検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Study on criticality safety control of fuel debris for validation of methodology applied to the safety regulation

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。

論文

Consequence analysis of a postulated nuclear excursion in BWR spent fuel pool using 1/$$f^{beta}$$ spectrum model of randomization

Simanullang, I.; 山根 祐一; 菊地 丈夫; 外池 幸太郎

Annals of Nuclear Energy, 147, p.107675_1 - 107675_6, 2020/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:24.76(Nuclear Science & Technology)

This study investigated a postulated criticality event that occurred in the fuel debris produced after the loss of the cooling function in a spent fuel pool. The 1/$$f^{beta}$$ spectrum model was introduced to overcome this situation considering the difficulties of predicting the random fuel debris distribution. The number of fissions in the first peak power was analyzed using the Nordheim Fuchs model. A total of 100 replicas were considered to investigate the fluctuation of the number of fissions. The results show that the number of fissions per volume varied from 3.78 $$times$$ 10$$^{19}$$ to 1.49 $$times$$ 10$$^{20}$$ (fissions/m$$^{3}$$). Moreover, the distribution of the number of fissions was positively skewed.

報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB
JAEA-Research-2017-021(errata).pdf:0.13MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

論文

Analysis of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:30.45(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、$$^{235}$$U, $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、$$^{237}$$Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。

口頭

SWAT4を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 須山 賢也

no journal, , 

原子力機構が開発している燃焼計算コードSWAT4の計算精度を検証するため、旧原研が実施したBWR燃料を対象とした照射後試験の測定結果とSWAT4の解析結果を比較した。その結果、主要な重核種であるUやPuではC/Eの平均値が1.0に近く、FP核種では平均値や標準偏差が重核種に比べてやや大きくなることを確認した。

口頭

Consequence analysis of postulated criticality in SFP using the randomized model of fuel debris

Simanullang, I.; 山根 祐一; 菊地 丈夫; 外池 幸太郎

no journal, , 

A postulated criticality event has been studied that occurred in fuel debris produced after the loss of cooling function in a spent fuel pool. The 1/f$$^{beta}$$ spectrum model was applied to deal with the random distribution composition of fuel debris. The results showed that the number of fissions per volume varying from 4.05 $$times$$ 10$$^{18}$$ to 1.6 $$times$$ 10$$^{19}$$.

口頭

Consequence analysis of a postulated nuclear excursion in BWR spent fuel pool using 1/$$f^{beta}$$ spectrum model of randomization

Simanullang, I.; 山根 祐一; 菊地 丈夫; 外池 幸太郎

no journal, , 

This study investigated a postulated criticality event that occurred in the fuel debris produced after the loss of the cooling function in a spent fuel pool. The 1/$$f^{beta}$$ spectrum model was introduced to overcome this situation considering the difficulties of predicting the random fuel debris distribution. The number of fissions in the first peak power was analyzed using the Nordheim Fuchs model. A total of 100 replicas were considered to investigate the fluctuation of the number of fissions. The results show that the number of fissions per volume varied from 3.78 $$times$$ 10$$^{19}$$ to 1.49 $$times$$ 10$$^{20}$$ (fissions/m$$^{3}$$). Moreover, the distribution of the number of fissions was positively skewed.

口頭

PWR高燃焼度先行照射燃料の核種組成測定及びSWAT4.0による解析

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17$$times$$17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。

8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1