Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
久保 光太郎; 田中 洋一
Proceedings of 31st European Safety and Reliability Conference (ESREL 2021) (Internet), p.810 - 817, 2021/09
確率論的リスク評価(PRA)は原子力発電所のリスクを効果的に評価する手法であり、様々な機関で利用されている。動的PRAは、時間に依存した故障確率や人間信頼性に係る仮定や工学的判断を減らすことにより、より現実的な評価を行えるため注目を集めている。しかしながら、すべての仮定や工学的判断を取り除くことは困難であり、それらの解析結果に対する影響は把握される必要がある。本研究では、不確実さに係る仮定で生じる「リスク希釈効果」に注目した。この効果によって、全交流電源喪失事象において、条件付炉心損傷確率に約10%から20%の相対変化が生じた。このリスク希釈効果は、規制等の重要な意思決定において動的PRAを用いる場合、十分検討される必要がある。
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2279 - 2286, 2020/11
確率論的リスク評価(PRA)は巨大かつ複雑なシステムをリスクを評価する手法の1つである。従来のPRA手法を用いて外部事象のリスクを評価する場合、構造物、系統及び機器の機能喪失時刻の取扱いが困難である。この解決策として、熱水力解析と外部事象評価シミュレーションをRAPID (Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)コードを用いて結合した。外部事象としてPWRプラントにおけるタービン建屋内での内部溢水を選定し、溢水進展評価にはベルヌーイ則に式を用いた。また、溢水源の流量及び緩和設備の没水基準に関する不確実さを考慮した。回復操作については、運転員による溢水源の隔離とポンプによる排水を仮定とともにモデル化した。結果として、隔離操作が排水と組み合わせることによりより有効になることが示された。
久保 光太郎; Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 11 Pages, 2020/11
動的確率論的リスク評価(PRA)は、従来のPRAよりも現実的で詳細な解析を可能とする。しかし、これらの改善とトレードオフの関係にあるのは、多数の熱水力解析を行うことに伴う膨大な計算コストである。本研究では、機械学習に基づいて、熱水力解析を省略することでこの計算コストを削減することを目指した。機械学習には、サポートベクターマシンを選択し、その構築には高忠実度・高コストの詳細モデルと、低忠実度・低コストの簡易モデルを用いた。その結果、今回仮定した条件においては、精度を大幅に低下させることなく計算コストを約80%削減することができた。
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.308 - 315, 2020/10
動的確率論的リスク評価(PRA)PRAは従来のPRA手法の現実性と網羅性を向上させる手法の一つである、しかしながら、それらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。本稿では、複数のサンプリング手法を簡易的な事故シーケンスに対する動的PRAに対して適用した。具体的には、モンテカルロ法,ラテン超方格法,格子点サンプリング及び準モンテカルロ法を比較した。その結果、今回の検討の範囲においては、準モンテカルロ法が最も効率的であった。
井澤 一彦; 石井 淳一; 大久保 卓哉; 小川 和彦; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
日本原子力研究開発機構は臨界実験装置STACYを非均質体系に変更する更新計画を進めている。更新されたSTACYでは、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリを想定した臨界解析結果の検証のための実験が計画されている。STACY更新炉の初臨界は2021年初めに予定されている。初臨界後は、STACYでは「基本炉心」を構成し、運転員の習熟と実験結果の不確かさを把握するための一連の運転が行われる。STACY更新炉の初臨界に先立ち、基本炉心の核特性を把握するための一連の核特性解析を行った。本発表では、基本炉心の炉心構成条件を示すとともに、新規制基準のもとで炉心に課される諸条件をあきらかにする。
渡邉 友章; 大久保 清志*; 荒木 祥平; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/09
The fuel debris produced by the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) is probably in a state of mixture of burned fuels with different burnups each other. In such a case, the mixing ratio of burned fuels in fuel debris would affect its criticality. This report shows computation results of criticality characteristics of fuel-debris compositions prepared by mixing nuclide compositions of burned fuels in various patterns based on a fuel loading pattern. The results indicate that fuel debris is potentially subcritical when 1-cycle fuels, whose average burnup is several GWd/t, are included homogeneously in fuel debris because remaining 
Gd and 
Gd in 1-cycle fuels works to reduce neutron multiplication. The results also indicate that 
Gd/
U ratio well characterize criticality of fuel debris.
外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.292 - 300, 2015/09
福島第一原子力発電所1
3号機の原子炉には溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を経て生じた多孔質の燃料デブリが相当量存在しているかもしれない。このような核分裂性物質を含む低密度のMCCI生成物は、中性子減速能が大きいことから、特に冠水状態において、臨界管理に十分に配慮しなければならない。本発表ではMCCI生成物の臨界特性を解析した結果を示すが、これは廃炉作業中の臨界リスク評価に資するものである。解析結果は、コンクリート中に結合したあるいはコンクリート中に閉じ込められた水分が、臨界の発生確率の観点及び冷却水への中性子毒物注入による影響緩和の実効性の観点で、リスクを押し上げることを示唆している。
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09
HLWには数十万年にわたり放射線を出し続ける長寿命核分裂生成物(LLFP)が含まれ、それらの中には化学的に地下水に溶けて移行しやすい傾向を示すものもあり、必ずしも地層処分に向いているとは言えない。そこで、LLFPの処分については、長期保管すると同時に削減できる施設の利用を提案する。高温ガス炉(HTGR)は、広い反射体領域を備えており、基本設計を大きく変えることなく大量のLLFPを保管すると同時に核変換よる削減が可能である。概念設計が行われている実用高温ガス炉GTHTR300にLLFPを装荷した場合を想定し、原子炉を1年間運転するための過剰反応度を確保する条件の下、装荷可能なLLFP量およびLLFPの核変換量を、モンテカルロコードMVP-BURNを用いて評価した。その結果、装荷可能なLLFPは15t、LLFPの核変換量は30kg/yearであり、実効的なLLFPの半減期を1/626に短縮できる。更なる最適化による核変換量の増加も期待でき、高温ガス炉は大量のLLFPを長期保管すると同時に削減する施設として利用できる。
-concrete system井澤 一彦; 内田 有里子; 大久保 清志; 戸塚 真義; 曽野 浩樹; 外池 幸太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1043 - 1047, 2012/11
被引用回数：11 パーセンタイル：69.43(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故のような軽水炉の過酷事故においては、溶融炉心-コンクリート反応(MCCI)により、核燃料とコンクリートが混合した燃料デブリが生成される可能性がある。このような燃料デブリを取り扱う際の臨界管理の必要性を確認するため、低濃縮二酸化ウランとコンクリートを混合した体系の無限増倍率を解析した。解析の結果、二酸化ウランとコンクリートの混合物の無限増倍率が1を超える条件が存在し、臨界となる可能性が示された。本報告では、コンクリートが有効な減速材であり、UO-コンクリート系の未臨界性を確保するためにはさらなる検討が必要であることを示す。
山本 将博*; 内山 隆司*; 宮島 司*; 本田 洋介*; 佐藤 康太郎*; 松葉 俊哉*; 斉藤 義男*; 小林 正則*; 栗巣 普揮*; 羽島 良一; et al.
Proceedings of 7th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (DVD-ROM), p.717 - 720, 2010/08
われわれは、高エネルギー加速器研究機構,原子力機構,広島大学,名古屋大学,山口大学の共同研究で超低エミッタンス,大電流ビームを供給できる500-kV光陰極DC電子銃を開発している。そのために、この電子銃のチャンバは極高真空に保たれる必要があるので、チタン製のチャンバと新しいセラミック材料を採用している。この真空チャンバのガス放出速度計測結果について報告する。
山本 将博*; 本田 洋介*; 宮島 司*; 内山 隆司*; 小林 正則*; 武藤 俊哉*; 松葉 俊哉*; 坂中 章悟*; 佐藤 康太郎*; 斉藤 義男*; et al.
Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.860 - 862, 2009/08
ERL実証機となるコンパクトERL(cERL)の建設準備がKEK東カウンターホールにて進められている。cERL早期運転実現のため、開発要素の多い電子銃部については実機開発の他、バックアップ及びR&D機として原子力機構及び高エネルギー加速器研究機構それぞれにおいて同時に開発を進めることとなった。現在原子力機構で先行して立上げが行われている1号機に対し、今後高エネルギー加速器研究機構にて立上げる2号機では、1号機との互換性を持たせつつも、(1)透過型光陰極の採用,(2)光陰極複数同時活性化及びその保存機能を持つ準備システムの開発,(3)電子銃の極高真空化のための真空系及び600kV絶縁セラミック管の開発・改良に力点を置き、現在設計を進めている。
久保 真治; 吉田 光徳; 桜井 誠*; 田中 耕太郎*; 宮下 礼子*
分離技術, 35(3), p.148 - 152, 2005/05
熱化学水素製造法は、複数の化学反応を組合せることによって、直接熱分解に要求される数千度という高温より低い温度レベルの熱エネルギーを用いて、水を分解しようとするものである。近年の燃料電池技術の急速な進展に伴って、原子力エネルギーを熱源とした熱化学水素製造法は、二酸化炭素を排出することなく大量の水素需要に応えることのできる水素製造技術として注目されるようになった。本稿では、熱化学水素製造法の中で有望と考えられているISプロセスについて、プロセスに用いられる分離,液液相分離のモデル化,ヨウ化水素の濃縮分離に関する問題点について述べる。
外池 幸太郎; 三好 慶典; 大久保 清志
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.238 - 245, 2003/04
被引用回数：2 パーセンタイル：19.76(Nuclear Science & Technology)STACYにおいて、低濃縮(U濃縮度10%)の硝酸ウラニル水溶液を内蔵する同形の2ユニットを用いて、中性子相互干渉の反応度効果を測定した。一つのユニットの厚さは350mm,幅は690mmであり、二つのユニットの間隔が0mmから1450mmまで可変である。溶液の条件はウラン濃度約290gU/L,遊離硝酸濃度約0.8規定,温度2427
C,溶液密度約1.4g/cm
であった。反応度効果はユニット間隔に応じて495mmから763mmまで変化した臨界液位から評価した。また、立体角法、及び連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Cと核データライブラリーJENDL3.2を用いた数値計算によっても反応度効果を評価した。本報告ではこれらの反応度評価結果を比較する。
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。
久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 川本 靖子*; 中尾 安幸*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭
no journal, ,
高温ガス炉を用いた長寿命核分裂生成物(LLFP)とマイナーアクチニド(MA)の核変換性能を評価した。評価は、GTHTR300の炉心にTc-99及びMAをそれぞれ2t及び50kg装荷した場合の核変換量を解析して行った。MAの組成は12年間冷却したPWR使用済み燃料の組成と同じにした。解析はMVP-BURNによる燃料ブロック体系の燃焼計算により行った。その結果、GTHTR300の1年間の運転によるLLFPの核変換量は18kg、MAは10kgと評価した。
外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所では大規模な炉心損傷・溶融の結果、溶融炉心が格納容器のコンクリート床まで落下し、溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を起こした可能性がある。MCCI生成物は、臨界となる可能性が既に指摘されており、臨界安全管理が必要である。本報告では管理に用いる基礎データとして、残留U濃縮度、ウラン・コンクリート混合比、水分含有量を変化させてMCCI生成物の臨界量を系統的に評価した結果を報告する。14GWD/t燃焼したBWR集合体の平均組成に基づく臨界量も示す。
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之
no journal, ,
従来のPRAの網羅性、現実性を向上させる手法としてダイナミックPRAの開発が様々な研究機関で行われている。モンテカルロ法を用いたダイナミックPRAの場合、高精度の結果を取得するためには、多数の熱水力解析を実施する必要があり、計算コストが増大する。その際、適切なサンプリング手法を適用すれば、少ない試行回数で効率的に結果を取得することが可能になると考えられる。そこで、モンテカルロ法に加えて、LHS法,格子点サンプリング法,準モンテカルロ法の4つの手法を用いて試解析を行った。
Zheng, X.; 久保 光太郎; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
ダイナミックPRA手法は、機構論のシミュレーションとPRAモデルを緊密にカップリングし、信頼性が高いリスク情報の定量化、その結果に含まれる不確かさの低減が期待できる。原子力機構はダイナミックPRAを実現するため、それに伴う複雑な計算を実施するツールRAPIDを開発している。本報は、シビアアクシデント解析コードとRAPIDを用いて、開発したシミュレーションに基づくダイナミックPRA手法を紹介する。
玉置 等史; Zheng, X.; 田中 洋一; 久保 光太郎; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
原子力機構では、事象発生の順序や安全工学設備の動作にプラント内の状態を反映できないという従来のPRA手法の制限を克服するため、レベル1PRAと熱水力解析との連携解析を行うダイナミックPRA手法の開発に着手した。本報では原子力機構のダイナミックPRA手法開発の目的及びダイナミックPRAを実施するにあたり構築した手順の概要について述べる。
