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JENDL委員会 リアクター積分テストワーキンググループ
JAEA-Data/Code 2023-004, 132 Pages, 2023/06
JAEA-Data-Code-2023-004.pdf:11.99MB
JAEA-Data-Code-2023-004-appendix(CD-ROM).zip:566.51MB
JENDL委員会リアクター積分テストワーキンググループでは、活動の一環として、JENDL-5の原子炉核特性計算に対する性能を評価・検証するためのベンチマーク・データ集を整備し、2017年にはJAEA-Data/Code2017-006を成果報告書として発行した。その後もJENDL委員会の協力の下、日本原子力研究開発機構において精力的に当該データ集の整備・拡張を図り、これらの成果は、JENDL-5の信頼性の向上に寄与した。本成果報告書は、同成果を取りまとめたものであり、今後の核データライブラリ開発のみならず、公開済みの各種核データライブラリの積分検証において広く活用されることが期待される。
JENDL委員会 Shielding積分テストワーキンググループ
JAEA-Research 2021-015, 86 Pages, 2022/03
JAEA-Research-2021-015.pdf:6.15MB
2010年5月に日本の核データライブラリJENDLは大幅な改訂が行われ、JENDL-4.0として公開された。そこで、日本原子力研究開発機構(原子力機構)JENDL委員会Shielding積分テストワーキンググループではJENDL-4.0の精度検証のため、遮蔽分野、核融合分野でのJENDL-4.0のベンチマークテストを行った。対象としたベンチマーク実験は、1)原子力機構FNSでのDT中性子入射体系内実験、TOF実験、2)大阪大学OKTAVIANでのDT中性子入射TOF実験、3)ロシアIPPEでのDT中性子入射アルミ、鉄、ニッケル、鉛実験、4)米国ORNLTSFでの鉄、ステンレス鋼実験、5)イギリスWinfrithでのASPIS鉄実験、6)ドイツKfKでの
Cf中性子源を用いた鉄実験、7)米国NISTでのCf中性子源を用いた鉄実験である。解析ではモンテカルロコードMCNP4、MCNP5及びSnコードANISN、DOT3.5あるいはDORTを用い、核データライブラリはJENDL-3.3、JENDL-4.0を中心に使用した。解析の結果、JENDL-4.0ではJENDL-3.3で指摘された問題点等が修正され、JENDL-4.0を用いると実験との一致が良くなることが示された。
JENDL委員会 共分散データ活用促進ワーキンググループ
JAEA-Review 2021-014, 139 Pages, 2021/09
JAEA-Review-2021-014.pdf:3.87MB
JENDL委員会の共分散データ活用促進WGでは、(1)定量化されていない、もしくは定量化できていない不確かさを抽出すること、(2)定量化されていても、その根拠が希薄な不確かさを抽出すること、(3)共分散データの信頼性を担保する具体的な方法を考えること、(4)共分散データの活用を促進するために、核データの測定・評価・応用の各分野において行うべきアクションを考えること、(5)JENDLとして共分散データをどのような位置付けで扱うことが望ましいか考えることの計5項目を目標に3年間の活動を行った。本報告書は、ここで述べた5項目へのWGとしての回答をまとめたものである。本報告書では、まず核データの不確かさに関する基本的情報を整理し、続いて測定・評価・応用の各分野における共分散データの評価・利用の現状と課題を検討した。さらに、共分散データの信頼性を担保するためのいくつかの具体的な方法を提案した。そして、本WG活動のまとめ的な位置付けとして、評価済み核データファイルに与えられる共分散データとはどのようなものであるべきか、また、それを利用する際にユーザがどのような点に留意すべきか、について提言を行った。
シグマ委員会Shielding積分テストワーキンググループ(2006-2010年度)
JAEA-Research 2018-017, 72 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-017.pdf:3.62MB
評価済核データライブラリJENDL-3.3における中性子及び
線生成データの積分テストを遮蔽ベンチマークにより実施した。シグマ委員会で確立した積分ベンチマーク解析に対する評価手法が、22種の中重核及び化合物(リチウム, 酸素, フッ化リチウム, テフロン, ナトリウム, アルミニウム, Li
AlO
, LiAlO, ケイ素, 炭化ケイ素, チタン, LiTiO, バナジウム, 塩素, マンガン, 鉄, コバルト, ニッケル, SS304, 銅, ヒ素, セレン, ジルコニウム, LiZrO, ニオブ, モリブデン, タングステン, 水銀)からなる28物質のベンチマークテストが行われた。遮蔽ベンチマーク計算は、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPや多群離散座標コードANISN, DORTやTORTを使って実施された。積分ベンチマーク結果の比較のために、JENDL-3.2, ENDF/B-VI, EFF-2, FENDL-1, FENDL-2を使って同様の計算を実施した。これらにより、JENDL-3.3は遮へい評価に対し、全体的に十分な性能を有しており、JENDL-3.3から計算した断面積ライブラリは核分裂炉や核融合炉への遮蔽応用に有効であることを確認した。
JENDL委員会 リアクター積分テストワーキンググループ
JAEA-Data/Code 2017-006, 152 Pages, 2017/05
JAEA-Data-Code-2017-006.pdf:13.46MBJAEA-Data-Code-2017-006(errata).pdf:0.07MBJAEA-Data-Code-2017-006-appendix1(CD-ROM).zip:115.88MBJAEA-Data-Code-2017-006-appendix2(CD-ROM).zip:110.88MB
次期JENDLの軽水炉臨界性に対する性能を評価・検証するために、公開データベースであるOECD/NEAのICSBEPハンドブック及びIRPhEPハンドブックを活用して、ベンチマークデータ集を整備した。本データ集の特徴は以下の通りである。(1)公開データベースのドキュメント及びその関連情報について、技術的に妥当な評価がなされているかレビューし、JENDL-4.0による解析結果も勘案しながら、次期JENDL開発のための推奨ベンチマークデータセットを選定した。(2)MOX燃料を用いた臨界データについて、燃料中のPuO粒子による非均質反応度を可能な限り忠実に計算するため、モンテカルロコードを用いた有限燃料ピンバンドルモデルを新たに開発し、これを用いて、今回検討対象とした全MOX実験を横並びで評価した。(3)核データにおけるライブラリ間の差異が中性子実効増倍率に与える影響を分析するツールとして一次元燃料ピンセルモデルに基づく感度解析手法を導入し、現時点で最新である世界の3大ライブラリを用いて、その具体的な適用例を与えた。
ISTC/STCU福島イニシアチブ技術評価委員会会合事務局; ISTC/STCU福島イニシアチブ技術評価委員会
JAEA-Conf 2016-003, 107 Pages, 2016/07
平成27年11月5日-6日の2日間にわたり「福島および周辺環境における長期モニタリングと環境回復に関する特別研究」についての国際科学技術センターおよびウクライナ科学技術センター技術評価委員会最終会合を東京都内において開催した。本論文集にはそこで行われた報告のうちから、別途論文として投稿されるものを除いて収録している。
ISTC/STCU福島イニシアチブ技術評価委員会会合事務局; ISTC/STCU福島イニシアチブ技術評価委員会
JAEA-Conf 2016-002, 111 Pages, 2016/06
平成27年11月5日-6日の2日間にわたり「福島および周辺環境における長期モニタリングと環境回復に関する特別研究」についての国際科学技術センターおよびウクライナ科学技術センター技術評価委員会最終会合を東京都内において開催した。本論文集にはそこで行われた報告のうちから、別途論文として投稿されるものを除いて収録している。
国際拠点化推進委員会
JAEA-Review 2015-025, 28 Pages, 2015/10
JAEA-Review-2015-025.pdf:1.58MB
外国人の受入環境整備をはじめとして、国際拠点化に関する方向性及び改善策を検討するため、2010年「国際拠点化推進委員会」を設置した。その後2年間の活動をまとめた報告書(2012年12月: JAEA-Review 2012-054)では、本委員会で検討した国際拠点化に向けた現状の課題とその解決への提言、及び機構職員自らが世界を意識して活動していくために今後検討すべき課題について記載し、広く周知した。本報告書は、それらの提言を受け、外国人研究者等の多い研究開発拠点の状況にあわせて設置されたローカルチームの、2013年から2014年の2年間における、それぞれの拠点での活動を中心にまとめたものである。
再処理プロセス・化学ハンドブック検討委員会
JAEA-Review 2015-002, 726 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2015-002.pdf:43.63MBJAEA-Review-2015-002(errata).pdf:0.21MB
「再処理プロセス・化学ハンドブック」を新たに改訂し、第3版としてまとめた。作業にあたって国内の大学や企業の有識者からなる再処理プロセス・化学ハンドブック検討委員会を組織し、意見交換を行いながら文献の調査と執筆を進めた。本ハンドブックの目的は従来から変わることはなく、ウラン燃料、MOX燃料の利用とそのリサイクルのため、今後の湿式再処理分野の課題に向けた取り組みの一つとして、プロセスと関連する化学の基礎情報をまとめたデータベースを整備したものである。
JRR-3中性子ビーム利用推進委員会 試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォース
JAEA-Review 2014-054, 43 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2014-054.pdf:6.57MB
JRR-3は改造後25年が過ぎたこともあり、次期研究用原子炉の在り方を検討する時期に来ている。研究炉加速器管理部では、JRR-3中性子ビーム利用推進委員会の下に試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォースを組織し、日本中性子科学会の報告書に基づく将来の中性子ビーム利用のニーズ動向を調査した。本報告書は、同タスクフォースで調査した結果をもとに次期研究用原子炉の在り方をとりまとめたものである。
JENDL委員会 JENDL開発検討小委員会
JAEA-Review 2014-046, 38 Pages, 2015/01
JAEA-Review-2014-046.pdf:2.45MB
評価済核データライブラリJENDLの今後の開発について議論するため、平成25年度にJENDL委員会の下にJENDL開発検討小委員会が設立され、一年弱活動した。JENDL開発者, 利用者, 核データ測定者から委員が選ばれ、それぞれの視点からJENDLの課題と対策について意見を出し合い、今後のJENDL開発の方向性について議論した。本報告はその答申書であり、現在のJENDLの置かれた状況を踏まえつつ、JENDLの課題及び今後の指針についての議論の結果を述べる。
もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会
JAEA-Evaluation 2014-005, 275 Pages, 2014/11
JAEA-Evaluation-2014-005.pdf:134.4MB
原子力規制委員会は2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所の事故を踏まえ、ナトリウム冷却高速炉等の研究開発段階発電用原子炉を対象とした重大事故を考慮した新規制基準を2013年7月に定めた。この基準については、パブリックコメント等を踏まえ再度見直しをすることとしているが、日本原子力研究開発機構はこれまでの知見を活かし、独自に「高速増殖原型炉もんじゅに関する重大事故を含む安全確保の考え方」を構築すべく、高速増殖炉の技術及び安全性評価に精通した専門家により「もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会」を設置し、科学的・技術的知見に基づき、検討することとした。本報告書は、委員会として高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方について重要な論点事項を本委員会として整理し、適切に対策を講じなければならない16の要求をまとめたものである。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2014-006, 38 Pages, 2014/06
JAEA-Data-Code-2014-006.pdf:14.71MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六フッ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽、処分制限財産品を除く)の撤去、その後給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト、廃液配管の一部、電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成24年度に実施した使用済流動媒体貯槽の撤去作業の解体実績評価に用いる基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
山野 秀将; 「第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア」特別専門委員会*
日本原子力学会誌ATOMO
, 55(10), p.587 - 591, 2013/10
第4世代ナトリウム冷却高速炉に対する安全設計要求の国際的な調和を図るため、第4世代原子炉に係る国際フォーラム(GIF)では、安全設計クライテリア(SDC)を構築することとした。そこで、日本原子力学会では特別専門委員会を組織し、SDC素案に対する検討を重ね、第4世代炉の安全確保に関する重要な論点を抽出するとともに、その考え方を分析・整理した。同委員会での検討結果は、GIFに設置されたSDCタスクフォースへの我が国からの提案に反映され、その後の多国間での議論を経てまとめられた。本稿では、SDC構築のアプローチ、SDCの概要および主要な論点についての考え方を解説する。
国際拠点化推進委員会
JAEA-Review 2013-014, 36 Pages, 2013/07
JAEA-Review-2013-014.pdf:1.58MB
世界的な原子力を取り巻く環境の中で、国際基準作成への貢献やアジアの人材育成など日本原子力研究開発機構(以下、機構という。)が果たすべき役割が増してきている。機構では最先端施設を核として世界の優秀な研究者を集結し、我が国の科学技術競争力を高めるとともに国際貢献を果たすべく、「国際拠点化」を推進してきた。さらに、外国人の受入環境整備をはじめとして、国際拠点化に関する方向性、改善策を検討するため、「国際拠点化推進委員会(Committee for JAEA Internationalization Initiative)」を設置した。本報告書では、本委員会で検討した国際拠点化に向けた現状の課題とその解決への提言、並びに機構職員自らが世界を意識して活動していくために今後検討すべき課題について記載する。
日本保健物理学会「暮らしの放射線Q&A活動委員会」*
専門家が答える暮らしの放射線Q&A, 396 Pages, 2013/07
福島第一原子力発電所事故(以下、「福島事故」という)による放射性物質の放出に伴う人々の不安に答えるため、インターネットを通して放射線・放射能に関する正しい情報を多くの人々に発信してきた。事故直後は、日本保健物理学会のボランティアが中心となって、「専門家が答える暮らしの放射線Q&A」(以下、「暮らしの放射線Q&A」という)ウエブサイトを立ち上げ、投稿者から寄せられた質問に一つ一つ丁寧に回答してきた。2011年8月には、当学会に「暮らしの放射線Q&A活動委員会」が正式に発足し、これ以降、学会の責任のもとで、暮らしの放射線Q&Aウエブサイトを用いた一般公衆へのリスクコミュニケーションを実施している。本書は福島事故直後から約1年間の期間に当ウエブサイトに寄せられた質問から約100問程度抽出し、その回答をわかりやすく整理して製本化したものである。
国際拠点化推進委員会
JAEA-Review 2012-054, 28 Pages, 2013/03
JAEA-Review-2012-054.pdf:1.71MB
世界的な原子力を取り巻く環境の中で、国際基準作成への貢献やアジアの人材育成など、日本原子力研究開発機構(以下、機構という。)が果たすべき役割が増してきている。機構では最先端施設を核として世界の優秀な研究者を集結し、我が国の科学技術競争力を高めるとともに国際貢献を果たすべく、「国際拠点化」を推進してきた。さらに、外国人の受入環境整備をはじめとして、国際拠点化に関する方向性、改善策を検討するため、「国際拠点化推進委員会(Committee for JAEA Internationalization Initiative)」を設置した。本報告書では、本委員会で検討した国際拠点化に向けた現状の課題とその解決への提言、並びに機構職員自らが世界を意識して活動していくために今後検討すべき課題について記載する。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2012-026, 78 Pages, 2013/01
JAEA-Data-Code-2012-026.pdf:26.08MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽,処分制限財産品を除く)の撤去、平成26年度までに給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト,廃液配管の一部,電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成23年度の解体実績評価に用いる作業日報の内容,解体物,二次廃棄物発生状況の基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Technology 2012-005, 64 Pages, 2012/04
JAEA-Technology-2012-005.pdf:6.26MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽,処分制限財産品を除く)の撤去,平成26年度までに給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト,廃液配管の一部,電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成23年度上半期の実績工程,廃止措置方法,写真による廃止措置経過,部屋・作業員種別ごとの作業人工実績,解体物・二次廃棄物の発生状況についてまとめたものである。
製錬転換施設廃止措置成果編集委員会
JAEA-Data/Code 2011-012, 216 Pages, 2011/10
JAEA-Data-Code-2011-012.pdf:4.22MB
人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽,処分制限財産品を除く)の撤去、平成26年度までに給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト,廃液配管の一部,電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成22年度の解体実績評価に用いる作業日報の内容,解体物,二次廃棄物発生状況の基礎情報をデータ集としてまとめたものである。
