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報告書

簡易燃料デブリ臨界性解析ツールHANDの開発

多田 健一

JAEA-Data/Code 2020-014, 30 Pages, 2020/10

JAEA-Data-Code-2020-014.pdf:2.84MB

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉は、我が国の最も重要な課題の一つである。この廃炉作業において重要な項目が、燃料デブリの取り出しである。この燃料デブリ取り出し時には、作業者の被ばく等を防ぐ観点から、燃料デブリの臨界防止が求められている。本研究では、燃料デブリの臨界解析に着目し、この燃料デブリの臨界解析に係る計算時間の短縮を目的に、簡易に燃料デブリの臨界性を解析することができる簡易燃料デブリ臨界性解析ツールHAND (Handy Criticality ANalysis tool for fuel Debris)を開発した。予備解析としてHANDを用いて詳細解析で解析すべき解析範囲を絞ることで、詳細解析の試行数の削減に貢献することが期待できる。HANDはExcelのマクロで動作するデータベースである。HANDの入力にはGUIが利用でき、また作図も自動で行うことができる。このようにHANDは誰でも簡単に利用することが可能であり、臨界性を直感的に理解しやすいという特徴を持っている。そのため、本ツールは原子炉物理学の初学者等に対し、臨界について理解するための教育ツールとしての利用も期待できる。本報告書では、HANDの概要と利用方法について説明する。

論文

Development of FRENDY nuclear data processing code; Generation capability of multi-group cross sections from ACE file

山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 多田 健一

Transactions of the American Nuclear Society, 122(1), p.714 - 717, 2020/06

FRENDYに連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリであるACEファイルを入力として、中性子の多群実効断面積を作成する機能を開発中である。本発表では、本機能の概要とNJOYのGROUPRとの処理結果の比較を行う。

論文

Investigation of appropriate ladder number on probability table generation

多田 健一

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Transition To A Scalable Nuclear Future (PHYSOR 2020) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2020/03

確率テーブルは連続エネルギーモンテカルロ計算コードにおいて非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を考慮する手法として広く利用されている。確率テーブルはラダー法を用いて計算される。ラダー法では非分離共鳴領域の平均的な共鳴パラーメータと乱数を用いて疑似的な共鳴構造を多数作ることで、確率テーブルを計算している。確率テーブルはこの疑似的な共鳴構造を作る回数、すなわちラダー数に影響される。このラダー数は断面積ライブラリの作成時間に大きな影響を与えることから、断面積ライブラリ作成時間を低減させるためにはラダー数を出来るだけ少なくすることが重要である。しかし、最適なラダー数の検討は今まで行われていなかった。そこで本研究では、JENDL-4.0の全核種を対象として、最適なラダー数の検討を行った。その結果、ラダー数100で詳細なラダー数を用いた確率テーブルとの差異が十分に小さくなることが分かった。また、確率テーブルの差異が臨界解析に与える影響を評価したところ、確率テーブルの差異が臨界解析に与える影響は小さいことが分かった。

論文

Treatment of R-matrix Limited Formula in FRENDY

多田 健一; 国枝 賢

KURNS-EKR-5 (Internet), p.229 - 232, 2019/12

R-matrix Limitedは共鳴断面積を表記する最新の共鳴公式である。近年、ENDF/B-VIII.0やJEFF-3.3など、最新の評価済み核データライブラリへの導入が進められており、今後の導入拡大が予想される。R-matrix Limitedは従来の共鳴公式とは大きく異なっていることから、R-matrix Limitedを取り扱うためには大幅な修正が必要となる。本研究では、原子力機構が開発している核データ処理コードFRENDYでR-matrix Limitedを取り扱えるようにするため、AMURコードを取り込んだ。核データ処理結果をNJOY2016と比較したところ、FRENDYが適切にR-matrix Limitedを取り扱えることを確認した。

論文

Nuclear data processing code FRENDY

多田 健一

JAEA-Conf 2019-001, p.29 - 34, 2019/11

核データ処理はJENDLなどの評価済み核データライブラリとMVPやPHITS、MARBLEなどの輸送計算コードとを繋ぐ非常に重要なプロセスである。原子力機構では現在、国産評価済み核データライブラリJENDLの処理を目的として、国産核データ処理コードFRENDYの開発を進めている。本発表では、核データ処理とFRENDY開発の重要性を核データの評価・測定に関係する専門家に周知するため、評価済み核データライブラリから断面積ライブラリを作成するまでのそれぞれの概要と、核データ処理コードFRENDYの概要と特徴について説明する。

論文

第31回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (124), p.23 - 34, 2019/10

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)で行われている核データ評価に関する国際協力の枠組みである核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)の第31回年会とその下で活動しているサブグループの会合が、2019年6月24$$sim$$28日の日程でパリ近郊のブローニュ=ビヤンクールにあるOECD/NEA本部において開かれた。本年会では、各地域や各国の核データに関する測定及び評価の進捗とサブグループの活動状況が報告され、サブグループ会合ではそれぞれの活動に関する議論が行われた。これらの会合の概要について報告する。

論文

Investigation of the impact of the prediction accuracy of the burn-up code system SWAT4.0 on neutronics calculation

多田 健一; 崎野 孝夫*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は最も重要な課題の一つである。この燃料デブリの臨界安全解析に燃焼度クレジットを適用することが望まれている。原子力機構では使用済み燃料の核種組成の参照解を与える燃焼計算コードとしてSWAT4.0を開発している。このSWAT4.0を用いた使用済み燃料の核種組成が燃焼度クレジットに適用できるかどうかを検証した。本研究では、福島第二原子力発電所の一号機(2F1ZN2及び2F1ZN3)と二号機(2F2DN23)で取得された照射後試験解析の測定結果とSWAT4.0の解析結果を比較した。解析結果と測定結果を比較したところ、SWAT4.0で得られた核種組成は測定結果とよく一致することを確認した。また、SWAT4.0の核種組成の予測精度が臨界性に与える影響を評価したところ、U-235, Pu-239, Pu-241及びSm-149の差異が臨界性に与える影響が大きいことが分かった。しかし、核種組成の予測精度が臨界性に与える影響は3%以下と小さいことから、SWAT4.0を燃料デブリの燃焼度クレジットの評価への適用が期待できることが分かった。

論文

FRENDY; Nuclear data processing system

多田 健一

Nuclear Data Newsletter (Internet), (67), P. 2, 2019/07

これはIAEAの核データセクションが発行しているNuclear Data NewsletterのComputer Codes, Data Libraries and Web News向けの核データ処理システムFRENDYの紹介記事である。

論文

Development of a handy criticality analysis tool for fuel debris

多田 健一

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05

燃料デブリの臨界管理は東京電力福島第一原子力発電所の廃炉作業にとって重要な研究課題の一つである。燃料デブリはその幾何形状や平均燃焼度, 含水率などが不明なため、燃料デブリの臨界性の不確かさは大きい。そのため、廃炉作業計画を作成するためには、非常に多くの条件を検討する必要がある。また、廃炉作業計画作成の効率化のためには、炉物理の専門家以外も容易に臨界性の評価ができることが望ましく、既存の臨界性解析コードでは不十分である。そこで本研究では、高速かつ容易に燃料デブリの臨界性を評価するため、Excelを用いた簡易的な臨界性解析コードHANDを開発した。HANDでは、臨界性評価の経験を持たない廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に取り扱えるように、非常にシンプルな入力となっている。また計算結果は数値だけでなくグラフでも表示されるため、直感的に理解しやすい形となっている。HANDを用いることで廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に燃料デブリの臨界性評価が可能になることから、HANDを導入することにより、廃炉作業の加速が期待できる。

論文

IAEA Technical Meeting "Nuclear Data Processing"に関する会合報告

多田 健一

核データニュース(インターネット), (122), p.9 - 21, 2019/02

2018年9月3日から6日まで、ウィーンのIAEA本部で開催された、Technical Meeting「Nuclear Data Processing (核データ処理)」についての会議の様子を国内の核データ関係者に向けて紹介するものである。本会議では各機関で開発中の核データ処理コードの現状報告と、IAEAが実施している核データ処理コード間の処理結果の比較であるACE File Verification Projectについて議論があった。本稿ではこれらについて詳しく報告する。

論文

純国産次世代核データ処理コードFRENDYの開発

多田 健一

炉物理の研究(インターネット), (71), 13 Pages, 2019/02

核データ処理は評価済み核データライブラリと粒子輸送計算コードを繋ぐ重要な技術であるものの、原子力に関わる多くの技術者にとってあまり馴染みのないものである。そこで本資料では、核データ処理に興味を持ってもらうことを目的として、核データ処理の概要と、核データ処理コードの国産化の重要性、そしてFRENDY開発の経緯について、簡単に説明する。また、核データ処理について理解を深めるため、核データ処理に関連する資料をまとめた。

報告書

Nuclear data processing code FRENDY version 1

多田 健一; 国枝 賢; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2018-014, 106 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-014.pdf:1.76MB
JAEA-Data-Code-2018-014-appendix(DVD-ROM).zip:6.99MB

評価済み核データライブラリーJENDLを適切に処理するため、日本原子力研究開発機構において、国産核データ処理システムFRENDYを開発した。FRENDYの開発は、JENDLや日本原子力研究開発機構が提供する粒子輸送計算コードの普及に役立つ。FRENDYは保守性, 簡潔性, 移植性, 拡張性などを考慮して開発した。FRENDYは評価済み核データを処理するだけでなく、他の計算コードにFRENDYの機能を実装することも考慮して開発した。利用者はFRENDYの読み書きや各処理機能について、他のコードに容易に取り込むことができる。FRENDYの核データ処理手法は米国ロスアラモス国立研究所が開発したNJOYと同様である。現バージョンのFRENDYはENDF-6形式の評価済み核データから連続エネルギーモンテカルロ輸送計算コードPHITSやMCNPが利用する断面積ライブラリ形式であるACEファイルを生成することができる。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。

論文

ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.

論文

Implementation of random sampling for ACE-format cross sections using FRENDY and application to uncertainty reduction

近藤 諒一*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 多田 健一

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2019) (CD-ROM), p.1493 - 1502, 2019/00

核データ処理コードFRENDYのモジュールを用いて、ACE形式の断面積に任意の摂動を与える機能を開発した。本機能では、ACE形式の断面積を共分散データに基づいてランダムサンプリングし、各断面積の実効増倍率や中性子生成時間の感度を評価することができる。本機能の妥当性を評価するため、Godiva炉心を用いて摂動論に基づく決定論的手法(TSUNAMI-1D)及び確率論的手法(MCNP6.2)の結果と比較したところ、統計誤差の範囲内で一致することを確認した。また、不確かさ低減手法を適用したところ、実効増倍率と中性子生成時間の相関性を用いることで中性子生成時間の不確かさが低減することが分かった。

論文

燃料デブリ分布と再臨界予測における多相多成分詳細流体解析手法と連続エネルギーモンテカルロコードとの連成解析

山下 晋; 多田 健一; 吉田 啓之; 須山 賢也

日本原子力学会和文論文誌, 17(3/4), p.99 - 105, 2018/12

原子力機構では、原子炉過酷事故時における炉内構造物の溶融とその移行挙動を機構論的に明らかにし、既存SA解析コードが持つ溶融移行挙動解析における不確かさの低減を図ることなどを目的として、数値流体力学的手法に基づく溶融物の炉内移行挙動、蓄積予測手法JUPITERの開発を行なっている。本報告では、デブリの移行などにより変化する組成分布に基づき再臨界の可能性を推定できる手法の構築を検討するため、JUPITERにより計算したシビアアクシデントを模擬して計算した溶融燃料などの移行・蓄積によるデブリの分布に基づき、連続エネルギーモンテカルロコードMVPによる核計算を実施した。これら結果から、得られた組成分布に対する臨界の可能性の検討を行い、JUPITERとMVPを連成させた解析により、詳細なデブリ分布予測に基づき再臨界可能性を評価することができる見通しを得た。

論文

第30回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (120), p.35 - 46, 2018/06

経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第30回核データ評価国際ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2018年5月14日から18日の日程でOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合、エキスパートグループ会合及びサブグループ会合について報告する。

論文

Improvement of probability table generation using ladder method for a new nuclear data processing system FRENDY

多田 健一

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.2929 - 2939, 2018/04

原子力機構では核データ処理システムFRENDYの開発を進めており、それに併せて従来の核データ処理手法の問題点の調査・解決を進めている。本論文ではNJOYのPURRモジュールでも用いられているラダー法を用いた確率テーブル作成手法の改良について説明する。適切な確率テーブルを高速に作成するため、カイ二乗分布に従う乱数生成手法と、複素誤差関数の計算手法を改良した。従来の手法と新しい手法で実効増倍率を比較したところ、確率テーブル作成手法が実効増倍率に与える影響は小さいことが分かった。また、最適なラダー数について検討したところ、ラダー数は100程度で確率テーブルが十分収束していることが分かった。

報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

論文

核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に,6; 核データの利用のために; ミクロからマクロへの橋渡し

多田 健一; 小迫 和明*; 横山 賢治; 今野 力

日本原子力学会誌, 60(3), p.168 - 172, 2018/03

放射線輸送計算コードは評価済み核データを直接取り扱えず、コードが使える形式に変換する、核データ処理と呼ばれるプロセスが必要となる。核データ処理は単なる形式の変換だけでなく、放射線輸送計算で用いる物理量を求めるための様々な処理を含んでおり、評価済み核データ(ミクロ)と放射線輸送計算(マクロ)を繋ぐ重要な役割を担っている。本稿では、核データ処理の概要と核データの妥当性評価について解説する。

論文

Analysis of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:74.25(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、$$^{235}$$U, $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、$$^{237}$$Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。

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