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渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R. M.*; Hykes, J.*; Wemple, C. A.*
Nuclear Science and Engineering, 10 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.18(Nuclear Science & Technology)先進的格子計算コードCASMO5用の新しい核データライブラリをJENDL-5に基づいて作成した。JENDL-5では、従来の軽水炉解析に不可欠な多くの核種の核データが最新の評価に基づいて更新されている。新しいJENDL-5ベースのCASMO5ライブラリは、現行のCASMO5用ENDF/B-VII.1ベースのライブラリの核データを可能な限りJENDL-5に置き換えることにより作成された。本研究では、この新しいライブラリの検証と妥当性の確認を行った。OECD/NEA燃焼度クレジット臨界安全ベンチマークフェーズIII-Cに基づき検証を行い、計算されたk
及びBWR燃料集合体の燃料組成を報告されているベンチマーク結果と比較した。また、同じベンチマークモデルを用いてMCNP6.2の結果との比較も行った。さらに、TCA臨界実験と高浜3号照射後試験を検証に用いた。その結果、新しいライブラリは、軽水炉システムの反応度及び燃料組成の予測において、ENDF/B-VII.1ベースのライブラリと同等かつ良好な性能を示した。
渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1386 - 1396, 2023/11
被引用回数：3 パーセンタイル：95.99(Nuclear Science & Technology)使用済み燃料の核種組成を計算する燃焼計算は核データに大きく依存する。日本における最新の評価済み核データJENDL-5では多くの核種がJENDL-4.0から修正されており、その修正は燃焼計算に影響を及ぼす。本研究では、燃焼計算におけるJENDL-5の妥当性を確認した。検証には高浜3号機のPIEデータを使用した。JENDL-4.0からJENDL-5への例えば断面積や核分裂収率等のパラメータ変更が核種組成に与える影響を定量的に調査した。計算の結果、JENDL-5はJENDL-4.0と同程度の性能を有することがわかった。また計算結果から、アクチニド核種の断面積、核分裂収率、H
O中の水素の熱中性子散乱則データの変更がPWR使用済燃料の核種組成に影響を与えることが明らかになった。
須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大; 山根 祐一; 井澤 一彦; 長家 康展; 菊地 丈夫; et al.
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10
2011年の福島第一原子力発電所の事故により発生した燃料デブリの臨界安全性評価において採用される手法の妥当性を臨界実験で得られたデータに基づいて検証するため、NRAからの委託により原子力機構は2014年から関連研究開発プロジェクトを実施している。このプロジェクトにおいては、i)燃料デブリの臨界特性の網羅的計算とデータベース化(燃料デブリ臨界マップの開発)、ii)新しい連続エネルギーモンテカルロコードの開発、iii)臨界事故の評価、iv)臨界安全性評価手法の検証実験のための臨界集合体STACYの改良などが行われている。前回のICNC2019以降、本プロジェクトは2024年5月に正式運転を開始するSTACYの改造やパワースペクトルに準拠した空間ランダム分布を持つ物質の臨界計算に適したモンテカルロコード「Solomon」の開発で大きな進展があった。本発表では、この研究開発プロジェクトの全体像と各技術トピックの状況について紹介する。
渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10
2021年に公開された最新の日本の評価済み核データライブラリであるJENDL-5では、U-235を始めとした重核種や可燃性毒物として燃料に含まれるGd-155及びGd-157の断面積が修正されている。また、燃焼燃料の特性把握に必要不可欠な核分裂収率や崩壊データが全面的に見直されている。本研究では、JENDL-5の妥当性確認の一環として、これらJENDL-5において修正された核データが燃焼燃料の核特性に与える影響を調査した。BWRの9
9型STEP-3燃料に基づくOECD/NEA燃焼ベンチマークPhase III-CをJENDL-4.0とJENDL-5を用いて解析を行い、両者のkを比較した。その結果、JENDL-5は燃焼を通じてkを小さく評価し、12GWd/tのkのピークあたりで約600pcmの大きな差異が生じること、また20GWd/t以降は燃焼度の増加につれて差異が拡大し、50GWd/tで約600pcmに達することが分かった。また本研究では、核種毎にJENDL-4.0からJENDL-5に核データを入れ替えて計算を行うことで、kの差異にどの核種の核データが寄与しているかを調査した。
郡司 智; 荒木 祥平; 渡邉 友章; Fernex, F.*; Leclaire, N.*; Bardelay, A.*; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、臨界安全分野において長年のパートナーシップを築いている。今回の共同研究でIRSNとJAEAは、JAEAが更新する新しい臨界実験装置STACYを用いた共同実験を計画している。STACY実験の計画で両機関が使用するコード(MVP3, MORET6など)や核データ(JENDL, JEFF)を比較するため、両機関がかつて所有していた臨界集合体であるApparatus BとTCAのICSBEPハンドブックからのベンチマーク、新しいSTACYの計算モデルについて計算結果の比較が実施された。新STACYの計算モデルを含め、数種類の中性子減速条件と臨界水高さを含む計算を行い、その計算結果には、核データライブラリの処理や形式に起因すると思われるわずかな系統的な差異があった。しかし、新しいコードと新しい核データを含む計算結果は、概して実験値とよく一致することがわかった。したがって、双方の有する計算ツールを新STACYの実験設計に利用することに問題はない。加えて、JENDL-5に含まれる新しいTSLデータが実効増倍率に与える影響についても計算解析で調査した。これらの計算結果に対する実験的検証は、両研究機関共同による新STACYの臨界実験によって行われる予定である。
須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大
Proceedings of 20th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM22) (Internet), 5 Pages, 2023/06
1990年代以降計算機能力が向上して連続エネルギーモンテカルロコードが広く使用されるようになってから、どのような複雑な体系であっても必要なときに高精度な臨界計算が可能となり、臨界安全評価におけるハンドブック類の存在意義は大きく変化した。大量の計算をあらかじめ行ってデータを整理しておくことの価値は低下したため、1999年に第2版が公刊されて以降、過去四半世紀近く我が国では臨界安全ハンドブックの改訂は行われて来なかった。2011年に福島第一原子力発電所事故が発生した我が国では、複雑な構成元素を含む燃料デブリの輸送や貯蔵における臨界安全問題を取り扱う必要に迫られており、そのような複雑な物質の臨界安全管理のためのデータの整理が喫緊の課題となっている。また、燃焼度クレジットの分野では、事故の影響のために到達燃焼度の低い燃料集合体の輸送や貯蔵も課題となる。そして、連続エネルギーモンテカルロコードの入力となる核データは1990年代から数回改訂されてJENDL-5が2021年末から利用できるようになるなど、その取り入れも現場のニーズとして上がってきている。本報告では我が国における最新の臨界安全研究の概要と、輸送や貯蔵分野に適用することも可能な我が国における臨界安全ハンドブックの改訂計画について報告する。
渡邉 友章; 山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核分裂性溶液の沸騰を伴う臨界事故では、沸騰中に比較的高い核分裂出力が継続するため、放出される総核分裂エネルギーが高くなる傾向がある。このような場合において総核分裂エネルギーを推定するためには、沸騰中の核分裂出力変化を正確に模擬することが必要不可欠と考えられる。沸騰時の核分裂出力は、核分裂性物質の濃度や溶液の蒸発に伴う体積によって変化する。本研究では、長時間の沸騰における核分裂生成物濃度と体積の変化が総核分裂エネルギー推定に与える影響を調査した。改良準定常法に核分裂性溶液の蒸発を計算するモデルを導入し、沸騰中の出力変化を模擬した。3つのCRAC実験と1959年のIdaho Chemical Processing Plant(ICPP)臨界事故を解析した。その結果、沸騰時の濃度と体積変化を考慮して得られたエネルギー計算値は、エネルギー測定値をよく再現した。
外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。
渡邉 友章; 大久保 清志*; 荒木 祥平; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/09
The fuel debris produced by the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) is probably in a state of mixture of burned fuels with different burnups each other. In such a case, the mixing ratio of burned fuels in fuel debris would affect its criticality. This report shows computation results of criticality characteristics of fuel-debris compositions prepared by mixing nuclide compositions of burned fuels in various patterns based on a fuel loading pattern. The results indicate that fuel debris is potentially subcritical when 1-cycle fuels, whose average burnup is several GWd/t, are included homogeneously in fuel debris because remaining 
Gd and 
Gd in 1-cycle fuels works to reduce neutron multiplication. The results also indicate that 
Gd/
U ratio well characterize criticality of fuel debris.
Michel-Sendis, F.*; Gauld, I.*; Martinez, J. S.*; Alejano, C.*; Bossant, M.*; Boulanger, D.*; Cabellos, O.*; Chrapciak, V.*; Conde, J.*; Fast, I.*; et al.
Annals of Nuclear Energy, 110, p.779 - 788, 2017/12
被引用回数：65 パーセンタイル：99.16(Nuclear Science & Technology)SFCOMPO-2.0 is the new release of the NEA database of experimentally measured assays, i.e. isotopic concentrations from destructive radiochemical analyses of spent nuclear fuel samples, complemented with design information of the fuel assembly and fuel rod from which each sample was taken, as well as with relevant information on operating conditions and characteristics of the host reactors, which are necessary for the modelling and simulation of the isotopic evolution of the fuel during irradiation. SFCOMPO-2.0 has been developed and is maintained by the OECD Nuclear Energy Agency (NEA) under the guidance of the Expert Group on Assay Data of Spent Nuclear Fuel (EGADSNF) of the NEA Working Party on Nuclear Criticality Safety (WPNCS). In this paper, the new database is described. Applications of SFCOMPO-2.0 for computer code validation, integral nuclear data benchmarking, and uncertainty analysis in nuclear waste package analysis are briefly illustrated.
渡邉 友章; 鹿島 陽夫; 山根 祐一
no journal, ,
溶液燃料の沸騰を伴う臨界事故時の核分裂数評価手法の整備のため、希薄プルトニウム溶液体系の反応度温度係数・反応度ボイド係数の温度依存性を解析により調査した。その結果、沸騰時出力の評価精度について、温度依存性の考慮により10%程度の向上が期待できることが分かった。
渡邉 友章; 山根 祐一
no journal, ,
沸騰を伴う溶液燃料臨界事故の影響評価手法の整備に資するため、準定常法に沸騰によるウラン濃度と体積の変化を組み入れ、1959年のICPP臨界事故を解析した。この結果、臨界が終息するまでの時間と総核分裂数及び水分蒸発水量が文献値とよく一致した。
荒木 祥平; 渡邉 友章; 郡司 智; 外池 幸太郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所のデブリの臨界評価・管理に資するため、臨界リスク基礎データの整備・拡充を進めている。本発表では、多数の臨界特性解析作業の管理のために開発した臨界リスク基礎データベースの紹介をするとともにデータベースを活用して得られた燃焼度・装荷パターンを考慮した解析結果について報告する。
郡司 智; 渡邉 友章; 外池 幸太郎; 荒木 祥平
no journal, ,
臨界安全研究グループでは、サイクル施設の臨界安全性担保のために決定論的手法を用いた研究を行ってきた。一方、福島第一原子力発電所の廃炉作業では、これまでの臨界管理手法では対応できない。一時的に臨界超過になる確率とその影響を評価した上で、許容できるか否かリスクの考え方に基づいて判断し、作業を行うという新しい手法が求められている。このような研究課題に対し、燃料デブリの取りうる組成・性状を網羅した臨界リスク基礎データベースを開発整備している。その妥当性については、臨界実験装置STACYを改造の上、臨界実験によって確かめる。臨界事象によりどの程度の被ばく影響があるのかリスク管理ができるデータベースも構築している。燃料デブリは組成・密度の分布が乱雑であることが予想されているため、従来の解析計算では取り扱えない乱雑さを取り扱うための計算モデルを開発している。燃料デブリの燃焼度評価のため、軽水炉照射済燃料を用いた分析試験を実施している。
渡邉 友章; 菊地 丈夫; 外池 幸太郎; 須山 賢也
no journal, ,
燃焼計算コードの妥当性確認に必要な照射後試験データの拡充のため、大飯発電所4号機で先行照射された1717型高燃焼度燃料(約53GWd/t)から得られた9試料について、ペレット中の核種組成測定を実施した。SWAT4.0を用いた燃焼計算を行い、測定結果と比較した。
郡司 智; 渡邉 友章; 須山 賢也; 荒木 祥平; 福田 航大
no journal, ,
臨界安全研究グループでは、サイクル施設の臨界安全性担保のために決定論的手法を用いた研究を行ってきた。一方、福島第一原子力発電所の廃炉作業では、これまでの臨界管理手法では対応できない。一時的に臨界超過になる確率とその影響を評価した上で、許容できるか否かリスクの考え方に基づいて判断し、作業を行うという新しい手法が求められている。このような研究課題を解決するために当グループが取り組んでいる研究活動のうち、下記の研究トピックスを紹介する。(1)臨界マップデータベース、(2)STACY設工認支援、(3)STACY実験の具体的検討、(4)照射後試験(PIE)/燃焼解析
渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R.*; Hykes, J.*
no journal, ,
JENDL-5に基づくCASMO5用核データライブラリを作成し、TCA臨界実験及び高浜3号機PIEの解析を通じて現行のENDF/B-VII.1ライブラリとの比較を行い、その妥当性を確認した。ライブラリ作成では、断面積に加え崩壊データや核分裂収率など、ENDF/BVII.1に基づくデータが可能な限りJENDL-5のデータで置き換えられた。TCA臨界実験解析の結果、全ての実験ケースでJENDL-5ライブラリの方がENDF/B-VII.1ライブラリよりわずかに実効増倍率を大きく評価する傾向が見られ、この傾向はMVP3.0を用いた同様の解析でも確認された。PIE解析では、ENDF/B-VII.1ライブラリとほぼ同等の解析結果が得られ、またCsなど一部の核種ではC/E値の改善が見られた。
渡邉 友章; 植木 太郎; 須山 賢也
no journal, ,
原子力機構が開発中のモンテカルロソルバーSolomonは、燃料デブリの臨界評価を目的とした多種物質乱雑体系での臨界計算が可能である。本研究では、Solomonを用いて数種類の燃焼燃料が乱雑に分布する体系での臨界量解析を実施した。その結果、燃料組成の乱雑さにより臨界量に有意なばらつきが生じることを確認した。得られた臨界量は正規分布に近い形で分布しており、燃料組成の乱雑さを考慮した臨界量とその不確かさを、臨界量平均値及び標準偏差の形で評価できる見通しを得た。
Oの熱中性子散乱則の影響比較多田 健一; 渡邉 友章; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
no journal, ,
様々な減速材温度におけるJENDL-5と他のライブラリのH in HOの熱中性子散乱則の影響の比較のため、PWRの単ピンセル体系を対象に、様々な減速材温度での評価済み核データライブラリ毎の無限増倍率を比較した。その結果、減速材温度によって従来の評価済み核データライブラリであるJENDL-4.0やENDF/B-VII.1とJENDL-5との差異が減速材温度によって異なることが分かった。この差異は減速材温度係数に影響を与える可能性がある。しかし、高温のH in HOの断面積や角度分布・二次エネルギー分布を対象とした実験データはほとんどないため、ライブラリの良し悪しを判断することは困難である。H in HOの熱中性子散乱則データの精度向上のためには、高温での実験データの取得が望まれる。
Nguyen, H.; 渡邉 友章; 郡司 智; 須山 賢也
no journal, ,
JENDL-4.0とJENDL-5を用いたSTACY更新炉の解析において中性子実行増倍率に有意な差が示された。この差の理由は新STACYの実験計画にとって本質的な問題となる。本研究の目的は、この差異に大きく寄与する核種、反応、及びエネルギー領域を示すことである。本研究ではSerpentコードを用いて調査を行った。この不一致に大きく寄与する核種を特定するために、各核種についてJENDL-5をその他についてはJENDL-4.0を用いてSTACY更新炉の反応度を評価した。影響の大きい反応の種類とエネルギー領域を示すために、寄与の大きい核種の各反応について、実効増倍率の感度係数とJENDL-4.0とJENDL-5の断面積の差の乗算により実効増倍率の相対変化を求めた。計算の結果、U-235, U-238, O-16, H-1及び熱中性子散乱ライブラリーがJENDL-4.0とJENDL-5による新しいSTACY解析の差に大きく寄与することが示された。
渡邉 友章; 菊地 丈夫; 糟谷 優太*; 野村 拓朗*; 須山 賢也
no journal, ,
原子力機構では使用済燃料の核種組成等の評価のための燃焼計算コードシステムSWAT4を開発・整備している。これまでSWAT4の妥当性確認等のため、JENDL-4.0断面積データを用いて様々な照射後試験(PIE)解析が実施されてきた。本研究では、新たに公開されたJENDL-5断面積データを用いて過去に実施されたPIE解析を実施し、JENDL-5に変更したことによる解析結果の変化や、対象とするPIEデータの炉系や燃料タイプによる結果の差異を確認した。解析の結果、JENDL-5による核種組成のC/E値は炉系や燃料タイプによる大きな傾向の違いは見られず、どの炉系・燃料タイプの結果も概ねJENDL-5とJENDL-4.0で同程度の解析精度となることが分かった。また、JENDL-4.0からJENDL-5への断面積の更新によるC/E値への影響として、Pu-238、Am-241及びCs-133の捕獲断面積等の更新によりPu-238やAm-241、Cs-134等のC/E値に有意な変化が見られたが、炉系や燃料タイプによる大きな傾向の違いはなかった。また、測定値との差異の改善の有無についてはPIEサンプルに大きく依存する結果となった。
