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論文

Criticality characteristics of MCCI products possibly produced in reactors of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

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$$sim$$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。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*

JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB

SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP及びMCNPを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT3.1

須山 賢也; 望月 弘樹*; 高田 友幸*; 龍福 進*; 奥野 浩; 村崎 穣; 大久保 清志

JAEA-Data/Code 2009-002, 124 Pages, 2009/05

JAEA-Data-Code-2009-002.pdf:14.09MB

統合化燃焼計算コードシステムSWATは 我が国で広く利用される核計算コードSRACと、一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せたシステムであり、使用済燃料中のウラン,プルトニウム,マイナーアクチニド,核分裂生成物の組成を評価するために利用されてきた。任意の幾何形状の燃料の燃焼を取り扱うことができ、実効断面積の作成にさまざまな近似を行う必要がない連続エネルギモンテカルロコードを燃焼計算に使用することには大きな利点がある。従来のSWATシステムの基本構想に基づいて、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と我が国で広く利用されている連続エネルギモンテカルロコードMVPとMCNPを組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1を開発した。本レポートはSWAT3.1の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

報告書

Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries

坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.

JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB

安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。

報告書

評価済み溶解槽模擬臨界実験体系に基づく臨界計算コードのベンチマーク解析

奥野 浩; 高田 友幸; 吉山 弘; 三好 慶典

JAEA-Data/Code 2005-001, 117 Pages, 2005/11

JAEA-Data-Code-2005-001.pdf:9.37MB

燃料棒配列が燃料溶液中に存在するいわゆる溶解槽模擬体系に対し、現在、日本で臨界安全評価に使用されている典型的な臨界計算コードMCNP, MVP, SCALE, JACSを対象にベンチマーク解析を行った。ベンチマーク解析には、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに記載されている日本原子力研究所の低濃縮ウラン非均質炉心の1評価5臨界点の臨界実験体系及び米国バッテル・パシフィック・ノースウェスト研究所のウラン・プルトニウム混合系非均質炉心の2評価16臨界点の臨界実験体系を用いた。解析の結果、中性子増倍率の最低値は、MCNP, MVP, SCALE, JACSそれぞれに対して0.993, 0.990, 0.993, 0.972となり、最大許容増倍率0.95を2%から4%上回った。

論文

Calculation of nuclear characteristic parameters and drawing subcriticality judgment graphs of infinite fuel systems for typical nuclear fuels

奥野 浩; 高田 友幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(4), p.481 - 492, 2004/04

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

「臨界安全ハンドブック」の「データ集」改訂のため、核特性パラメタを計算し、未臨界判定図を作成した。核特性パラメタは、無限中性子増倍率,移動面積及び拡散係数で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価に用いられる11種類の典型的な燃料についてであった。これらの燃料には「データ集」に記載のなかったADU-H$$_{2}$$O, UF6-HF及びPu(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$-UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$溶液が含まれる。計算は、日本の評価済核データJENDL3.2及び一連の臨界計算コードSRAC,POST及びSIMCRIを用いて実施した。未臨界判定図は、中性子増倍率がkinf=0.98を満たす領域を(a)ウラン濃縮度,239Pu/Pu比、あるいはプルトニウム富化度と(b)H/(Pu+U)比という2つの変数間において、無限媒質での同じ燃料(UF6-HFを除く)について描いた。未臨界判定図の制限についても議論した。

報告書

非均質体系におけるJACSコードシステム解析結果の再評価; 燃料ロッドとU+Pu硝酸水溶液混在体系

高田 友幸; 三好 慶典; 片倉 純一

JAERI-Tech 2003-036, 80 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-036.pdf:3.67MB

臨界安全性評価コードシステムJACSのうち、多群定数ライブラリーMGCLと3次元モンテカルロ計算コードKENO-IVの組み合わせによる臨界計算の精度評価を行うために、ベンチマーク計算が1980年から1982年に実施された。その中で非均質体系において計算された中性子実効増倍率が0.95を下回るケースがいくつか見られた。本報告書ではJAERI-M 9859に示されている中性子毒を含むU+Pu硝酸水溶液体系のうちの非均質体系について、その原因を検討し、再計算を実施した。検討の結果、JAERI-M 9859に示されている0.95を下回る実効増倍率は、KENO-IVの計算モデルにおいて円筒容器の下部に水反射体が設定されていないことに起因することが判明した。これを考慮すると0.95を下回ることはなく、実験値1.0に近いものとなる。

報告書

弱結合相互干渉系臨界解析のマトリックス固有ベクトルを用いた収束性加速

野村 靖; 高田 友幸; 角谷 浩享*; 黒石 武

JAERI-Tech 2003-020, 88 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-020.pdf:4.31MB

弱結合中性子相互干渉系の中性子増倍率をモンテカルロ法計算コードにより求める場合に、しばしば解の収束性に関する問題が生じる。本報告では、この計算コードによる解の収束性に関して、一般的な中性子輸送方程式から導いた理論により、マトリクスK手法による解の収束性加速について考察を加えた。これにより、連続エネルギーモンテカルロ法コードMCNPにマトリクスK計算機能及び収束加速手順を組み込んだ。さらに、新たに開発した計算コードを用いてOECD/NEA臨界計算ベンチマークの2問題について解析を試み、マトリクスKによる解の収束性加速の有効性を確認した。

報告書

POST: SRAC95を使用した臨界計算のための断面積処理プログラム

須山 賢也; 高田 友幸*

JAERI-Data/Code 98-035, 24 Pages, 1998/11

JAERI-Data-Code-98-035.pdf:0.85MB

``POST''は、臨界計算のための、SRAC95によって作成されたライブラリの処理システムである。作成されたライブラリは、ANISNあるいはAMPX作業形式ライブラリのフォーマットを有している。そのライブラリを使用することで、SRAC95によって作成した実効断面積を用いて、KENO-IVあるいはKENO-Vaによる臨界解析が可能となる。

報告書

断面積セット作成プログラムMAIL3.1

須山 賢也; 小室 雄一; 高田 友幸*; 川崎 弘光*; 大内 圭介*

JAERI-Data/Code 98-004, 172 Pages, 1998/02

JAERI-Data-Code-98-004.pdf:4.47MB

本書はSIMCRI, ANISN-JR, KENO IV, KENO V, MULTI-KENO, MULTI-KENO-2そしてMULTI-KENO-3.0のような、輸送計算プログラム用の断面積セットを作成するプログラムMAIL3.1の使用手引書である。MAIL3.1は、1990年に公開されたMAIL3.0の改良版である。MAIL3.1は、MAIL3.0の機能をすべて継承し、以下に示す2つの新しい機能を持つ。1.AMPX形式の断面積セットの作成、2.Hansen-Roach断面積セットの核種識別子の印字

論文

Analysis of the (N,xN') reactions by quantum molecular dynamics plus statistical decay model

仁井田 浩二*; 千葉 敏; 丸山 敏毅; 丸山 智幸*; 高田 弘; 深堀 智生; 中原 康明; 岩本 昭

Physical Review C, 52(5), p.2620 - 2635, 1995/11

 被引用回数:326 パーセンタイル:99.54(Physics, Nuclear)

QMD(量子分子動力学)と統計模型の結合により、様々な核反応を統一的に記述する模型を提案する。この模型の基礎的定式と、核子入射核反応の計算結果が報告される。この模型により、入射エネルギーが100MeVから3GeVの(N,xN')型の核反応が、一定のパラメータセットを用いて非常に良く再現される。複合核反応、前平衡反応、スポーレーション反応の3つが、この模型により統一的に記述できる。

口頭

破損した燃焼燃料の臨界安全評価; 基本的パラメータの算出

須山 賢也; 戸塚 真義; 内山 軍蔵; 高田 友幸*

no journal, , 

原子炉の廃炉で必要となる燃料の取り出しに向けた検討が実施されているが、核燃料が破損しているため元の形状が保持されている保証はなく、さらに燃料の組成や配置その他のパラメータも不明であるため、臨界安全評価においてどのような仮定を置いたとしても、それが非保守的あるいは過度に保守的ではない現実的な設定であるかの合理的な判断を下すことが困難である。そのため破損燃料の臨界安全評価手法の開発に着手するにあたり、今後の臨界安全評価に資する最も基本的な臨界パラメータを算出することとした。

口頭

破損した燃焼燃料の臨界安全評価; 構造材の影響

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。

口頭

統合化燃焼計算コードシステムSWAT4の開発と検証

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 内田 有里子; 外池 幸太郎; 高田 友幸*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で発生した破損燃料の臨界安全評価には、多数の燃焼燃料の組成を高精度かつ高速に評価することが必要となる。連続エネルギモンテカルロコードMVPあるいはMCNPを使用する統合化燃焼計算コードSWAT3.1に決定論的中性子輸送計算コードSRAC2006を制御する機能を付加したSWAT4を開発し、その精度を燃焼計算ベンチマーク(OECD/NEA Phase-IIIB)及び使用済燃料組成測定(ARIANE: Actinides Research in a Nuclear Elements)のデータを解析することにより検証した。

口頭

MCCI生成物の臨界量評価

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$$^{235}$$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。

口頭

A Micro pixel chamber based neutron imaging detector ($$mu$$ NID) with boron converter for energy-resolved neutron imaging at J-PARC

Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 原田 正英; 林田 洋寿*; 廣井 孝介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; 及川 健一; 瀬川 麻里子; Su, Y.; et al.

no journal, , 

At the Energy-Resolved Neutron Imaging System RADEN of the J-PARC MLF, we take advantage of the accurate measurement of neutron energy by time-of-flight to perform energy-resolved neutron imaging. To carry out measurements at RADEN, we have been developing and testing cutting-edge detector systems employing micro-pattern detectors and high-speed, all-digital data acquisition systems. One such detector, the Micro Pixel Chamber based Neutron Imaging Detector ($$mu$$NID), provides a spatial resolution of less than 250 $$mu$$m FWHM, 26% detection efficiency for thermal neutrons with $$^3$$He for conversion, and count rate capacity of 8 Mcps. By replacing the $$^3$$He gas with a boron-based converter, we aim to increase the count rate capacity three-fold while maintaining good spatial resolution. This is made possible by the significantly reduced event size for the alpha from the $$^10$$B-neutron interaction as compared to the lighter proton and triton in the $$^3$$He case.

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