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論文

Thermally altered subsurface material of asteroid (162173) Ryugu

北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.

Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03

 被引用回数:30 パーセンタイル:96.87(Astronomy & Astrophysics)

2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300$$^{circ}$$Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200$$^{circ}$$Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,2; NUMO-JAEA共同研究報告書(2012年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 早野 明; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2013-037, 455 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-037.pdf:42.0MB

原子力機構(JAEA)及び原子力発電環境整備機構(NUMO)は、平成24年度に引き続き、JAEAがこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に直接適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくことを目的として、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて検討した。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討については、平成24年度に引き続き、結晶質岩を対象とした地下水移行時間の評価ツリーを拡充するとともに、新たに堆積岩を対象とした評価ツリーを作成した。(2)シナリオの構築に関する検討については、平成24年度の状態設定手順を実務的な観点から見直し、緩衝材を対象として試行した。また、安全機能への不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討については、母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の条件変換手法を含む設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。さらに、溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化; NUMO-JAEA共同研究報告書(2011年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 早野 明; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2012-032, 298 Pages, 2012/09

JAEA-Research-2012-032.pdf:33.68MB

原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。

報告書

研究用原子炉JRR-4を用いた運転実習及び原子炉物理実験

横尾 健司; 堀口 洋徳; 八木 理公; 永冨 英記; 山本 和喜; 笹島 文雄; 大山 光樹; 石黒 裕大; 佐々木 勉; 平根 伸彦; et al.

JAEA-Technology 2007-018, 104 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-018.pdf:5.92MB

JRR-4(Japan Research Reactor No.4)では、旧原子炉研修所における研修の一環として、1969年から原子炉運転実習を開始した。その後徐々に内容を拡充し、現在では原子炉の運転実習,制御棒校正実験,各種特性測定等を実施している。今日に至るまで延べ1700名を超える国内外の原子力技術者養成に貢献してきた。JRR-4はゼロ出力から定格出力である3500kWまで多岐に渡る実験が可能であるため、臨界実験装置で行われる臨界近接,制御棒校正,反応度測定といったゼロ出力近傍での実験に限らず、キセノン効果,温度効果,熱量測定による出力校正といった高出力運転が必要な実験にも対応することができる。本書はJRR-4において実習に用いている要領書を基本に、運転実習及び原子炉物理実験のテキストとしてとりまとめたものである。

報告書

JRR-4低濃縮ウランシリサイド燃料炉心の特性試験

平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.

JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB

JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。

論文

高レベルガラス固化体の性能評価に関する研究; 現状と信頼性向上にむけて

稲垣 八穂広*; 三ツ井 誠一郎*; 牧野 仁史*; 石黒 勝彦*; 亀井 玄人*; 河村 和廣*; 前田 敏克; 上野 健一*; 馬場 恒孝*; 油井 三和*

原子力バックエンド研究, 10(1-2), p.69 - 84, 2004/03

地層処分における高レベルガラス固化体の性能評価の現状について総説した。ガラス固化体の水への溶解及び核種浸出に関する現象理解は過去20-30年で大きく進展し、現時点で保守的な性能評価は可能であると考えられる。しかしながら、評価の信頼性向上の観点からは、長期の処分期間におけるガラス溶解反応メカニズムや各国で異なる実際の処分環境の影響についての基礎科学的理解をさらに深めるとともに、それらの成果を十分に反映した性能評価モデルの構築が望まれる。これら基礎研究の進展は処分システム全体の性能評価の信頼性向上、さらには処分システムの合理性や経済性の向上にも寄与できるものと期待される。我が国におけるガラス固化体の性能評価研究は、米国,フランス等における多角的な研究と比較して十分なものとは言えず、さらなる拡充が望まれる。

報告書

堆積岩地域の特徴を考慮した地下水流動現象の解明とモデル化に関する研究 概要報告書

井上 博之*; 石黒 健*; 久慈 雅栄*; 吉野 尚人

JNC TJ8400 2004-014, 59 Pages, 2004/02

JNC-TJ8400-2004-014.pdf:5.57MB

本委託業務では、幌延地域における地下深部の特徴を堆積岩地域の特徴の一例として取り上げ、それらが性能評価上重要となる地下水の流動や移行経路にどのように影響を及ぼすのかを把握することを目的として、以下の項目の検討を行った。1) 堆積岩地域における密度流解析手法の研究 2) 幌延地域のモデル化および間隙水圧、塩分濃度に関する基礎検討 3) 地下水流動、地温勾配および岩盤応力変形の連成解析手法に関する基礎研究 4) 堆積岩地域の地下水流動シミュレーション解析の高速化に関する検討その結果、既往の研究(今井他2002など)を参考として、2002年度までの調査データを入力データとして盛り込んだ幌延地域の水理地質構造をモデル化した。また、堆積岩地域における密度流解析手法として多成分多層流解析コードTOUGH2(Karsten Pruess, et al., 1999)の適用性を確認し、岩盤中の異なる塩分濃度や特異な間隙水圧を考慮した解析が可能であるとの見通しを得た。また、TOUGH2と岩盤応力変形解析コードFLAC3D(Itasca Consulting Group 1997)をカップリングしたTOUGH-FLAC(Rutquvist J, et al.,2002)の適用性についても見通しを得た。さらに、大規模な計算に対応するためにTOUGH2の高速化に関する検討を行い、効率的な高速化の方法と高速化が可能であることを示した。

報告書

堆積岩地域の特徴を考慮した地下水流動現象の解明とモデル化に関する研究

井上 博之*; 石黒 健*; 久慈 雅栄*; 吉野 尚人

JNC TJ8400 2004-013, 137 Pages, 2004/02

JNC-TJ8400-2004-013.pdf:22.48MB

本委託業務では、幌延地域における地下深部の特徴を堆積岩地域の特徴の一例として取り上げ、それらが性能評価上重要となる地下水の流動や移行経路にどのように影響を及ぼすのかを把握することを目的として、以下の項目の検討を行った。1) 堆積岩地域における密度流解析手法の研究 2) 幌延地域のモデル化および間隙水圧、塩分濃度に関する基礎検討 3) 地下水流動、地温勾配および岩盤応力変形の連成解析手法に関する基礎研究 4) 堆積岩地域の地下水流動シミュレーション解析の高速化に関する検討 その結果、既往の研究(今井他2002など)を参考として、2002年度までの調査データを入力データとして盛り込んだ幌延地域の水理地質構造をモデル化した。また、堆積岩地域における密度流解析手法として多成分多層流解析コードTOUGH2(Karsten Pruess, et al., 1999)の適用性を確認し、岩盤中の異なる塩分濃度や特異な間隙水圧を考慮した解析が可能であるとの見通しを得た。また、TOUGH2と岩盤応力変形解析コードFLAC3D(Itasca Consulting Group 1997)をカップリングしたTOUGH-FLAC(Rutquvist J, et al.,2002)の適用性についても見通しを得た。さらに、大規模な計算に対応するためにTOUGH2の高速化に関する検討を行い、効率的な高速化の方法と高速化が可能であることを示した。

論文

Accuracy of cell calculation methods used for analysis of high conversion light water lattice

C-J.Jeong*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄; 田中 健一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.515 - 523, 1990/06

MOX燃料棒の稠密格子から成る高転換軽水炉体系におけるセル計算手法の精度を共鳴計算手法(NR,IR近似、超詳細群衝突確率法)及びセル形状(六角、円筒)と境界条件(完全反射、等方反射)に関して検討、確認を行った。一連の計算は、高転換軽水炉に関する国際ベンチマークで採用された格子モデルを参照体系として行った。中性子増倍率、転換比、減速材ボイド特性等の諸物理量を広範囲な減速材対燃料体積比、燃料種類と富化度に対して評価し、連続エネルギーモンテカルロ法による計算値との比較により、これらの計算手法の予測精度と適用性を明確にした。IR近似の精度はNR近似に比べて良好であるが、特にスペクトルが硬くなる場合に悪くなる。また、円筒化近似の精度は、ウラン燃料格子系に比べ、プルトニウム燃料系で悪化することが確認された。

報告書

JAERI contribution to the second NEACRP benchmark calculation on high conversion light water reactor lattices

奥村 啓介; 石黒 幸雄; 田中 健一*; C-J.Jeong*

JAERI-M 89-201, 150 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-201.pdf:3.31MB

第31回NEACRP会合において、第2回高転換軽水炉格子に関するベンチマーク計算が行われることが決定された。それは、高転換軽水炉格子解析上のデータ及び計算手法に内在する炉物理上の問題点を明らかにするとともに、連続エネルギー・モンテカルロコードを使用して、決定論的手法に基づくコードに対する参照解を与えることを目的としている。新しい問題には、PROTEUS-LWHCR実験に対する解析も追加されている。原研は、VIM(モンテカルロ法)とSRAC(衝突確率法)コード及びJENDL-2ライブラリーを使用してこれに参加した。本報告書には、これらすべての計算結果がまとめられている。また、ベンチマーク問題に関連した共鳴の取り扱い及び幾何形状モデルに関する補足検討結果も示される。

報告書

ベクトル・パラレル計算処理の原子力コードへの適応性

浅井 清; 横川 三津夫; 茅野 政道; 石川 裕彦; 鈴木 友雄; 樋口 健二; 秋本 肇; 村尾 良夫; 原田 裕夫; 石黒 美佐子; et al.

JAERI-M 87-136, 107 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-136.pdf:2.79MB

本報告は、ベクトル・パラレル併用型計算機の原子力計算への適応性について考察したものである。

報告書

FACOM230-75APUによる原子力コードのベクトル化

原田 裕夫; 樋口 健二; 石黒 美佐子; 筒井 恒夫; 藤井 実

JAERI-M 83-024, 61 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-024.pdf:1.47MB

将来のスーパーコンピュータ利用に向けて、原研でよく使用されている原子力コードを対象に、FACOM230-75APUを使ってベクトル計算処理効率について調査・研究を行った。ここで対象としたコードは、CITATION(3次元拡散)、SAP5(構造解析)、CASCMARL(照射損傷シミュレーション)、FEM-BABEL(有限要素法による3次元拡散)、GMSCOPE(電子顕微鏡像シミュレーション)、DWBA(分子衝突断面積計算)とセル濃度計算サブルーチンである。各々のコードに対して、1.8(CASCMARL)から7.5(GMSCOPE)倍の有効な速度向上を得た。本報告では、実行時におけるこれらのコードの動的挙動解析、使用された数値解法、ベクトル化のためのプログラム再構成手法、反復解法の数値実験、ベクトル化率、FACOM230-75APUによる速度向上率とベクトル化についてのいくつかの所見について述べる。

論文

Application of a hexagonal element scheme in the finite element method to three-dimensional diffusion problem of fast reactors

石黒 美佐子; 樋口 健二

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(11), p.951 - 960, 1983/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:35.18(Nuclear Science & Technology)

定常状態における中性子拡散問題は、楕円型偏微分方程式の境界値問題に帰着される。我々は、有限要素法におけるガレルキン近似法を、高速炉の3次元拡散問題を解くために適用する。この際、高速炉の典型的な形状である6角格子形状を取扱うために、6角形要素分割法を採用する。本論文では、ラグランジェ型の6角形基底関数を定式化し、基底関数から計算される、ガレルキン近似法を拡散方程式に適用する場合にキィとなる積分値が提示される。計算結果が充分法との比較により、また通常の3角形要素法との比較により示される。6角形要素法の計算時間は、差分法の3角形メッシュ法に較べて約半分で、その計算精度は、6角形の中心点の中性子束の値が陽に計算されないという点を除いて全体として優れている。

報告書

有限要素法における6角形要素の高速炉・3次元拡散問題への応用

石黒 美佐子; 樋口 健二

JAERI-M 82-071, 57 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-071.pdf:1.42MB

中性子拡散を取扱うために,差分法がよく使用されてきた。ところが、差分法では扱いにくい形状を取扱ったり、差分法では計算精度上問題があったりする場合に、有限要素法の適応性に期待が持たれる。我々は、既成の有限要素法コードFEM・BABELを拡張し、高速炉の典形的な形状である6角格子形状を取扱えるようにした。この際、これまで使用されたことのない6角形要素分割方式を採用した。この報告書では、(1)有限要素法の適応性、(2)拡散方程式の有限要素法近似、(3)6角形要素関数、(4)6角格子形状メッシュゼネレーション、(5)コードの拡張点、(6)計算時間の比較などが記述される。

報告書

動燃東海事業所に於けるTLDの使用状況の概要と線量評価法

志賀 健一朗*; 石黒 秀治*; 野田 喜美雄

PNC TN841 78-48, 50 Pages, 1978/07

PNC-TN841-78-48.pdf:2.05MB

動燃東海事業所では従来個人外部被曝管理には,フィルムバッジ線量計を主体に線量評価を実施していたが,昭和49年7月よりTLD素子を組み合わせて動燃型TLDバッジを使用して個人外部被曝管理を実施している。一方プルトニウム燃料製造施設,再処理施設等の作業環境の集積線量計としてその他東海事業所のサイト内外の野外環境用の集積線量計としてもTLDを使用している。本報告では,東海事業所でのTLDの使用状況の概要をまとめるとともに,現在使用しているTLDバッジをはじめとする線量評価に用いている各種TLDについても概説した。また現在東海事業所で得られている,ガンマ線,ベータ線および中性子線に対する線量評価技術に関する知見についてもまとめた。その他TLD素子およびリーダーの管理についても経験上得られた知見をまとめた。

口頭

ナトリウム冷却高速炉における損傷炉心内の冷却材挙動に関する研究,5; 模擬デブリ内気液二相流の圧力損失に対する配管径と粒子径の影響

石黒 明成*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、損傷炉心に残留した高温の粒子状燃料により炉心に流入したナトリウムが蒸発し、炉心で気液二相流が発生する可能性がある。このような気液二相流の流動特性は炉心残留燃料の冷却特性を評価する上での重要な指標であるものの、その圧力損失特性の定量的な把握については未だ十分とは言えない。そこで本研究では、充填層内の気液二相流の圧力損失特性の評価手法の構築を目的として、粒子状の球充填層を用いた気液二相流動実験を行った。そして、試験部の管径と粒子径を変化させながら様々な条件下で実験を行い、壁面近傍においてのみ空隙率が大きくなるという壁面効果が気液二相流の圧力損失に及ぼす影響を明らかにした。

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