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大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.
濱 克宏; 見掛 信一郎; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 桑原 和道; 上野 哲朗; 大貫 賢二*; 別府 伸治; 尾上 博則; 竹内 竜史; et al.
JAEA-Review 2015-024, 122 Pages, 2015/11
JAEA-Review-2015-024.pdf:80.64MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2014年度は、2014年2月における深度500mステージの研究坑道の掘削工事の完了に伴い、超深地層研究所計画における深度500mまでの第2段階の調査研究を一旦終了し、これまで実施してきた各種モニタリングを含め、物質移動試験や再冠水試験等の第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2014年度に実施した調査研究、施設建設、共同研究等の成果を取りまとめたものである。
池田 一三*; 本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.1175 - 1183, 2014/04
This paper treats the verification of nuclear calculation methodology of control rod reactivity and the uncertainty quantification of calculation model in order to design a next demonstration fast breeder reactor, Japan Sodium cooled Fast Reactor. Verification and validation of design methodology is required and various kinds of uncertainty in nuclear characteristics should be comprehensively assessed. This study starts in pursuit of them in the context of preliminary conceptual design. First, this work compares the calculation results of the deterministic calculation method with Monte Carlo one in order to verify it. Second, the uncertainties associated with the calculation model are preliminarily estimated based on the correction values. Consequently, it is naturally concluded that the nuclear calculation methodology can precisely prospect that of control rod reactivity, representing the mathematical model with the specified limit of accuracy.
湊 和生; 森田 泰治; 辻本 和文; 小山 真一; 倉田 正輝*; 井上 正*; 池田 一三*
Proceedings of 11th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (Internet), p.341 - 349, 2012/00
我が国における分離変換技術の成熟度を評価した。評価にあたっては、国際原子力エネルギーパートナーシップ(GNEP)において用いられた技術成熟度の定義(TRL)を用いた。評価の対象は、マイナーアクチノイド(MA)の核変換システムである高速炉と加速器駆動システム、MA分離プロセス、及びMA含有燃料とした。評価の結果、どの技術開発においても、TRL5に高い要求項目があることが認識された。この要求項目を効率的・効果的に満足するような技術開発の道筋として、実験室規模での照射済燃料を用いたMA分離プロセス試験やそこで分離されたMAを用いた燃料製造試験を十分行うことが重要であると指摘した。
池田 佳隆; 花田 磨砂也; 鎌田 正輝; 小林 薫; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 海老沢 昇; 井上 多加志; 本田 敦; 河合 視己人; et al.
IEEE Transactions on Plasma Science, 36(4), p.1519 - 1529, 2008/08
被引用回数：12 パーセンタイル：41.25(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60SA用負イオンNBI加熱装置(N-NBI)は、加速エネルギー500keV, 10MW, 100秒入射の性能が求められている。JT-60SA用N-NBIの実現には、3つの課題解決が必要である。1つはイオン源の耐電圧の改善である。最近のイオン源の耐電圧試験から、大型加速管ではその電極面積の大型化に伴い長時間のコンディショニングと電界強度の設計裕度が必要であることが明らかとなった。2つ目は、電極及びビームラインの熱負荷の低減である。最近の研究によりビーム同士の空間電荷効果でビーム軌道が曲げられ電極に衝突し、熱負荷を増加していることが明らかとなった。これは空間電荷効果を考慮した3次元ビーム軌道計算に基づき電極構造を補正することで改善できる。3つ目は、100秒間の安定な負イオン生成である。このため負イオン生成に不可欠なプラズマ電極の温度制御方式を提案した。これらのR&Dを行い、JT-60SA用N-NBIのイオン源は2015年から改造を予定している。
芋生 和道; 大貫 康二; 菊池 裕彦; 森下 正樹; 井川 健一*; 西林 洋平; 池田 真輝典
JNC TN2400 2003-004, 78 Pages, 2004/03
JNC-TN2400-2003-004.pdf:4.74MB
もんじゅの2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対する床ライナの機械的健全性を、大変形弾塑性クリープ解析及び部分構造模擬試験により評価した。 大変形弾塑性クリープ解析では、床ライナに発生する熱ひずみは床ライナに貫通性の損傷を発生させないためのひずみの目安値を下回ることを確認した。なお、温度上昇率、ライナ板板厚及び腐食減肉の有無による影響評価を行ったが、いずれのパラメータも最大ひずみに与える影響は小さかった。 部分構造模擬試験では、ひずみの目安値よりも過大なひずみを与えた場合でもライナ板に貫通性の損傷は発生しないことを実験的にも確認した。 なお、本報告書は、従来の研究報告書[1]の成果を踏まえて、評価条件を適切に見直す等して、詳細設計評価用にまとめ直したものである。
池田 幸喜; 島田 邦明*; 大里 和己*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分にかかるボーリング孔は、調査から処分場閉鎖後のモニタリングまで長期間に渡り使用されるが、最終的には閉塞する必要がある。ボーリング孔の閉塞が適切でなければボーリング孔自体が水みちとなり、地層処分の前提である天然バリアによる安全確保に大きく影響する。したがって、ボーリング孔の閉塞技術を開発するため、現状技術の調査・評価を行い、当該技術の課題(閉塞材料の選定,閉塞手法,閉塞後の検証方法など)を抽出し、課題解決に向けた技術開発手順を検討した。
長縄 明大*; 小松 和三*; 池田 たま子*; 松田 幸久*; 岡 潔
no journal, ,
原子力機構では配管内の保守・保全を目的として、配管内作業ツールの検討を行っている。本ツールは目的の場所までの自律移動が求められる場合がある。また、配管内でのツール自身の固定及び漏洩検査等を行うことも想定され、自律移動方法の検討及び漏洩検査のための配管内塞栓方法の検討を進めている。具体的には、空気及び水を注入したバルーンを利用して移動及び配管内固定の際の圧力測定方法の研究を進めている。一方、本手法は医学利用にも応用可能である。小腸疾患に対して内科的治療を行うイレウスチューブと、原子力機構で開発した極細径光ファイバスコープを組合せたイレウスチューブ型小腸内視鏡の開発を行っている。著者らは、本内視鏡を一定速度で引き抜きながらの小腸内観察を実現するため、配管内作業ツールで検討した検査技術を応用したバルーン内圧制御装置を開発した。本稿では、実験動物に対して消化管運動計測を行い、得られた結果の考察を行った。
本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫; 池田 一三*
no journal, ,
三菱重工(MHI)と三菱FBRシステムズ(MFBR)及び原子力機構(JAEA)は炉心設計手法検討会を組織し、従来の経験を踏まえつつ最新知見を反映した次世代高速炉のための炉心核設計手法を設定した。同炉心核設計手法の機能検証と妥当性確認(Verification & Validation: V&V)の一環として、本研究はMHIが開発したコード群(一部JAEA開発コードを使用)によって炉心核設計システムを構成した場合に、それらが妥当な結果を与えることを参照解の得られるモンテカルロ計算コードとの比較により確認した結果をまとめたものである。MHIの計算コードは、キャラクタリスティクス法を用いた六角集合体格子計算コード「GALAXY-H」、3次元拡散計算コード「TRISTAN」、3次元輸送計算コード「ENSEMBLE-TRIZ」から成り、これに超微細群計算や反応率比保存法による制御棒均質化の機能を持つSLAROM-UF(JAEA開発コード)を加えた構成となっている。検証の結果、炉心核設計システムによる最確評価値とモンテカルロ計算コードによる参照解は概ね良好な一致を示すことを確認した。
本間 悠斗*; 池田 一三*; 大木 繁夫
no journal, ,
大型炉心体系である次世代高速炉を対象として、3次元三角メッシュSn法解析コードENSEMBLE-TRIZによる計算と多群モンテカルロ法によるシミュレーション計算の再現性について比較した。その結果、実効増倍率で0.0002
k以内、制御棒価値で0.1%k/kk'以内、ボイド反応度で0.01%k/kk'以内と、精度の良い一致性を有することを確認した。三菱重工業と原子力機構は、次世代高速炉の核設計手法の構築及び不確かさ評価を含めた設計手法の検証を進めており、本発表は設計手法検証の一部として実施した成果を報告するものである。
大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 大木 繁夫
no journal, ,
シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインを踏まえ、次世代高速炉核設計手法のV&VおよびUQの基本的考え方を構築した。
池田 一三*; 菅 太郎*; 丸山 修平; 大釜 和也
no journal, ,
75万kWeの次世代ナトリウム冷却高速炉を対象として、3次元のAs-built体系に対する連続エネルギーモンテカルロ法による計算結果を参照解とし、核設計に適用する決定論・最確評価手法のVerificationを実施し、解析モデルに起因する不確かさを定量化した。
