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論文

Benchmark study of the recent version of the PHITS code

岩元 洋介; 佐藤 達彦; 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; 細山田 龍二*; 仁井田 浩二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(5), p.617 - 635, 2017/05

 被引用回数:14 パーセンタイル:0.82(Nuclear Science & Technology)

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、加速器遮蔽設計、医学物理計算など様々な目的で利用されている。本研究では、最新のPHITSバージョン2.88を用いて、核反応による粒子生成断面積、中性子輸送計算、電磁カスケード等に対する58ケースのベンチマーク計算を実施した。本稿では、このうち特徴的な結果を示した22のケースについて詳細に報告する。ベンチマーク計算の結果、100MeV以上の陽子、中性子、重イオン等の入射反応や電磁カスケードについては、PHITSによる計算結果は実験値を概ね再現した。一方、100MeV未満の粒子入射反応は、PHITSが設定を推奨している核内カスケードモデルINCL4の適用範囲外のエネルギー領域であるため、再現性が悪いことが確認された。また、100MeV以上の陽子入射反応のうち、核分裂成分の収率に対して、蒸発モデルGEMの高エネルギー核分裂過程の取り扱いの問題から実験値を再現しない場合があった。これらの課題は、評価済み核データJENDL4.0/HEをPHITSに組み込むこと等で改善していく予定である。以上のように、本研究でPHITSの様々な適用分野における計算精度を検証するとともに、今後の効率的な改善に重要な指針を得ることができた。

報告書

使用済燃料直接処分の臨界安全評価; 燃焼度クレジット評価のためのデータの整備(受託研究)

山本 健土*; 秋江 拓志; 須山 賢也; 細山田 龍二*

JAEA-Technology 2015-019, 110 Pages, 2015/10

JAEA-Technology-2015-019.pdf:3.67MB

使用済燃料の直接処分においては、使用済燃料が核分裂性物質を一定量含むことから臨界安全性が重要となる。近年の高濃縮度燃料の導入によって、燃焼度クレジットの採用により得られる利益が高まっている。本報では、PWR燃料の処分容器体系を対象として、燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価で重要となる、燃焼計算コードの不確かさ、照射履歴、及び、軸方向ならびに径方向の燃焼度分布の考慮の有無による使用済燃料の反応度への影響について評価した。それぞれの因子の影響評価においては、既往の文献調査結果をふまえ、最新のデータならびに評価手法を採用した。本検討の評価手法を適用することで、PWR使用済燃料の反応度について適切な安全裕度を設定することができる。

論文

Assessment of doses from external exposure in contaminated areas resulting from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

高原 省五; 木村 仁宣; 木名瀬 栄; 石川 淳; 須山 賢也; 細山田 龍二; 本間 俊充

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 3, p.25 - 29, 2012/10

福島第一原子力発電所事故による汚染地域においては、適切な被ばく管理及び必要な措置の特定のために被ばく線量の評価が重要な課題の一つである。被ばく線量の評価は、あらゆる被ばく経路を考慮して、予測的かつ遡及的に行われるべきである。汚染地域での被ばく線量を評価するうえで最も重要な被ばく経路の一つとして、地表面に沈着した放射性物質からの外部被ばくが知られている。線量評価では環境モニタリングの結果を入力情報として利用できるが、寿命の短い核種に関する情報を入手しにくいため、線量評価にその寄与を反映することが困難である。本研究では、核分裂によって生成する54核種を対象として、事故発生時に炉内に存在した放射性物質の量と事故シナリオから予想される放出割合を決定し、環境中に放出された各核種の量を評価した。この放出量をもとに被ばく線量を評価したところ、福島第一原子力発電所北西方向の汚染地域におけるモニタリングデータとよく一致しており評価の妥当性が確認された。

報告書

Summary of fuel safety research meeting 2005; March 2-3, 2005, Tokyo

更田 豊志; 中村 武彦; 永瀬 文久; 中村 仁一; 鈴木 元衛; 笹島 栄夫; 杉山 智之; 天谷 政樹; 工藤 保; 中頭 利則; et al.

JAEA-Review 2006-004, 226 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-004.pdf:34.43MB

3月2日(水)及び3日(木)の両日、東京の都市センターホテルにおいて「燃料安全研究国際会議2005(Fuel Safety Research Meeting 2005)」を開催した。本会議は、原子炉の安全性研究に関する最新の研究成果の発表と、専門家との情報交換及び討論を目的としている。本会議における技術的な話題は、燃料安全研究の現状,反応度事故時及び冷却材喪失事故時の燃料挙動,高燃焼度燃料のふるまい、及びシビアアクシデント時の放射性物質放出をカバーしている。本要約集は、本会議の発表において使用された要旨及びOHPをまとめたものである。

報告書

JMTR照射場の中性子スペクトルを用いた燃焼計算; JMTR予備照射燃料の燃焼計算法の開発

小此木 一成*; 中村 武彦; 吉永 真希夫; 細山田 龍二*

JAERI-Data/Code 99-018, 112 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-018.pdf:4.48MB

NSRRでは、照射済燃料実験の一環として、発電用原子炉で実際に使用された燃料に加え、高濃縮度燃料をJMTRであらかじめ照射した燃料(JMTR予備照射燃料)を用いた実験を実施している。JMTR予備照射終了時の燃料の状態は、NSRRパルス照射実験の初期状態であり、その状態の把握は実験燃料の発熱量及びFP量の評価上、極めて重要である。そこで今回、JMTR炉心の核計算を行い、反射体領域での中性子スペクトルを評価し、この中性子スペクトルを用いたJMTR予備照射燃料の燃焼計算法を開発した。本報告書では、JMTR予備照射燃料の燃焼計算に必要な断面積ライブラリ、燃焼計算用入力フォーマット(ORIGEN2コード用)及びJCL(動作環境:原研-AP3000)を用意した。

報告書

NSRR照射済燃料実験での発熱量評価; JMTR照射燃料

中村 武彦; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 鈴木 敏夫*; 高橋 正人*; 細山田 龍二*; 石島 清見

JAERI-Research 98-052, 55 Pages, 1998/09

JAERI-Research-98-052.pdf:2.6MB

NSRRでは燃焼の進んだ燃料のパルス照射実験により、反応度事故時挙動を調べる実験を実施している。反応度事故の大きさの指標である発熱量は、パルス照射により生成されたFP量の測定により評価する。照射済燃料の場合は、定常照射中の燃焼により生成したFPが、パルス実験時の生成量に比べて桁違いに大きいため、測定は簡単でない。この最も重要な実験パラメータである発熱量を精度よく評価するため、短半減期FP Ba-140を化学分離後定量する手法を開発した。さらにNSRR炉心核計算により実験燃料と炉心出力のカップリング係数を求めた。本報告書では、これらの測定・解析手法及び結果を、実験燃料の燃焼度と発熱量について、JMTR予備照射燃料についてまとめた。実測と解析の比較検討の結果、信頼性の高い発熱量と残留核分裂性物質の関係が得られた。

報告書

FPガスによる燃料変形モデル(FRAP-T6用)の開発とNSRR照射済み燃料実験の解析

中村 武彦; 細山田 龍二*; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*

JAERI-Research 96-060, 110 Pages, 1996/11

JAERI-Research-96-060.pdf:2.74MB

NSRRでは燃焼の進んだ軽水炉燃料の反応度事故時の挙動を調べるパルス照射実験を実施している。同実験では未照射燃料に比べて大きい半径方向歪みが観測された。この変形挙動を再現するため核分裂生成物(FP)ガスによる被覆管変形モデルを開発しFRAP-T6に導入した。これに併せて物性、燃料割れモデル等の改良も行い実験の解析を行った。JM-4実験では、FPガスの結晶粒界での膨張による変形で実験結果が良く再現できることが明らかとなった。同実験では燃料全体の結晶粒界ガスが変形に寄与したものと考えられる。他方、照射済軽水炉燃料では燃料外周部で高い温度分布に伴う燃料の割れの増加を考慮するGAPCONモデルにより実験結果が良く再現できることが明らかとなった。本報告書では、これらのモデルを説明し、NSRR実験の解析結果を示す。

報告書

FRAP-T6およびNSR-77コードによる照射済BWR燃料実験(TS実験)の解析

中村 武彦; 室伏 昭*; 細山田 龍二*

JAERI-M 94-031, 156 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-031.pdf:4.53MB

NSRRでは、軽水発電炉で実際に使用した照射済の燃料棒の反応度事故時の挙動を調べる実験を行っている。このうち7$$times$$7型照射済BWR燃料を用いた実験は1989年から1993年までにTS-1からTS-5までの5回の実験を行った。本報告書は、これらの実験を事故時の燃料挙動計算コードとして広く世界的に使用されているFRAP-T6コードおよび、NSRR実験における照射済燃料の挙動計算に実績のあるNSR-77コードを用いて、解析した結果をまとめたものである。また、計算結果を実験結果と比較することにより、これらの計算コードの反応度事故条件における照射済燃料の挙動解析に対する適応性を検討した。

報告書

NSRRにおける合成パルス運転時に見られるトランジェント棒によるシャドウイング効果の解析,I

中村 武彦; 細山田 龍二*; 谷内 茂康; 石島 清見

JAERI-M 91-185, 98 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-185.pdf:3.37MB

NSRRでは、トランジェント棒と呼ばれる中性子吸収体を臨界状態の炉心から高速で引抜くことによって炉出力を急上昇させるパルス運転が可能である。合成パルス運転と呼ばれる運転モードでは調整棒のバンク操作により10MWまでの炉出力を数秒間達成(高出力運転)した後、トランジェント棒によるパルス運転を行う。この際、高出力運転部では、3本のトランジェント棒は最後に行うパルス運転での投入反応度に応じて、不均一な挿入状態となっている。このため、炉心の周辺に配置された一部の中性子検出器が、トランジェント棒の影響により通常よりも低い指示を示す、いわゆるシャドウイング効果が現れる。トランジェント棒位置による中性子場の変化を3次元中性子拡散計算により求め、各検出器に対するシャドウイング効果の程度を解析的に評価した。

報告書

NSRR高速炉燃料実験における燃料の温度挙動の予測

中村 武彦; 傍島 眞; 細山田 龍二*

JAERI-M 90-140, 189 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-140.pdf:3.97MB

原研NSRRでは、ナトリウム冷却条件での高速炉燃料の破損実験を計画している。同実験における実験燃料の発熱量や温度挙動を予測することは実験範囲を定量化し、実験計画を策定する上で重要である。本報は実験燃料の温度挙動を予測するために行なった伝熱計算のまとめである。解析の結果、Na冷却条件での燃料破損のメカニズムは水冷却の場合と異なるであろう事が示された。また、最大パルス条件では実験燃料のほとんどが溶融し、破損するであろう事が示され、実験条件と燃料温度との関係が明らかとなった。本計算に当たり、軽水炉燃料のNSRR実験条件下での温度挙動を解析する計算コードNSR77を高速炉燃料挙動解析用に改造した。改造を行なった箇所については伝熱モデルを中心に併せて説明する。

報告書

NSRR高速炉燃料実験における各種燃料の発熱量の予測評価

中村 武彦; 更田 豊志; 傍島 眞; 細山田 龍二*

JAERI-M 90-067, 85 Pages, 1990/04

JAERI-M-90-067.pdf:2.28MB

NSRRでは高速炉の研究開発に資する為に、事故時の高速炉燃料の挙動を調べる実験を計画している。高速炉燃料は、被覆管がステンレス鋼であり、燃料ペレットも酸化物のほか炭化物、窒化物、さらに金属燃料も考えられている。冷却材がナトリウムであるため、高速炉燃料実験用カプセルおよびループは運転温度が高く、断熱材や中性子減速材を備えた複雑な構造となり、従来の水カプセルとは大幅に異なったものとなる。本報告ではこれらの実験物を用いて、高速炉燃料をNSRRで中性子照射した場合の、中性子輸送計算を行い、各種燃料の発熱量を評価し、NSRR高速炉燃料実験の適用範囲を定量化した。また、実験物を中性子経済の優れた設計とするため、構造材や減速材等の核的性質の評価を併せて行った。

報告書

会話型汎用グラフィック2$$cdot$$プロセッサ; ROPS 2$$cdot$$0,ユーザーズ2$$cdot$$マニュアル

安濃田 良成; 細山田 龍二*; 島根 由紀夫*; 浜田 邦靖*

JAERI-M 88-030, 189 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-030.pdf:2.4MB

ROPS22$$cdot$$0は、大型計算機のTSS端末から会議型コマンド入力により、作図、計算、データ加工を行うことのできる汎用グラフィック・プロセッサであり、素早く、簡単に、自在に図形出力が得られるのが特徴である。

口頭

反応度事故時の高燃焼度PWR燃料からのFPガス放出

笹島 栄夫; 中村 武彦; 中頭 利則; 杉山 智之; 細山田 龍二; 更田 豊志

no journal, , 

燃焼度48$$sim$$61GWd/tのPWR/UO$$_{2}$$燃料を対象としたNSRRでのパルス照射実験において、放出されたFPガスの組成(Xe/Kr比)を測定した。Xe及びKrの生成割合がペレット径方向位置に応じて異なることから主たるガス放出の位置を推定した結果、反応度事故(RIA)実験時のガス放出はおおむね半径方向に一様に起きており、試験した燃焼度範囲ではリム部からの選択的な放出がなかったことが示唆された。

口頭

BWR出力振動時の燃料挙動

中村 仁一; 中村 武彦; 細山田 龍二; 鈴木 元衛; 杉山 智之; 更田 豊志

no journal, , 

BWRにおける出力振動時の燃料挙動を明らかにするためNSRRにおいてこれを模擬した実験を実施した。JMTR照射燃料(JMH-8:初期濃縮度19.5%,燃焼度約19GWd/t)を用い、大気圧約90$$^{circ}$$Cの自然対流冷却条件下において周期約2秒で最大線出力約42$$sim$$88kW/mで7回の出力振動を与え、被覆管伸び,被覆管温度を測定した。その後、外観観察,直径測定,ガスパンクチャー試験を実施した。DNBの発生に伴い被覆管の酸化と変形が生じるものの、短時間のDNBでは燃料の健全性が損われないことを示した。

口頭

JMTRを使った軽水炉燃料及び材料照射試験,2; 燃料照射試験

塙 悟史; 扇柳 仁; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 高佐 明; 細山田 龍二; 中村 武彦

no journal, , 

高燃焼度化,最適運転サイクル対応,炉出力向上などの軽水炉利用の高度化のため、高効率・高負荷での運転が可能な高度化燃料の開発が進められている。こうした燃料の安全性を適切に評価して合理性や説明性の高い許認可を行うために国として必要となるデータを取得することを目的に、JMTRを用いて異常過渡を模擬した条件で燃料の破損限界等を調べる照射試験を実施する計画である。同計画では、出力急昇を伴う異常過渡時における燃料健全性を確認するための試験を、日本への導入が予定されているBWR10$$times$$10型燃料を対象に開始する。平成23年度に開始する照射試験に向け、装置整備や試験計画の詳細化等を進めるとともに、試験技術の高度化を目指した新しいタイプの照射キャプセルの検討を進めている。

口頭

Benchmark calculation of the PHITS code for neutron attenuation in iron and concrete on shielding experiments at proton accelerator facilities

松田 規宏; 岩元 洋介; 佐藤 達彦; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 古田 琢哉; 安部 晋一郎; 甲斐 健師; 細山田 龍二*; 岩瀬 広*; et al.

no journal, , 

Recently, PHITS (Particle and Heavy Ion Transport code System) was revised with respect to its intra-nuclear cascade models and the neutron cross section library. In order to validate the accuracy, benchmark calculations were carried out. With regard to the neutron attenuation in iron and concrete, experimental results were selected for this benchmark calculation. Monoenergetic neutrons of 68 and 138 MeV, and spallation neutrons by 2.83-GeV proton were used as a source. The calculated results both in iron and concrete by the PHITS code were in good agreement with the experimental results on the whole, while some overestimations about 2 times were observed in the result at 100-cm-thick iron, and at 100- and 150-cm-thick concrete for the 68 MeV neutron experiment. Only for the 68-MeV experiment, neutron attenuation in iron of the PHITS calculation tended to be larger than the measured one. On the other hand, neutron attenuation in concrete showed an opposite trend.

口頭

最新版PHITSの包括的なベンチマーク計算

岩元 洋介; 佐藤 達彦; 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; 細山田 龍二*; 仁井田 浩二*

no journal, , 

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、加速器遮蔽設計、医学物理計算など様々な目的で利用されている。本研究では、最新のPHITSバージョン2.82を用いて、核反応による粒子生成断面積(47ケース)、中性子輸送(6ケース)及び電磁カスケード(12ケース)に対するベンチマーク計算を実施した。その結果、陽子、中性子、重イオン等の100MeV以上の高エネルギー入射反応については、PHITSは実験値を概ね再現したのに対し、100MeV未満のエネルギー域ではPHITSが設定を推奨している核内カスケードモデルINCL4の適用範囲外のエネルギー領域であるため再現性が悪いことがわかった。この課題については、評価済み核データJENDL4.0/HEをPHITSに組み込むことで改善する予定である。また、100MeV以上の陽子入射反応からの核分裂成分の収率に対し、蒸発モデルGEMの高エネルギー核分裂過程の取り扱いの問題から実験値を再現しない場合があった。一方、電磁カスケードの計算値は実験値をよく再現した。本研究により、PHITSの様々な適用分野における計算精度を検証するとともに、現状の問題点を抽出でき、今後の効率的な改善の指針を得ることができた。

口頭

最新版PHITSの包括的なベンチマーク計算の紹介

岩元 洋介; 佐藤 達彦; 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; 細山田 龍二*; 仁井田 浩二*

no journal, , 

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、加速器遮蔽設計、医学物理計算など様々な目的で利用されている。本研究では、最新のPHITSバージョン2.82を用いて、核反応による粒子生成断面積(47ケース)、中性子輸送(6ケース)及び電磁カスケード(12ケース)に対するベンチマーク計算を実施した。その結果、陽子、中性子、重イオン等の100MeV以上の高エネルギー入射反応については、PHITSは実験値を概ね再現したのに対し、100MeV未満のエネルギー域ではPHITSが設定を推奨している核内カスケードモデルINCL4.6の適用範囲外のエネルギー領域であるため再現性が悪いことがわかった。また、陽子-リチウム核反応による中性子エネルギースペクトルは、INCL4.6において軽い核種の核反応を正確に記述できないため実験値を再現しなかった。これらの課題については、評価済み核データJENDL4.0/HEをPHITSに組み込むことで改善する予定である。一方、電磁カスケードの計算値は実験値をよく再現した。本研究により、PHITSの様々な適用分野における計算精度を検証するとともに、現状の問題点を抽出でき、今後の効率的な改善の指針を得ることができた。

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