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論文

Microscopic analyses on Zr adsorbed IDA chelating resin by PIXE and EXAFS

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; 久保田 俊夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 477, p.54 - 59, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

Used PUREX process solvent generated from reprocessing process of spent nuclear fuel contains a small amount of U and Pu complexed with tributyl phosphate (TBP) or dibutyl phosphate (DBP). The radioactive nuclides should be removed from the solvent for safety storage or disposal. The iminodiacetic acid (IDA) type chelating resin was proposed as promising procedures for efficient recovery of the trapped cations in the solvent. In order to reveal the distribution and amount of Zr in the particle and local structure of Zr complex formed in the adsorbent, PIXE and EXAFS analyses on the Zr adsorbed chelating resin were carried out. Micro-PIXE analysis proved that it is an effectual method for quantitative analysis of trace adsorbed elements. Moreover, some of the adsorption sites were possibly occupied by the molecules. On the other hand, Zr-K edge EXAFS analysis suggested that extraction mechanism of Zr from the aqueous solution and the solvent was different.

論文

Nuclear data for severe accident analysis and decommissioning of nuclear power plant

奥村 啓介; 小嶋 健介; 岡本 力; 羽倉 洋行; 須山 賢也

JAEA-Conf 2013-002, p.15 - 20, 2013/10

福島第一原子力発電所1号機から3号機について、3次元核種インベントリと崩壊熱の計算評価をJENDL-4.0とMOSRAシステムを用いて行った。本計算では、径方向と軸方向の燃焼度とボイド分布を考慮して、約1400核種に対する核種インベントリを評価した。崩壊熱とその分布は、核種インベントリの計算結果から総和計算により評価した。崩壊熱の計算結果を過酷事故解析で使われる簡易評価式と比較し、総和計算と約20%以内で一致することを確認した。また、商用炉の廃止措置に対応するため、ORIGEN-S用の新しい放射化断面積ライブラリの開発を原子力機構と日本原電との共同研究として進めている。その現状と今度の計画について、核データと手法の観点から紹介する。

口頭

福島第一原子力発電所における事故直前の核種インベントリ評価

岡本 力; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 羽倉 洋行; 須山 賢也; 永瀬 文久

no journal, , 

福島第一原子力発電所の炉内状況把握、燃料デブリや放射化瓦礫等の廃棄体の処理・処分法の計画立案、事故進展解明等に資するため、日本の最新核データであるJENDL-4.0とモジュラー型炉心解析コードシステムMOSRAを使用して、事故直前における1号機から3号機の炉内3次元核種インベントリ量の計算評価を行い、精度の良いインベントリ情報を得た。

口頭

JENDL-4.0に基づくPHITS用中性子・光子・電子ライブラリの整備

羽倉 洋行; 奥村 啓介; 岩元 洋介; 永瀬 文久

no journal, , 

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを福島第一原子力発電所事故対応に利用するための準備として、日本の最新核データであるJENDL-4.0に基づき、中性子・光子・電子の断面積データファイルを整備した。作成したライブラリの検証として、簡易体系に対し中性子・光子・電子を入射させて、輸送計算をPHITSによって実行し、動作確認を行った。改訂したカーマ係数については、ENDF/B-VII.1に基づくACE形式ライブラリとの目視比較により妥当性を確認した。光子と電子については、MCNPDATAの光子及び電子ライブラリの比較計算を行い、制動輻射で放出される光子スペクトルの妥当性を20MeV以下で確認した。

口頭

軽水炉使用済燃料におけるヨウ素129インベントリの予測精度評価

奥村 啓介; 岡本 力; 小嶋 健介; 羽倉 洋行; 須山 賢也

no journal, , 

長寿命FP核種であるヨウ素129(I-129)について、JENDL-4.0等の最新核データによる核種生成量の予測精度を確認するため、MOSRAシステムの格子燃焼計算モジュール(MOSRA-SRAC)を用いて、美浜3号炉及び海外PWRで得られた使用済燃料の照射後試験解析を行った。その結果、JENDL-4.0やENDF/B-VII.0の核分裂収率を使用すると、I-129の生成量に対する計算値は分析値に比べて約20%の過小評価となり、JNDC/V-2やJEFF-3.1の核分裂収率を用いた方が良い結果(-7%)を与えることがわかった。そこで、照射後試験の分析値に基づく、I-129生成量の簡易評価式を作成した。

口頭

A Step in the development of a radioactive inventory estimation system for TEPCO's Fukushima Daiichi NPS debris; Calculation/measurement of $$gamma$$-ray detection efficiencies

古高 和禎; 奥村 啓介; 小嶋 健介; 羽倉 洋行; 岡本 力

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した放射性物質に汚染された瓦礫等の放射能濃度を効率的かつ合理的に評価するための技術開発を行っている。この技術では、体積線源からの$$gamma$$線検出効率を放射線輸送計算コードPHITSを用いて評価する。その第一段階として、PHITSにGe$$gamma$$線検出器の形状等の情報を入力し、点線源からの50-1450keVの$$gamma$$線に対する全エネルギー検出効率を計算するとともに、実測値との比較を行った。その結果、PHITSの計算結果に簡単なバイアス補正を施すことにより、距離・角度によらず、実測値を再現できることがわかった。

口頭

軽水炉廃止措置における放射性核種インベントリに対する感度解析

奥村 啓介; 羽倉 洋行; 小嶋 健介; 山本 健土; 田中 健一*

no journal, , 

軽水炉プラントの廃止措置等で発生する廃棄物中に存在する放射性核種のインベントリ評価の最適化に資するため、放射化感度解析手法を開発した。本手法をBWRプラントに適用し、放射性廃棄物の処理・処分において重要となる約50の放射性核種に対して、それらの生成に寄与する不純物核種や核反応を明らかにした。

口頭

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し工程における線量評価のための試解析

奥村 啓介; 小嶋 健介; 羽倉 洋行*; 伊藤 敬*; 三好 勝正*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し工程の検討に資するため、燃料燃焼計算、炉内構造材放射化計算、及びシビアアクシデント解析などから得られる線源情報と、モンテカルロ計算コードによる光子輸送計算により、プラント内線量率分布を効率的に推定する手法を開発した。

口頭

臨界安全解析用モンテカルロ計算ソルバーSolomonの開発,1; ACE形式に基づく衝突解析モデルの実装

長家 康展; 羽倉 洋行*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故で生じた燃料デブリの回収作業では、性状の不確かさも考慮した燃料デブリの慎重な臨界管理が必要である。このような臨界管理方針の検討には、想定される燃料デブリ性状を網羅した基礎臨界特性データのデータベース(DB)を構築しておくことが重要である。DB作成に資するため、モンテカルロ法(MC法)による乱雑化モデルにより、燃料デブリ体系をより忠実に取り扱うことができる新規モンテカルロ計算ソルバーの開発を開始した。ACE断面積表現形式に基づく衝突解析モデルを実装し、単純球体系に対する実効増倍率を計算することにより、衝突解析モデルが正しく実装されていることを確認した。

口頭

臨界安全解析用モンテカルロ計算ソルバーSolomonの開発,2; 非分離共鳴断面積に対する確率テーブル法の実装

長家 康展; 羽倉 洋行*

no journal, , 

基礎臨界特性データのデータベースの作成に資するため、燃料デブリ体系を取り扱うことができる新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発している。非分離共鳴の自己遮へい効果を正確に取り扱うため、確率テーブル法をSolomonに実装し、単純球体系に対する実効増倍率を計算することにより実装を検証した。

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