LASSO reconstruction scheme to predict radioactive source distributions inside reactor building rooms; Practical applications

町田 昌彦; Shi, W.*; 山田 進; 宮村 浩子; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司; 青木 勇斗; 伊藤 倫太郎; 山口 隆司; et al.

Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 11 Pages, 2023/02

In order to find radioactive hot spots inside reactor building rooms from structural data together with air dose rate measurement data, Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO) has been recently suggested as a promising scheme. The scheme has been examined in simplified room models and its high estimation feasibility has been confirmed by employing Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) as a radiation simulation code. In this paper, we apply the scheme to complex room models inside real reactor buildings. The target rooms are pool canal circulation system room and main circulation system room in Japan Materials Testing Reactor (JMTR) at Oarai area, Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In these real rooms, we create STL format structural data based on Computer Aided Design (CAD) models made directly from their point group data measured by laser scanning devices, and we notice that the total number of their surface meshes in these real rooms reaches to the order of 1 million. Then, this order of the mesh number clearly indicates that one needs a simplified radiation simulation code considering only direct transmission of gamma ray as a radiation calculation instead of PHITS demanding high computational costs. By developing such a simplified code and customizing it to perform LASSO scheme, we consequently confirm that LASSO scheme driven by the simplified simulation can also successfully predict unknown radioactive hot spots on real structural models.

Development of a Method for Evaluation of Pin-wise Power Distribution in Fuel Assemblies of Fast Reactors

山岡 光明*; 川島 正俊*; 山口 隆司; 高下 浩文

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(10), p.983 - 991, 1997/10

https://doi.org/10.1080/18811248.1997.9733774

高速炉の燃焼度や線出力等の炉心性能向上に対応して、燃料集合体内の出力分布や燃焼履歴の評価精度を向上させることは、適切な設計余裕のもとで燃料の健全性を確保するために重要である。本研究では、拡散方程式の解析解に境界条件を与えて集合体内の燃料ピン毎の出力分布や燃焼履歴を詳細に評価する方法について検討を行った。高速炉炉心へ適用した結果、燃料ピン毎の出力分布が得られる詳細メッシュ有限差分全炉心計算の結果と比較しいて、本手法による結果は良い精度を示した。この結果をもとに、燃料ピン毎の燃焼計算を行った結果、末期のピーキング係数や燃焼度に高意な影響があり、燃料ピン毎に燃焼計算することが重要であることがわかった。特にピーキング係数が大きくなる実証炉等の大型バンドルに有効であると考えられる。また、本手法により燃焼予測結果を照射後試験結果と比較することにより、燃焼特性予測精度の向上に役立てることができる。

ATR中小破断事故解析コードーLOTRAC/HEATUP-

山口 隆司

PNC TN1410 97-029, 65 Pages, 1997/08

PNC-TN1410-97-029.pdf:1.26MB

新型転換炉(ATR)の安全評価事象である「原子炉冷却材喪失」の内、中小破断事故に分類される事象における熱水力過渡変化及び燃料温度過渡変化の評価では、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC及び燃料温度詳細解析コードHEATUPをそれぞれ用いている。ここでは、中小破断事故解析時に使用する各コード間の関係(解析フロー)及び各コードの解析モデルを示す。1.1解析コード体系安全評価のための冷却材喪失事故(以下LOCAという)解析コードシステムは、ATRの大破断時熱水力過渡変化解析コードSENHOR、中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRAC、燃料温度解析コードHEATUP及び炉心再冠水特性解析コードFLOODから構成され、中小破断事故解析にはLOTRAC及びHEATUPを用いた一連の解析により安全評価を行う。LOTRACは、非常用炉心冷却設備(以下ECCSという)作動特性を考慮してブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析すると同時に、原子炉熱出力変化特性も解析する。なお、プラント制御系による影響を考慮した解析も可能としている。LOTRACから得られた熱水力学的挙動のデータ及びECCS注水特性挙動データから得られる燃料被覆管温度ターンアラウンド開始時間、ターンアラウンド後の熱伝達率等を基に、HEATUPにより、燃料要素の詳細な温度変化を解析し、燃料被覆管最高温度及び被覆管酸化量を求める。1.2解析コード1.2.1LOTRACコード中小破断時総合熱水力過渡変化解析コードLOTRACは、中小破断時における長時間の解析用に開発されたコードであり、ブローダウン時の原子炉冷却設備内の熱水力学的な挙動及び燃料の温度挙動を解析する。

ATR原子炉格納容器内圧力解析コード-CONPOL-

山口 隆司

PNC TN1410 97-028, 14 Pages, 1997/07

PNC-TN1410-97-028.pdf:0.28MB

新型転換炉(ATR)の安全評価事象の内、「事故」の「原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化」に分類される事象における格納容器内の圧力、温度の評価には、原子炉格納容器内圧力解析コードCONPOLを用いている。ここでは、解析コードの機能及び解析モデルを示す。1.1解析コード本コードは、原子炉冷却材喪失事故が発生した場合における高温高圧の冷却材流入による格納容器内圧力上昇、温度上昇を評価する。そのため、本コードは下記の計算機能を有している。(1)原子炉冷却設備からのブローダウン量(2)原子炉冷却設備からの放熱(3)格納容器壁への蒸気凝縮熱伝達(4)格納容器スプレイ系によるスプレイ冷却効果1.2解析モデル本コードでは、原子炉冷却設備、格納容器、蒸気放出プールをモデル化し、それぞれに対し質量保存の式、エネルギ保存の式を基礎に、圧力、温度及び質量変化を求めている。

Neutronics analysis of a duples-type Mox-Gd fuel in ATR

山口 隆司; 周治 愛之; 植松 真一

Proceedings of ANS Topical Meeting on Advances in Nuclear Fuel Management II, 0 Pages, 1997/00

原子力発電の経済性を向上させるためには、高燃焼度化の達成が不可欠である。このためには、燃料中の核分裂性物質濃度を高める必要があるが、これにより燃焼却期の燃焼反応度が上昇してしまう。この対応策として、燃料中にカドリニウム(Gd)を添加することが有効な方策であり、既にウラン燃料では実用化されている。一方、プルトニウムを軽水炉で使用する計画が進められており、ここでも高燃焼度化の要求、プルトニウムの有効利用の観点から、MOX燃料中にGdを添加することが予想される。事業団では、デュプレックスタイプのMOX-Gd燃料を開発している。デュプレックスMOX-Gd燃料は、燃焼初期の燃焼反応を抑制するだけでなく、局所出力ピーチング係数とGdで添加しないMOX燃料とほぼ同等となるような設計も可能である。本発表では、「ふげん」にデュープレックスMOX-Gd燃料を用いた場合の核特性解析結果について報告する。

A Method for evaluation of fuel pin-wise power distribution in fast reactors

高下 浩文; 山口 隆司

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00

燃焼度や線出力等の炉心性能向上に対応して、燃料集合体内の出力分布や燃焼履歴の評価精度を向上させることは、燃料の健全性、寿命評価の観点から重要である。本研究では、Green関数を用いた拡散方程式の解析解に境界条件を与えて集合体内の燃料ピン毎の出力分布や燃焼履歴を詳細に評価する方法について検討した。高速炉炉心へ適用した結果、燃料ピン毎の出力分布が得られる詳細メッシュ有限差分全炉心計算の結果と比較して、本手法による結果は良い精度を示した。また、燃料ピン毎の燃焼計算を行った結果、末期のピーキング係数や燃焼度に有意な影響があり、燃料ピン毎に燃焼計算することが重要であることがわかった。このことから、本手法により集合体内との比較により、燃焼特性予測精度の向上に役立てることができる。

一次元輸送燃焼計算コード「BISON」の整備 -核分裂・核融合ハイブリット炉設計用コードの整備-

山口 隆司; 羽賀 一男; 大坪 章

PNC TN9520 91-016, 107 Pages, 1991/08

PNC-TN9520-91-016.pdf:3.33MB

核分裂・核融合ハイブリッド炉(以下,「ハイブリッド炉」と略す。)では,核融合(D-T反応)により14MeVの中性子を放出する。また核融合による発生エネルギー当り中性子放出個数は,核分裂の場合より約4倍多い。この高いエネルギーを持ち多量に放出される中性子を利用し,周辺のブランケット部で親物質を使った電力生産や核燃料生産,さらにTRUの消滅処理を行うことができる。このようにハイブリッド炉は実用化すると核燃料サイクル全体に与える影響が大きい。そのため,今からハイブリッド炉の特性を把握しておくこと,それに止まらず積極的にその実現の可能性を探り,研究開発の見通しを得ておくことは,動燃事業団でつちかった新型炉開発技術,燃料開発技術をさらに発展させ,原子力開発に新たな面から寄与する途を開く上で重要である。ハイブリッド炉解析用に開発され公開されている計算コードとしては,一次元輸送燃焼計算コード「BISON」がある。しかし,これまでのBISONではTRU消滅型ハイブリッド炉の設計計算を行うにはTRU核種についての断面積,燃焼チェーン等のデータが不足していた。そこで今回これらのデータを,核データライブラリJENDL-3からBISONに追加した。また,BISONにグラフィク出力機能を持たせ,照射量に対する元素別の原子個数密度や実効増倍率の変化のグラフが得られるようにした。本報告書は,改修されたBISONの機能を説明し,その取り扱い方を述べたものである。

A METHOD FOR CALUCULATING POWER DISTRIBUTION IN FUEL ASSEMBLY

山口 隆司; 川島 正俊*

International Conference on Mathmatics and Computations,Reactor Physics,and Environmental Analysis, , 

高速炉の高燃焼度化に向けて、燃料集合体内の出力分布の評価精度を向上することは燃料の健全性・寿命評価の観点から重要である。本研究では、Green関数に基づいた拡散方程式の解析解に境界条件を与えて集合体内の出力分布を評価する手法について、多群エネルギー化等の詳細化や炉心計算からの境界条件の与え方の検討を行うとともに、高速炉炉心へ適用し、その精度検証を行った。比較すべき基準結果を得るために、ピンごと出力分布が得られる詳細メッシュ有限差分による全炉心計算を実施した。基準結果との比較により、本手法により炉心部で0.5%、ブランケットで5%の精度でピンごと出力を求められ、従来より大幅に精度を向上できることがわかった。

LASSO reconstruction scheme to predict radioactive source distributions inside reactor building rooms; Outline of R&D project

鈴木 政浩; 青木 勇斗; 町田 昌彦; 伊藤 倫太郎; 川端 邦明; 山口 隆司; 岡本 孝司

no journal, , 

In this paper, we overview the R&D project and present key results obtained since last fiscal year. Particularly, we show that the core scheme of the protype system, i.e., LASSO scheme to inversely estimate hot spots actually works in Pool-canal circular operation (PCO) room of JMTR selected as a test field prior to applying it to 1F. In addition to the scheme verification, the present status of measurement technique developments is also presented. Their all results suggest that the project is successful, and furthermore, it is expected that this system is applicable to the future operations to improve the radiation environments inside 1F buildings.

R&D project to estimate radioactive source distributions inside reactor building rooms; Overview and key results

鈴木 政浩; 町田 昌彦; 山口 隆司; 宮村 浩子; 山田 進; 岡本 孝司; 長谷川 幸弘*; 吉田 亨*; Wei, S.*

no journal, , 

In order to promote decommissioning in 1F, it is crucial to find out strong radioactive hot spots inside reactor building rooms based on environmental measurement data composed of structural surface model data and distribution data of air dose rates. Such hot spot prediction allows to reduce radiation risks of persons working inside 1F and consequently to safely construct access routes to remove fuel debris. We introduce a new scheme to inversely estimate radioactive source distributions using LASSO. The scheme is composed of multiple steps, e.g., one of the most essential steps is to select measurement points of air dose rates. In addition, we develop the other engines calculating 3D distributions of air dose rates from the estimated source distributions together with a tool simulating virtual countermeasures and visualizing various outputs of the above engines in 3D space. In the present paper, we overview R&D project to integrate the above three engines.