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横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*
JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MBJAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MBJAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB
高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。
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.
横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05
As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data", MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.
久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.
JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03
JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB
本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。
鳥井原 誠*; 丸山 誠*; 鈴木 健一郎*; 並木 和人*
JNC TJ7400 2005-034, 179 Pages, 2004/02
JNC-TJ7400-2005-034.PDF:31.02MB
結晶質岩の脆性破壊現象を解明し、そのメカニズムをモデル化することは掘削損傷領域の物性評価において重要となる。しかしながら、岩盤の破壊や塑性化などの非弾性状態の岩盤物性を定量的に表現できる数値解析手法はほとんど現存しないのが実情である。そこで本研究では、応力集中による岩盤破壊や塑性化のメカニズムを明らかにし、その領域の岩盤物性を表現できる解析手法を開発することを目的とする。
鳥井原 誠*; 丸山 誠*; 桑原 徹*; 鈴木 健一郎*
JNC TJ7400 2005-032, 206 Pages, 2003/02
JNC-TJ7400-2005-032.PDF:29.17MB
結晶質岩の脆性破壊現象を解明し、そのメカニズムをモデル化することは掘削損傷領域の物性評価において重要となる。本研究では、花崗岩を対象として、脆性破壊過程における岩石中のクラックの進展を構造解析、一軸および三軸圧縮/伸長試験、弾性波速度、比抵抗値の計測および、空洞模型試験により調べた。その結果、以下の知見を得た。(1)3次元構造解析の結果、脆性破壊の進行に伴い発生・進展するクラックは、破壊応力の90%から100%に達するまでの間、そのクラック直径が増加するにも関わらず、クラック個数密度は変化しない。(2)多方向の弾性波速度計測から決まる2階のテンソルとクラックテンソルは強い相関がある。(3)短期と長期のクラック進展メカニズムを考慮し、クラックの進展条件においてはクラック間の相互干渉効果を考慮したマイクロメカニクスに基づく解析モデルの適用性を示した。(4)複雑な応力履歴を受ける岩盤内空洞への適用を目的に空洞模型試験を実施し、空洞の周辺岩盤の脆性破壊過程をAE監視等により、損傷の進展として捕らえることができた。(5)クラックの進展による透水性の変化を考慮していくため、クラックテンソルによる透水係数の評価式を提案し、その有効性を示した。
丸山 誠*; 鳥井原 誠*; 三上 哲司*; 畑 浩二*
JNC TJ7400 2005-030, 106 Pages, 2003/02
JNC-TJ7400-2005-030.PDF:50.79MB
本業務の目的は、がんばんないに無数に存在するジョイント(割れ目)から力学的に影響が大きいと考えられる代表的なジョイントを抽出し、その強度・変形特性と幾何学的な特性を明らかにすることである。本件では、DH-2号孔の土岐花崗岩のジョイントを含む試料を用いた室内試験を実施した。試料は、ジョイントの角度、形状および、充填物の有無などを指標に数種類に分類し、各分類にしたがいジョイント面の垂直剛性、せん断剛性などを算定するとともに、これらの物性からジョイントを考慮した解析に必要なBarton-Bandis Modelの破壊基準を作成した。
吉岡 尚也; 杉原 弘造; 木梨 秀雄*; 畑 浩二*; 丸山 誠*
材料, 42(474), p.324 - 328, 1993/03
岩盤内に空洞を掘削すると空洞周辺の岩盤内応力は再配分されて新たな応力場が形成される。したがって、掘削に伴う応力再配分の形成過程を把握しておくと空洞の力学的な安定性の評価や支保設計等に関して有益な情報を与えてくれる。そこで、直径6m・深さ150mの規模を有した立坑を堆積岩地山に掘削する時に多軸岩盤ひずみ計を先行埋設し、岩盤内に生じるひずみの変化を計測した。併せて、FEMによる軸対象弾性解析を実施した。その結果、以下のことがわかった。(1)立坑掘削によるひずみの変化は、空洞壁面を空洞の中心に引きずり込む掘削外力の作用によって生じている。(2)既存のFEMを用いた解析結果とひずみの計測結果はほぼ調和的であった。
野田 恭子*; 鷹尾 康一朗*; 杉山 雄一*; 原田 雅幸*; 野上 雅伸*; 丸山 幸一*; 高橋 宏明*; Kim, S.-Y.; 佐藤 真人; 峯尾 英章; et al.
no journal, ,
ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発している。これまでの試験で、U(VI)を硝酸溶液から沈殿させるN-シクロヘキシルピロリドン(NCP)を用い、選択的U沈殿工程及びU-Pu共沈工程の2工程からなるプロセスを開発した。さらに、現在はプロセスをより選択的に、より経済的にするため、他のピロリドン誘導体によるU及びPuの沈殿挙動について研究している。本報告では、本研究開発の概要とこれまでの主要な成果を紹介する。本研究開発では、新規沈殿剤を用いることによるシステムの分離性・安全性・経済性向上を目指しており、これまでに低配位性・低疎水性新規沈殿剤であるN-ブチルピロリドン(NBP)あるいはN-プロピルピロリドン(NProP)を用いることで選択的U沈殿工程の効率化が可能であることを明らかにした。
石川 眞; 横山 賢治; 沼田 一幸; 丸山 修平; 竹田 敏一*
no journal, ,
これまでに収集・評価したMA関連測定データを活用して、JENDL-4.0に基づく断面積の調整計算を行った。その結果、MAに関連する積分核特性の核データに起因する不確かさを、大幅に低減できる見通しが得られた。
