同して各々の得意分野の材料データを提供し、高速電送回線を介してインターネット上で相互利用が可能な分散型材料データベースシステム(データフリーウェイシステム)の開発を進めてきた。今後、データフリーウェイに基づいた定量的知見の抽出とその抽出した定量的知見の機械可読形式での保存(知識ベースの創製)、オントロジーやXMLの導入によるシステムの高度化を計画している。

報告書

原子力用材料データフリーウェイを用いた耐熱合金諸特性の検索結果(共同研究)

加治 芳行; 辻 宏和; 崎野 孝夫*; 藤田 充苗*; 衣川 純一*; 舘 義昭*; 斉藤 淳一*; 加納 茂機*; 志村 和樹*; 中島 律子*; et al.

JAERI-Tech 99-007, 32 Pages, 1999/02

JAERI-Tech-99-007.pdf:1.53MB

科学技術庁金属材料技術研究所、日本原子力研究所及び動力炉・核燃料開発事業団は、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベースシステムである原子力用材料データベース(データフリーウェイ)の基本システムを平成6年度までに構築した。さらに新たに科学技術振興事業団を加えた4機関でデータフリーウェイの利用技術の開発に関する共同研究を平成7年度から開始し、平成11年度末に一般公開するスケジュールで研究開発を継続している。この共同研究では、インターネット上のパソコンからデータフリーウェイシステムを利用して、耐熱合金の諸特性に関しての検索を行い、新たな知見を得た。今後、平成11年度末の一般公開に向けて、使いやすさの向上のためのシステムの改良を行い、データ量の確保とデバッグを含むデータの拡充を進めていく予定である。

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