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報告書

溶出モデルを用いたトレンチ処分施設における核種移行評価

戸塚 真義; 黒澤 亮平*; 坂井 章浩; 仲田 久和; 林 宏一; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-001.pdf:2.24MB

日本原子力研究開発機構では、国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(以下、「研究施設等廃棄物」という)の浅地中埋設処分を計画している。本稿は、研究施設等廃棄物のトレンチ処分施設における地下水シナリオの評価において、トレンチ処分施設からの放射性物質の浸出モデルとして、放射性物質が廃棄物から一定の溶出率で処分施設内の充填土層へ溶出するモデルを開発し、これを用いて線量及び基準線量相当濃度の評価を実施した。この線量評価結果とこれまで用いられてきた分配平衡モデルの線量を比較し溶出の影響を評価した。また、トレンチ処分対象で安定5品目以外のセメント固化体等は、遮水層を設置したトレンチ処分施設に処分することを想定しており、この遮水層による浸透水量の低減効果をパラメータとしてトレンチ処分施設における地下水シナリオの線量及び基準線量相当濃度への影響を評価した。

報告書

浅地中処分施設の周辺環境における予備的な三次元地下水流動解析

坂井 章浩; 黒澤 亮平*; 戸塚 真義; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Technology 2016-032, 117 Pages, 2017/02

JAEA-Technology-2016-032.pdf:12.84MB

原子力機構廃棄物対策・埋設事業統括部では、原子力機構及び国内の研究施設などから発生する低レベルの放射性廃棄物(研究施設等廃棄物)の浅地中埋設処分を計画している。研究施設等廃棄物の浅地中処分では、放射性物質の移行評価のモデルを構築するため、立地環境をモデル化した3次元地下水流動解析を行うこととしている。しかし、現在、立地場所が決定していないことから、立地場所を対象とした評価はできない状況にある。一方、平成10年度に原子力機構の原子力科学研究所の敷地内における極低レベルコンクリート廃棄物の埋設実地試験において、3次元地下水流動解析が実施されている。当解析は処分施設周辺の地質環境をモデル化して有限要素法による計算コード3D-SEEPコードを用いて評価されている。本報告書は、浅地中処分を対象とする3次元地下水流動解析の予備的評価として、埋設実地試験に対して行われた評価に基づき、最新の知見を用いて3D-SEEPコードでモデルを再構築し、評価を実施した。この結果、適切な評価体系モデルの構築で、将来の研究施設等廃棄物の浅地中処分環境における3次元地下水流動解析は、十分に実施可能であると考えられる。

報告書

地質環境の長期安定性に関する研究 年度報告書(平成19年度)

草野 友宏; 野原 壯; 梅田 浩司; 石丸 恒存; 花室 孝広; 齋藤 龍郎; 安江 健一; 丹羽 正和; 島田 耕史; 山田 国見; et al.

JAEA-Research 2009-022, 47 Pages, 2009/09

JAEA-Research-2009-022.pdf:48.94MB

我が国は変動帯に位置しており、安定大陸に位置する欧米諸国に比べて、地震や火山活動等が活発である。地層処分においては、まず安定な地質環境を選んだうえで、そこに適切な多重バリアシステムを構築することが、安全確保の基本的な考え方である。このため、地質環境の長期安定性に関する研究においては、地層処分の場としての地質環境に重要な変化をもたらす可能性のある地震・断層活動,火山活動,隆起・侵食,気候・海水準変動等の天然現象に着目して、それらの有無や程度が文献から明らかでない場合に適用する調査技術や、それらが地質環境に及ぼす影響を評価するための調査技術・解析手法にかかわる研究開発を進めている。平成19年度においては、我が国の地質環境において地層処分システムの成立性に重大な影響を及ぼす現象の存在や、過去の変動の履歴を確認するための調査技術として、以下の項目について調査・研究を行った。地震・断層活動については、破砕帯の分布,活動履歴,活動性の調査技術の整備を行った。火山活動については、熱履歴や地下深部のマグマ・高温流体などを調査する技術の開発を行った。隆起・侵食/気候・海水準変動については、河成段丘を用いた隆起速度を調査する技術,地形変化をモデル化する技術,地殻変動や気候変動を考慮した地下水流動解析手法などの開発を行った。

報告書

地層処分技術に関する知識基盤の構築; 平成18年度報告

梅田 浩司; 大井 貴夫; 大澤 英昭; 大山 卓也; 小田 治恵; 亀井 玄人; 久慈 雅栄*; 黒澤 英樹; 小林 保之; 佐々木 康雄; et al.

JAEA-Review 2007-050, 82 Pages, 2007/12

JAEA-Review-2007-050.pdf:28.56MB

本報告書は、2006年度(平成18年度)の地層処分技術に関する各々のプロジェクトにおける研究開発の現状とトピック報告を示した年度報告書である。

論文

軽水炉使用済燃料の長期貯蔵がプルサーマル燃料サイクルに与える効果

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 須山 賢也; 板原 國幸*; 鈴木 勝男*; 濱田 紘司*

日本原子力学会誌, 40(6), p.486 - 494, 1998/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本の原子力開発利用長期計画によると、六ヶ所再処理工場の操業開始は2000年過ぎ、民間第2再処理工場の方針決定が2010年頃とされている。国内処理能力とのバランスを考えると、使用済燃料の貯蔵が増大すると予想される。そこで、使用済燃料の冷却期間の延長がプルサーマル燃料サイクルに与える効果を検討することとした。このため、日本の典型的なPWR燃料について燃焼計算を行うとともに、MOX燃料を用いたプルサーマル炉心の燃焼及び臨界計算を行って、再処理施設の臨界安全やしゃへい設計及びMOX燃料炉心の寿命などに与える影響を評価した。プルトニウム有効利用の点から使用済燃料貯蔵期間は短い方が望ましいと考えられてきたが、本検討の結果、使用済燃料貯蔵期間を30年に延長すると、燃料サイクルの安全性、経済性に多くの利点が期待できる上、プルトニウム有効利用の点でもほとんど不利益のないことが分かった。

報告書

The Isotopic compositions database system on spent fuels in light water reactors (SFCOMPO)

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 坂本 浩紀; 金子 俊幸*

JAERI-Data/Code 96-036, 156 Pages, 1997/02

JAERI-Data-Code-96-036.pdf:3.22MB

日本におけるシグマ委員会の核種生成量評価WG活動の一環として、軽水炉使用済燃料の核種組成分析データの収集を行ってきた。これらのデータは燃焼計算コードの精度評価に必要なものである。これらのデータを世界のユーザーに提供するため、核種組成データベースシステムSFCOMPOがパーソナルコンピュータIBM PC-AT(又はその互換機)上で作成された。SFCOMPOには、10基の軽水炉(6基のPWR及び4基のBWR)から収集された核種組成分析データ及び数組の使用済燃料棒の軸方向燃焼度分布データが収納されている。

報告書

モンテカルロ法による核燃料集合体燃焼計算コード; MKENO-BURN

内藤 俶孝; 須山 賢也; 増川 史洋; 松本 潔; 黒澤 正義; 金子 俊幸*

JAERI-Data/Code 96-037, 70 Pages, 1996/12

JAERI-Data-Code-96-037.pdf:1.68MB

近年のBWR燃料集合体のような非均質性が強い体系において燃焼計算を精度よく行うには、非均質な効果を考慮して中性子スペクトルを正確に評価することが重要である。MKENO-BURNは、3次元モンテカルロ計算コードMULTI-KENOと、一次元燃焼計算コードUNITBURNの燃焼計算ルーチンを組み合せた燃焼計算コードである。すなわち、MKENO-BURNは、MULTI-KENOにより3次元体系における中性子スペクトルを計算して1群断面積を作成し、任意の領域の燃焼計算を行う。これによって、3次元体系での燃焼計算が可能である。本レポートは、MKENO-BURNの一般的記述と入力データの説明からなっている。

論文

Study on the criticality safety evaluation method for burnup credit in JAERI

内藤 俶孝; 高野 誠; 黒澤 正義; 須崎 武則

Nuclear Technology, 110, p.40 - 52, 1995/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:37.69(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料棒体系の臨界安全評価には、対象となる総ての使用済燃料に対して安全側となるよう保守的に評価する方法と、燃焼度をアセンブリ単位で測定することを前提に、ある燃焼度値以上の使用済燃料に限定して評価する方法がある。前者の方法は、原子炉施設内の使用済燃料貯蔵プールに適用され、後者の方法は六ヶ所再処理施設の使用済燃料貯蔵施設に適用されている。後者の方法については、体系を代表する燃焼度、燃焼履歴を有する燃料アセンブリの選定手順、さらに核種組成や主要FP核種の選定方法を示した。また、種々の測定データを利用して、燃焼度相当の指標により、炉型にあまり依存しない核種組成の求め方について示した。軸方向燃焼度分布や、計算誤差の効果に対する検討および今後の課題についても示した。

報告書

有機溶剤の散乱核の導出と有機溶剤減速材-MOX燃料棒体系の臨界解析

角谷 浩享*; 塩田 雅之*; 末富 英一*; 内藤 俶孝; 黒澤 正義

JAERI-Research 95-033, 31 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-033.pdf:0.71MB

有機溶剤を減速材にもつMOX燃料棒体系の臨界実験は従来、有機溶剤の熱中性子散乱核を用いて解析されてはいない。通常有機溶剤中の水素原子に対する散乱核は軽水中の水素に関するもので代用されている。これは有機溶剤に関して熱中性子散乱断面積の信頼できるデータが存在しなかったためである。そこで有機溶剤TBP(tributyl phosphate)に関する全断面の実験値を再現するような散乱核を作成し、これを用いて32vol%のn-ドデカンの混合液を減速材にもつMOX燃料棒体系の臨界実験を解析した。臨界解析はモンテカルロ法臨界解析コードMULTI-KENO及びMGCL多群定数ライブラリーを用いて行った。新しい散乱核を用いた実効増倍率は従来の結果より小さく、かつ実験値との良い一致を示した。また、軽水の散乱核を用いた従来の解析との差は0.5%$$Delta$$Kと小さかったが、臨界固有値の燃料棒格子幅依存性が改善された。

論文

Exponential experiments of PWR spent fuel assemblies for acquiring subcriticality benchmarks usable in burnup credit evaluations

須崎 武則; 黒澤 正義; 広瀬 秀幸; 山本 俊弘; 中島 健; 金井塚 文雄; 小林 岩夫*; 金子 俊幸*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.1B.11 - 1B.18, 1995/00

バーンアップクレジットを用いた使用済燃料の臨界安全管理を可能とするには、臨界安全評価に用いる計算手法の精度を確認するためのベンチマーク実験データが必要である。しかしながら、適切なデータは世界的にも皆無に近い状況である。原研燃料試験施設プールにおいて、PWR使用済燃料集合体2体に対して指数実験を行い、未臨界度に関する実験データを取得した。燃料組成を、照射後試験データ、運転管理データ、ORIGEN2による燃焼計算の三者を組合わせることにより推定し、それを用いて臨界計算を行ったところ、実験値を良い精度で再現した。このことから、既存の計算手法は使用済燃料に対しても妥当な精度を有すると考えられるが、さらなる精度向上を図るためには、核分裂生成物核種の含有量を測定する等の新たな努力が必要である。

論文

Isotopic composition of spent fuels for criticality safety evaluation and isotopic composition database (SFCOMPO)

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.2.11 - 2.15, 1995/00

使用済燃料の核種組成の燃焼度依存性を把握するため、多くの使用済燃料分析データが精密に調べられ、これらのデータが検索しやすいような核種組成データベース(SFCOMPO)が作られた。一方、これらのデータを用いて使用済燃料の燃焼特性が研究され、日本において臨界安全評価用U、Pu組成が推奨されるに到っている。この推奨値は、これを用いた臨界計算の実効増倍率が実際の値より高くなるよう決められた。このことを確認するため、推奨値及びORIGEN2計算による核種組成を用いて、PWR使用済燃料1体の臨界計算をMCNPで行った。

報告書

Data book of the isotopic composition of spent fuel in light water reactors

内藤 俶孝; 黒澤 正義; 金子 俊幸*

JAERI-M 94-034, 225 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-034.pdf:5.59MB

使用済燃料中の核種組成を計算するためのコードの精度把握に必要な核種組成の実測データを、シグマ委員会の中に設置されている核種生成量評価WGの活動の一環として収集した。収集したデータは、ベンチマーク計算に必要な情報を提供するために、サンプル燃料の照射履歴、サンプル燃料集合体の構成、サンプル収集位置及び核種組成データに分類して編集した。ここでは、欧米の軽水炉9基(PWR5基、BWR4基)および日本の軽水炉4基(PWR2基、BWR2基)の計13基から収集したデータを記す。その他、これら核種組成の典型的な燃焼特性についても参考のため記す。

報告書

燃焼燃料の臨界量の推定

小室 雄一; 内藤 俶孝; 黒澤 正義; 酒井 友宏*; 田仲*

JAERI-M 94-018, 32 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-018.pdf:0.95MB

臨界安全管理において燃料が燃焼していることを考慮することの有効性を示すため、軽水炉で燃焼した燃料の臨界量を算出した。この計算に先立ち、軽水炉使用済み燃料中のアクチノイド核種の分析データを集め、臨界安全性の観点で安全側の結果を与える核種組成を決定した。核分裂生成物については、その物理的及び化学的性質を検討し、臨界安全評価計算の際に使用してもよい核種を約10核種選定した。以上の方法で求めた核種組成を用いて算出した臨界質量は、燃焼度が高くなるに従って大きくなることが分かった。

報告書

軽水炉使用済燃料中の核種組成データ集

内藤 俶孝; 黒澤 正義; 金子 俊幸*

JAERI-M 93-061, 225 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-061.pdf:5.45MB

使用済燃料中の核種組成を計算するためのコードの精度把握に必要な核種組成の実測データを、シグマ委員会の中に設置されている核種生成量評価WGの活動の一環として収集した。収集したデータは、ベンチマーク計算に必要な情報を提供するために、サンプル燃料の照射履歴、サンプル燃料集合体の構成、サンプル収集位置及び核種組成データに分類して編集した。ここでは、欧米の軽水炉9基(PWR5基、BWR4基)および日本の軽水炉4基(PWR2基、BWR2基)の計13基から収集したデータを記す。その他、これらの核種組成の典型的な燃焼特性についても参考のため記す。

報告書

三次元斜交座標系(三角メッシュ)CITATION用プロットシステム

黒澤 正義

JAERI-M 92-007, 56 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-007.pdf:1.86MB

三次元斜交座標系(三角メッシュ)CITATIONの計算結果をプロットするプロットシステムを整備した。従来、CITATIONのXYZの直交座標系の計算結果をプロットできるプロットプログラムがあった。これを一部変更して斜交座標系から直交座標系に変換するルーチンを付加した。これにより、三次元斜交座標系CITATIONの計算結果(中性子束分布、出力密度分布)に関し、次の図が得られるようになった。(1)一次元分布図、(2)二次元等高線図、(3)三次元鳥かん図。

論文

Burn-up calculation and evaluation on cadmium absorber of the JRR-2 control rod

黒澤 正義; 坂佐井 光一

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 16 Pages, 1988/00

JRR-2制御棒のカドミウム吸収体の解体検査の結果、カドミウムの燃焼率が測定できた。質量分析による同位体組成が示され、長さ60cmのJRR-2制御棒吸収体の下端から10cm程度のカドミウムが100%燃焼していることが明らかとなった。本報告は、この測定結果を説明するとともに、簡易な燃焼計算方法を考えて実施した燃焼計算の結果を示し、測定値と計算値が良い一致を示すことを発表するものである。

口頭

地質環境の長期安定性にかかわる地形変化と気候変動の研究; 内陸部における事例研究

安江 健一; 田力 正好; 三枝 博光; 丹羽 正和; 黒澤 英樹; 草野 友宏

no journal, , 

放射性廃棄物の地層処分の安全性を確保するためには、隆起・侵食や気候変動などの天然現象の規模やそれらが引き起こす地質環境の変化を適切に考慮する必要がある。原子力機構では過去から現在までの地形や気候の変化を明らかにして将来の地形や気候の変化を予測する技術を整備するとともに、地殻変動及び気候・海水準変動が複合して引き起こす地下水流動の長期変化に関する解析手法の開発を進めている。特に内陸部を対象として、(1)古地形・古環境の復元調査技術の整備,(2)地形変化モデルの開発,(3)地質環境の変化を考慮した地下水流動解析手法の開発、に取り組んでいる。本発表では、これまで実施してきた技術開発のうち主要な成果について概略を報告する。

口頭

長期的な地形変化及び気候変動が地下水流動特性に与える影響評価にかかわる研究

三枝 博光; 安江 健一; 水野 崇; 竹内 竜史; 田力 正好; 黒澤 英樹

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発においては、隆起・侵食などによって生じる地形変化,降水量や海水準の変化の要因の一つである気候変動などの自然現象に伴い地質環境が長期的にどのように変化するのかを把握するための調査・解析技術を構築することが重要である。原子力機構では、地質環境の長期安定性に関する研究において「調査技術の開発・体系化」と「長期予測・影響評価モデルの開発」の枠組みを設定し、調査技術・解析手法の開発・体系化に取り組んでいる。地形変化や気候変動に関する調査研究では、過去から現在までの地形や気候の変化を明らかにし、将来の地形や気候の変化を推測するための技術を開発・整備するために、(1)古地形・古気候の復元調査技術の整備,(2)地形変化モデルの開発に取り組んでいる。さらに地形や気候の変化などに伴って地下水流動が変化する可能性があることから、それを適切に評価する解析手法を開発するために、(3)天然現象を考慮した地下水流動解析手法の開発に取り組んでいる。本報告では、これらの研究開発の概要について紹介する。

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