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method名内 泰志*; 佐藤 駿介*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 須山 賢也; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1050, p.168109_1 - 168109_9, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)水素の中性子捕獲反応による2.223MeVの
線を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器を用いて検出するH
法によって使用済核燃料からの中性子測定を行った。この2.223MeVの線の検出は、7桁も高い核分裂生成物(FP)からの線に強い影響を受ける。FPからの強いを遮蔽するために、ポリエチレンブロックをコリメータの軸上に置くとともに、HPGe検出器をコリメーターの軸から外して設置した。この体系によって検出器はFPからの強い線から遮蔽され、ポリエチレンブロック中のH反応によって2.223MeVの線が測定できる。測定された2.223MeVの線の計数率は、燃焼崩壊計算により見積もられた核種組成、主には
Cmによるものと、統計誤差の範囲内で想定される値と一貫性のある値となる。このことから、H法は、使用済核燃料集合体からの中性子漏洩数の定量化に適用可能であり、集合体の燃焼度の確認に適用可能であると考えられる。
Cs activity in spent nuclear fuel with calculated detector response function佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*; 須山 賢也
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.615 - 623, 2022/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)使用済燃料中のCs放射能を非破壊で評価する新しい方法を提案し、燃焼度クレジット導入における物理的測定について実験的に実証した。Cs放射能は、Cs放射能がよく知られている参照燃料を用いずに、線測定と数値検出器応答シミュレーションを用いて定量された。燃料サンプルは、商業用加圧水型炉(PWR)で53GWd/tまで照射された先行使用集合体(LUA)から取得した。試料から放出された線は、ホットセルに取り付けたコリメータを通して、ゲルマニウム酸ビスマス(BGO)シンチレーション検出器を用いて測定された。検出器による線の検出効率は、測定ジオメトリを考慮して粒子輸送計算コードPHITSを用いて計算した。試料に対する検出器応答のより正確なシミュレーションのために、試料中の
Cs, Cs, 
Euの相対放射能を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器で測定した。検出器の絶対効率は、別のジオメトリの標準ガンマ線源を測定することにより校正された。測定された計数率と検出効率を用いて、燃料試料中のCs放射能を定量した。定量されたCs放射能は、MVP-BURN燃焼計算コードで推定されたCs放射能とよく一致した。
森田 泰治; 福島 昌宏; 鹿島 陽夫*; 津幡 靖宏
JAEA-Data/Code 2020-013, 38 Pages, 2020/09
JAEA-Data-Code-2020-013.pdf:1.94MB
マイナーアクチノイド分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データとして、Cm, Amおよびこれらの混合物についての中性子減速系である水混合系(均質, 水反射体付き)での臨界質量を求める計算を行った。Cm-244とCm-245との混合系では、核分裂性であるCm-245の比率が大きいほど臨界質量が小さいが、臨界となるときのCm-245重量が、Cm-245の比率によらずに概ねCm-245のみの濃度で整理できることを明らかにした。実際の再処理プロセスで取り扱うPu-239: 71%, Pu-240: 17%, Pu-241: 12%のPu同位体混合物と比べるとCm-245: 30%の方が臨界となりやすい。Cmを、Amを含む他の元素から分離し、その溶液を濃縮する場合は臨界防止への配慮が必要である。一方、Amでは、核分裂性の同位体であるAm-242m単体での最小臨界質量は、Cm-245に比べて小さい。しかし、使用済燃料中ではAm-242mの同位体比率は小さく、その比率が最も高くなる高速炉燃料中のAmの場合でも数%程度であり、わずかな水混合で臨界質量が大きくなることがわかった。そのため、Amの同位体混合物では中性子減速系での臨界は考慮する必要がなく、また、これはAm-Cm混合物でも同様である。
須山 賢也; 内田 有里子*; 鹿島 陽夫; 伊藤 卓也*; 宮地 孝政*
NEA/NSC/R(2015)6 (Internet), 253 Pages, 2016/03
OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー(WPNCS)燃焼度クレジット専門家会合(EGBUC)は、いくつかの国際ベンチマークを実施して燃焼計算コードシステムの精度の評価を行ってきた。BWR 9
9燃料集合体2次元無限長モデルを対象とした新しいベンチマークPhase IIICの仕様は、2012年9月のOECD/NEA/NSC/WPNCS燃焼度クレジット専門家会合において提案された。35の計算結果が9ヶ国16機関から送付された。このレポートはPhase IIICの結果をまとめたものである。このベンチマークの結果により、以前実施したPhase IIIBベンチマークの時代よりも燃焼計算実施能力が向上していることが確認できた。また、最新コードを使用した燃焼計算結果の差によって生じる中性子増倍率の差は3%以下であった。
須山 賢也; 鹿島 陽夫
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.273 - 282, 2015/09
日本における福島燃料デブリの臨界安全管理技術開発においては、FPを考慮した燃焼度クレジットの可能性が議論されてきた。OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー傘下の燃焼度クレジット臨界安全性専門家会合では、BWR燃料を対象とした国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"及び"Phase-IIIC"を実施してきた。これらのベンチマークでは、
Gdの計算値の差が大きく、参加者の大きな注目を集めてきた。筆者等は、燃焼中のガドリニウム同位体の蓄積に関する付加的な検討を行った。冷却時間がなければ、Gdの集合体平均量は可燃性毒物棒におけるガドリニウム同位体の燃焼特性に依存する。しかしながら、数年の冷却でGdはEuの放射性崩壊で劇的に増加し、可燃性毒物棒のガドリニウム同位体量の重要度は低下する。このことは、Gdのより良い評価のためには、可燃性毒物棒の燃焼の取扱よりも、Eu生成に係わるパラメータやデータが重要であることを示している。
鹿島 陽夫; 須山 賢也; 望月 弘樹*
Energy Procedia, 71, p.159 - 167, 2015/05
被引用回数：2 パーセンタイル：83.55(Energy & Fuels)福島第一原子力発電所事故により日本では核燃料サイクル計画が停滞しているが、過剰なプルトニウムを減らすためにMOX燃料として使用する必要がある。また、福島第一原子力発電所ではMOX燃料を使用していたということからも、MOX燃料の燃焼解析の精度は重要である。したがって、計算コードとライブラリの精度評価が必要である。そこで、使用済燃料組成測定(ARIANE: Actinides Research in a Nuclear Elements)のデータを解析することにより、統合化燃焼計算コードシステム(SWAT4: Step Wise Burnup Analysis Code System 4)の検証を行った。解析の結果、主要なウラン,プルトニウム同位体の実験値と計算値の差は5%以下であった。これは、ウラン燃料の場合と同程度の精度であり、SWAT4はMOX燃料の燃焼解析に対して十分な精度を持っていることが分かった。
鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*
JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB
SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。
阿部 仁; 鹿島 陽夫; 内山 軍蔵
JAEA-Research 2011-015, 27 Pages, 2011/06
JAEA-Research-2011-015.pdf:1.81MB
核燃料サイクル施設の安全性の確認に資するため、同施設における火災時の閉じ込め機能の健全性を評価するための手法の整備を進めている。同施設に存在する代表的な有機材料として、グローブボックスパネル材料及びケーブル被覆材料を取り上げた。これらの燃焼に伴う質量減少速度や煤煙放出速度等の燃焼特性データと煤煙の目詰まりによるHEPAフィルタの差圧上昇データを、試験体に供給する輻射熱流束の大きさ及び試験体に対する給気流速並びに給気中の酸素濃度等をパラメータとしてそれぞれ取得した。また、これらのデータを相互に関連づけることによって、具体的な火災事故シナリオに基づいたHEPAフィルタの差圧上昇の時間的進展を評価し、燃焼物質や燃焼条件の相違による差圧上昇挙動への影響を定量的に評価することが可能となることを示した。
江田 五六*; 大嶺 真弓*; 根本 紀正*; 清水 朋子*; 田中 幸子*; 鹿島 陽夫*; 伊藤 ゆかり*; 谷山 洋*; 亀井 満*; 米澤 理加; et al.
no journal, ,
環境監視について住民が体験などを通して学んだことを、事業者や地域のNPOと協働で、住民の視点でメッセージ(広報素材)化した。この活動を通して得たことをまとめ、報告する。
阿部 仁; 鹿島 陽夫; 田代 信介; 内山 軍蔵; 土野 進*; 石橋 隆*
no journal, ,
原子力機構では、核燃料サイクル施設の安全性の確認に資するため、同施設における火災事故時の閉じ込め機能の健全性を評価するための手法の整備を進めている。同施設に存在する代表的な有機材料として、グローブボックスパネル材料及びケーブル被覆材料を取り上げた。これらの燃焼に伴う質量減少速度や煤煙放出速度等の燃焼特性データと煤煙の目詰まりによるHEPAフィルタの差圧上昇データを、試験体に供給する輻射熱流束の大きさ及び試験体に対する給気流速並びに給気中の酸素濃度等をパラメータとしてそれぞれ取得した。また、これらのデータを相互に関連づけることによって、具体的な火災事故シナリオに基づいたHEPAフィルタの差圧上昇の時間的進展を評価した。
阿部 仁; 鹿島 陽夫; 内山 軍蔵
no journal, ,
核燃料サイクル施設の安全性の確認に資するため、同施設が有する火災時閉じ込め機能の健全性を評価するための手法の整備を進めている。同施設に存在する代表的な有機材料として、グローブボックスパネル材料及びケーブル被覆材料を取り上げた。これらの燃焼に伴う質量減少速度や煤煙放出速度等の燃焼特性データと煤煙の目詰まりによるHEPAフィルタの差圧上昇データを、試験体に供給する輻射熱流束の大きさ及び試験体に対する給気流速並びに給気中の酸素濃度等をパラメータとしてそれぞれ取得した。さらに、これらのデータを相互に関連づけることによって、具体的な火災事故シナリオに基づいたHEPAフィルタの差圧上昇の時間的進展を評価した。
大久保 清志; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎; 高田 友幸*
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の廃炉において破損燃料を取出す際には、臨界安全評価が必要である。2012年春の学会発表では破損燃料中の含水率の変動が中性子増倍率に大きな影響を与えることを示した。今回は破損燃料に混入していると予想される各種構造材(ジルカロイ2,鉄,コンクリート)の中性子増倍率に与える影響を示す。前回は含水率をパラメータとして臨界計算を行ったが、本発表では水が構造材に置き換わっていく際の中性子増倍率の変化を評価した。破損燃料中の水を鉄に置き換えた場合、最も無限増倍率が減少する。ジルカロイ2は鉄に比べ吸収断面積が小さいので減少度合いは鉄に比べ緩やかであるが、置き換える体積割合が100%になると鉄の場合とほぼ一致する。コンクリートの場合、増倍率の減少は鉄・ジルカロイ2に比べはるかに小さい。これはコンクリートに含まれる水素の減速効果によるものであり、コンクリートが混合した燃料の取り扱いには注意が必要である。また、構造材を反射体とした場合の効果についても評価を行った。
内田 有里子; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故で発生した破損燃料の臨界安全評価では、燃焼燃料の組成を評価する必要があり、燃焼計算コードシステムの精度評価が求められる。そのため、1990年代後半にOECD/NEAで実施されたBWR燃料に対する燃焼計算ベンチマークPhase-IIIBを用いて、最新の核データと計算コードによる解析結果の差を把握することとした。本発表では、連続エネルギモンテカルロコードMVPと一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1によるPhase-IIIBの再解析の結果を示す。
鹿島 陽夫; 須山 賢也; 内田 有里子; 外池 幸太郎; 高田 友幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故で発生した破損燃料の臨界安全評価には、多数の燃焼燃料の組成を高精度かつ高速に評価することが必要となる。連続エネルギモンテカルロコードMVPあるいはMCNPを使用する統合化燃焼計算コードSWAT3.1に決定論的中性子輸送計算コードSRAC2006を制御する機能を付加したSWAT4を開発し、その精度を燃焼計算ベンチマーク(OECD/NEA Phase-IIIB)及び使用済燃料組成測定(ARIANE: Actinides Research in a Nuclear Elements)のデータを解析することにより検証した。
9燃料集合体に対するOECD/NEA燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIC"の概要とその報告書案内田 有里子; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故で発生した破損燃料の臨界安全評価では、燃焼燃料の同位体組成を評価する必要があり、燃焼計算コードシステムの精度評価が求められる。BWR燃料集合体の燃焼計算の精度に関し、OECD/NEA/NSC臨界安全性ワーキングパーティー燃焼度クレジット専門家会合においてBWR Step-2燃料集合体に対する国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"が実施されたが、その終了から既に10年以上経過している。1FではStep-3燃料が多く使用されており、当時から計算コードや核データライブラリが改良されてきていることから、同専門家会合において原子力機構の提案により2012年9月からBWR Step-3燃料に対する燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIC"が実施されている。本発表ではこのベンチマークの取りまとめ状況と解析結果を報告する。
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。
菅原 隆徳; 鹿島 陽夫; Gabrielli, F.*; Rineiski, A.*; 山中 正朗*
no journal, ,
IAEA主催の加速器駆動核変換システム(ADS)に関する共同研究プログラム(CRP)において、実用規模ADSの核設計に対する現時点の解析精度を知るためのベンチマーク問題が提案された。このベンチマーク問題は、原子力機構が提案する実用規模ADS(JAEA-ADS)の臨界性と燃焼計算を対象とし、3つの機関が参加して解析を行った。また、核データライブラリに整備された共分散の現状を確認するため、感度・不確かさ解析も実施された。ベンチマーク計算の結果を比較したところ、臨界性および核変換量の予測精度に未だに課題があることがわかった。例えば、核データライブラリを変えるだけで、実効増倍率(臨界性)の計算値は、1100pcm程度の差が生じる。
大泉 昭人; 鹿島 陽夫*; 福島 昌宏
no journal, ,
2021年12月に公開された最新の評価済み核データライブラリJENDL-5を検証するため、高速炉やADSの研究開発に資する積分実験データを用いたベンチマークを行った。その結果、原子力機構の高速炉臨界実験装置(FCA)の実験で測定したNa/Void置換反応度やPu-239に対するTRU核分裂率比においては、JENDL-4.0から改善していることを確認した。
