Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5; JENDL-5

岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2141903

The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.

Demonstration of laser processing technique combined with water jet technique for retrieval of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

羽成 敏秀; 武部 俊彦*; 山田 知典; 大道 博行; 石塚 一平*; 大森 信哉*; 黒澤 孝一*; 佐々木 豪*; 中田 正宏*; 酒井 英明*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 3 Pages, 2017/04

福島第一原子力発電所の廃止措置の中で、遠隔操作による原子炉格納容器内の燃料デブリの取出しプロセスは重要な課題の1つである。このプロセスにおいて、放射性物質の拡散を抑制することは重要な考慮すべき点の1つである。さらに、このプロセスに適用する技術は、妥当な加工効率を維持することが要求される。そこで、我々は燃料デブリの取出し技術として、レーザー光と水噴流を組み合わせた技術を用いることを提案する。繰り返し断続噴射する水噴流を組み合わせたレーザー加工技術は、効率的な加工を行える可能性を示している。この実験結果をもとに、福島第一原子力発電所での適用に向けた技術開発を進めていく。

Development of risk assessment methodology of decay heat removal function against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and volcanic PRA methodology

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06

https://doi.org/10.1115/ICONE24-60023

本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約310/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、支配的な火山ハザードは、大気中濃度10 kg/m、粒径0.1mm、層厚50-75cm、継続時間1-10hrであった。

Development of risk assessment methodology of decay heat removal function against external hazards for sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and margin assessment methodology against snow

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に積雪マージン評価手法開発について述べる。積雪マージン評価には降雪速度と継続時間の組み合わせが指標となる。降雪中は除雪が期待できるから、除雪速度が降雪速度を下回ったときに除熱失敗と定義すると、その除熱失敗に至るまでの降雪継続時間がマージンとみなされるという積雪マージン評価手法を開発した。

Development of margin assessment methodology of decay heat removal function against external hazards; Project overview and preliminary risk assessment against snow

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; 高田 孝*

Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/06

本論文は積雪に対する予備的なリスク評価について主として報告するとともに、関連するプロジェクト概要についても報告する。積雪ハザードの指標とは年最大積雪量と年最大日降雪量である。日本における典型的なナトリウム冷却高速炉のサイトにおける50年分の気象データを使い2つの指標についてハザード曲線を構築した。本論文では、積雪リスク評価は炉心損傷頻度が10以下となることを示した。支配的な降雪ハザードカテゴリは1-2m/日の降雪速度と0.75-1.0日の降雪継続期間の組み合わせであった。感度分析では、除雪速度や除雪の必要性の認知等の重要な人的行動を示した。

Ratio of transverse diffusion coefficient to mobility of electrons in high-pressure xenon and xenon doped with hydrogen

小林 進悟*; 長谷部 信行*; 細島 岳大*; 石崎 健士*; 岩松 和弘*; 三村 光輝*; 宮地 孝*; 宮島 光弘*; Pushkin, K.*; 手塚 千幹*; et al.

Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 45(10A), p.7894 - 7900, 2006/10

https://doi.org/10.1143/JJAP.45.7894

高圧のキセノンとキセノン水素混合ガス中での電子の特性エネルギーの測定を行い、その値を初めて取得した。測定結果から、特性エネルギーの非線形成分の密度効果は、1MPaまでは15%以下であることを断定できる。また、高圧キセノン中に水素を混合することで電子の特性エネルギーを減少させることができることがわかり、このことを利用すれば、キセノンガスを用いた放射線撮像装置の解像度劣化要因である電子の拡散を抑えることができる。

Irradiation effects on plasma diagnostic components

西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 森田 洋右; 長島 章; 中道 勝; et al.

JAERI-Research 98-053, 105 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-053.pdf:4.78MB

ITERをはじめとする核融合炉の計測装置の開発において最も重要な課題の一つは計測機器要素に対する放射線照射効果である。ITERの工学設計活動の一環として、セラミックス、窓材、光ファイバーといった基本要素及びボロメータ等の真空容器内計測センサーの照射試験を実施した。セラミックスに対しては、中性子による照射誘起伝導の測定を行った。光ファイバー、窓材及び反射鏡に対しては透過損失及び発光を線、14MeV中性子、原子炉中性子について測定した。またボロメータについては新たにセラミックス基板ボロメータを開発し、Co及びJMTRで照射試験を行った。磁気プローブについてはJMTRにおいて照射誘起起電力の測定を行った。

大気中放射性物質の広域挙動に関する調査研究(3)

池辺 幸正*; 藤高 和信*; 下 道国*; 飯田 孝夫*; 永峰 康一郎*; 石塚 信*

PNC TJ1545 94-003, 39 Pages, 1994/03

PNC-TJ1545-94-003.pdf:1.02MB

大気中の放射性物質の挙動を把握するためには、局地的に発生した成分と同時に、広域で発生した成分を評価する必要がある。この調査研究では、ラドンとトリチウムの広域挙動解明を目的として、次の調査研究を実施した。先ず、ラドンの発生源分布を土壌のSUP226/Ra含有量分布から計算によって作成した場合、各地の土壌物性の差異に起因する実測値との差異は+-50%以内であることを示した。次に日本で観測されるラドンの発生源別寄与について検討した。3次元移流・拡散数値シミュレーション、流跡線モデルなどに基づいて、季節風卓越時の大陸からの寄与は、金沢、名古屋で13Bq/m/SUP3であると推測された。また、中国を含む東アジア地域で実施した水蒸気中トリチウムの組織的調査で得られた地域分布を示し、北京における濃度の日々変動を2層流跡線モデルを用いて解析した結果を示した。

Natural circulation flow in a bent loop with a u-shape-type cooler; Effect of cooling configuration on stability

石田 紀久; 赤川 浩爾*; 藤井 照重*; 橋本 和典*; 石塚 信

Proc.1987 ASMEJSME Thermal Engineering Joint Conf.,Vol.2, p.27 - 33, 1987/00

逆U字型クーラを有する単相閉ループの自然循環実験を行なった。本実験は、クーラ2次側が4つの部屋に分割され、各々の冷却温度を独立に変えられる様に冷却水の流れの方向を組み合わせ、クーラ2次側冷却条件の自然循環流の安定性に与える影響について調べたものである。その結果、かならずしもクーラの上部のみを冷やした方が安定した流れが得られるとは限らないことが分った。また、下降部のみを冷却すると全て安定流が得られた。これから、逆U字型クーラに比較して直管型クーラの方が安定した自然循環となることが推察できる。また線型解析によりこれらの安定性を解析し、良好な比較を得た。

BWRの大幅な圧力変化時における炉水位挙動の推定法

横林 正雄; 石塚 信

JAERI-M 9395, 12 Pages, 1981/03

JAERI-M-9395.pdf:0.44MB

BWRにおいては、炉心および上部プレナムの冷却材に多量のポイドが含まれているため、圧力変化などからポイド量の増減によるダウンカマの自由水面水位の変化が顕著である。蒸気弁の開固着、給水ポンプトリップなどにより原子炉に対するマスバランスの非平衡が生じると、原子炉圧力の低下からフラッシングポイドが急増し、ダウンカマ側のメータ水位とポイドを含んだ水位との差が大きくなるため、主蒸気隔離弁等を全閉した後、水位がどこまで低下するかを推定することは非常に難しい。そこでこのような場合の水位低下幅を定量的かつ定量的に把握する方法を、放出量と圧力との関係に注目して検討し、新しいパラメータ「実効増加ポイド量」を考案した。このパラメータを用いると初期運転条件と原子炉圧力の低下幅とから水位低下幅を推定することができる。