Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
no journal, ,
福島第一原子力発電所の格納容器内の燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動の解析手法の開発を進めている。格納容器内に分布していると考えられる燃料デブリの位置,発熱量、及びデブリ内での存在が想定される多孔体の影響を考慮しつつ、格納容器内に生じる流動ならびに伝熱を数値シミュレーションにより評価する。前報では、ポーラスモデルを導入したJUPITERと多孔体自然対流熱伝達試験との比較から、JUPITERが多孔体の熱伝達を過小評価していることを報告した。本報では、過小評価の原因を明らかにするため、矩形配管内に多孔体を設置した体系にて強制対流試験を実施し、流動に限定した妥当性検証を実施した。その結果、多孔体前後の差圧が試験と解析で定量的に合致したとともに、流速分布についても試験と同様な分布が本解析より得られた。このことから、本解析は流動について妥当と考えられる。
多田 健一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*
no journal, ,
原子力機構で開発している核データ処理コードFRENDY第2版が2022年1月に公開された。本発表では、多群断面積処理機能、確率テーブルの統計誤差計算機能、ACEファイルの摂動機能、ENDF-6形式の核データファイルの修正など、FRENDY第2版で新たに実装された機能の概要について紹介する。
線スカイシャイン線量評価朝倉 和基; 下村 祐介
no journal, ,
近年、計算機の性能が飛躍的に向上していることから、線量評価についてもモンテカルロ計算法が広く使用されている。許認可において利用実績がある代表的な汎用モンテカルロ計算コードとしては、米国製のMCNPと日本製のPHITSがある。PHITSは、MCNPと比べて利用実績が少ないものの、標準で3Dモデルの記述が可能なこと等、高い拡張性を有している。多種多様な放射性廃棄物を集中保管する施設においては、線量評価及び廃棄物の保管配置の設計に有効活用できる可能性がある。本発表では、PHITSの[t-point](ポイントタリー機能)を用いた、放射性廃棄物保管時の線スカイシャイン評価の結果及び今後の拡張性について考察した結果を報告する。
山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 多田 健一
no journal, ,
原子力機構が開発している核データ処理コードFRENDYの中性子多群定数作成において、任意の核種に対する厳密共鳴散乱効果を考慮する機能を実装した。本機能の妥当性を確認するため、厳密共鳴散乱の効果の大きいMostellerベンチマークなどで本機能の有無による燃料温度計数を比較したところ、過去の研究結果とよく一致することを確認した。
木名瀬 栄; 宇野 騎一郎*; 小島 恵美*; 金井塚 清一*; 志風 義明; 安藤 真樹; 三上 智; 斎藤 公明
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故後の公衆外部被ばく線量を推定するために開発された、UNSCEAR M2020線量率ダイナミックモデルとJAEA 2017空間線量率予測モデルを比較し、避難指示区域内外の空間線量率減少傾向を反映するロケーションファンクタを導出した。UNSCEAR 2020年/2021年報告書に示されたロケーションファクタは、事故直後から5年程度は避難指示区域内、特に帰還困難区域内の歩行/走行サーベイなどの結果から導出された数値と同等であり、避難指示区域外の被災住民にとっては保守的な線量評価の一因になることを確認した。汎用的ロケーションファクタを用いた線量評価は、その評価結果の不確かさを増大する可能性があるため、評価目的と対象時空間を明確にすることが必要である。
中原 将海; 坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行
no journal, ,
溶媒抽出/低圧損抽出クロマトグラフィを組み合わせたハイブリッド型プロセスの開発を実施している。マイナーアクチニドの抽出挙動及び核分裂生成物の除染性能を確認するために溶媒抽出法によるホット試験を実施した。試験は、高レベル放射性物質研究施設において、マイナーアクチニド含有の溶液をフィード溶液として使用した。本発表ではその試験結果を報告する。
AmRovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*
no journal, ,
The neutron capture cross section of Am was measured at the ANNRI beamline of J-PARC. The time-of-flight experimental technique together with the neutron filtering system were applied to determine the cross section results for neutron energies from 10 eV to about 100 eV and at the averaged energies of 23.5, 51.5 and 127.7 keV. In the present work, alongside the cross section data, the results of a resonance shape analysis with the REFIT code are also included.
高井 俊秀; 山野 秀将; 江村 優軌; 東 英生*; 福山 博之*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; 古谷 正祐*; Hong, Z.*; et al.
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応・再配置実験、共晶反応メカニズム検討、及び共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要及び令和3年度までの進捗概要について報告する。
佐野 雄一; 新井 剛*; 中谷 清治*; 松浦 治明*; 国井 茂*
no journal, ,
TBPを利用した溶媒抽出法によるMA(III)+Ln(III)共回収フローシート及び低圧損操作が可能な大粒径多孔質シリカ担体を使用したHONTA含浸吸着材を用いた擬似移動層型クロマトグラフィによるMA(III)/Ln(III)分離フローシートを設計した。これまでに提案されている溶媒抽出法または抽出クロマトグラフィのみから成るプロセスと比較して廃棄物発生量や安全性・経済性の面で優位性があることを確認した。
堀口 直樹; 金子 暁子*; 吉田 啓之; 阿部 豊*
no journal, ,
軽水炉における炉心溶融事故時、原子炉から漏洩した溶融燃料はペデスタルに形成された浅いプールに落下し、微粒化しながら床面を液膜状に拡がる。この時のプールへの侵入挙動は、発生の可能性がある蒸気爆発やその後のデブリ冷却に強く影響するため、軽水炉の安全性の観点からこの侵入挙動を再現し評価することが重要である。原子力機構では、数値シミュレーションによるプール中の液体ジェット侵入挙動の評価手法を開発しており、妥当性確認のための実験を併せて実施している。本研究ではこれまで、浮遊する微粒化物数と液膜構造の変化を実験的に観察しており、液膜構造の変化が微粒化物の発生量に及ぼす影響を検討してきた。今回は、既報において3D-LIF法により取得した実験データに分散相追跡法を適用することで微粒化物毎の発生時刻を推定した。さらに微粒化物毎に発生時刻の体積量を計算することで、微粒化物の発生量を推定した。
須田 翔哉; 政井 誓太; 川原 孝宏; 藤倉 敏貴; 星 亜紀子; 若井 栄一; 近藤 啓悦; 西村 昭彦; 峰原 英介*
no journal, ,
原子力機構の原子力科学研究所では、200Lドラム缶換算で約13万本の放射性廃棄物を保管しているが、40年以上が経過したものもあり、容器(主に炭素鋼ドラム缶)表面の錆が進行している。安全管理のために容器の補修作業等を定期的に行っているが、更なる補修の効率化や高品質化のために、本研究では、CWファイバーレーザー照射法による炭素鋼容器のリユース技術を開発する。本リユース技術は、除錆技術及び防錆技術の二種類から成る。前者ではレーザーを用いた錆,塗膜等の剥離及び除去を行い、後者ではレーザー照射による急加熱及び急冷却による容器表面の微細結晶化及び酸化被膜の形成によって長期的な防食性を高める事を目指し、技術開発を進めている。本報では、レーザー照射実験により確認したレーザー除錆及び防錆技術の成立条件や効率等について報告する。
嶋野 寛之*; 角藤 壮*; 中島 準作; 畠山 知圭*; 佐藤 優樹; 鳥居 建男
no journal, ,
廃炉等の作業現場において、設備や装置等で入り組んだ作業現場内を自律移動により地上走行するクモ足型の多脚移動ロボットと線分布測定装置、及び環境測定解析用の画像カメラと組み合わせて可視化できるシステムを開発している。同システムは、多脚型にすることにより、瓦礫の乗り越え、配管のくぐり抜け、階段部の上下降を可能とするものであり、作業者が容易に近づけないエリアについても、周辺環境を調査することを目的としている。本発表では、これまで開発した小型多脚移動ロボットシステムの試作機の開発状況と特性試験について報告する。
中村 聡志; 伴 康俊; 杉本 望恵; 丹保 雅喜; 深谷 洋行; 蛭田 健太; 吉田 拓矢; 上原 寛之; 小畑 裕希; 木村 康彦; et al.
no journal, ,
原子力機構原子力科学研究所では、燃料デブリの元素・核種組成に関する詳細な研究を進めており、過酸化ナトリウムを用いたアルカリ融解処理により試料を溶液化し、ICP-AES, 
・スペクトロメータ, TIMSを用いた化学分析を行っている。種々の模擬デブリを用いて処理条件を検討した後、TMI-2デブリを用いた実証試験を行った。得られたTMI-2デブリ溶解液の元素組成は、SEM/WDX及びXRDによる分析結果と良好な一致を示したことから、本手法の妥当性が確認された。発表においては、分析結果の詳細及び分析を通して得られた課題について紹介する。
今野 力
no journal, ,
日本の核データライブラリJENDLの最新版JENDL-5が2021年末に公開されたが、モンテカルロ放射線輸送計算コードPHITS、MCNPで使うにはJENDL-5のACEファイルを作成する必要がある。FRENDYコードではJENDL-5の中性子入射サブライブラリの核発熱係数、損傷断面積が入っていないACEファイルを作成することはできるが、荷電粒子入射サブライブラリ,光原子サブライブラリには対応していない。今回、JENDL-5の荷電粒子入射サブライブラリ,光原子サブライブラリだけでなく、核発熱係数,損傷断面積の入った中性子入射サブライブラリのACEファイルもNJOY2016.65コードで作成できるようにした。
朝日 良光; 小高 亮
no journal, ,
TVFガラス溶融炉では原料としてHAWを含浸したファイバーガラス製原料カートリッジを供給しており、溶融ガラス表面には溶融途中のカートリッジが浮遊し仮焼層が形成される。この仮焼層で形成される温度分布を表現可能な計算モデルを開発した。仮焼層はカートリッジと溶融ガラスの固液混相流としてモデル化し、粒子・流体間相互作用を考慮した。またカートリッジが浮遊することで生じる見かけ粘性の増加や、ジュール加熱電流の導電断面積と熱伝導率の減少を、固相粒子の濃度に応じた関数として流体の物性値へ導入した。これらを同時に考慮したTVF2号溶融炉を対象とするシミュレーションの結果、仮焼層領域で流速が緩慢になり、実際の溶融炉で観測される仮焼層での大きな温度勾配と仮焼層下部における溶融ガラスの温度推移を再現できた。
近藤 諒一; 長家 康展
no journal, ,
モンテカルロ輸送計算の関数展開タリー法(FET法)で用いる展開関数として、数値的な基底関数を用いる手法を開発した。様々な条件の中性子束分布を特異値分解することで、計算体系の中性子束分布を低次で展開できる基底関数を作成した。本発表では多群モンテカルロ計算を行い、一次元体系における空間中性子束分布を計算した。従来の空間を離散化するタリー手法およびルジャンドル多項式を用いたFET法と比較することで提案手法の精度を確認した。
神谷 朋宏; 小野 綾子; 多田 健一; 秋江 拓志; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、軽水炉の設計高度化、安全性の向上を目的として、先進的核熱連成シミュレーションの実現を目指し、マルチフィジックスシミュレーション用プラットフォームJAMPANの開発を開始した。JAMPANの開発にあたっては、中性子輸送,熱流動,化学反応など様々な物理を取り扱うコードを取捨選択して、様々な組み合わせのマルチフィッジクスシミュレーションを実行できること、コードの追加や置き換えが容易にできることを必要要件として選定した。これらの要件を満足させるため、JAMPANでは共通化されたデータコンテナを用い、このデータコンテナを通じて全てのデータをやり取りする形式とした。本報告では、JAMPANの概要を説明するとともに、その実行例として、MVPとJUPITERを用いて実施した、4
4バンドル体系における核熱連成シミュレーション結果を発表する。
岩元 大樹; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 杉原 健太; 中野 敬太; 西尾 勝久; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; et al.
no journal, ,
加速器駆動核変換システムの研究開発を目的として、京都大学FFAG加速器を用いて鉄、鉛およびビスマス標的に対する107MeV陽子入射中性子収量を飛行時間法により測定した。測定で得られた中性子収量のエネルギースペクトルを、モンテカルロ粒子輸送計算コードPHITSに組み込まれている核反応モデル(INCL4.6/GEM, Bertini/GEM, JQMD/GEM及びJQMD/SMM/GEM)及び高エネルギー核データライブラリJENDL-4.0/HEを用いた粒子輸送解析結果と比較した。比較の結果、PHITSの標準モデルであるINCL4.6/GEMが実験値を最もよく再現することを示した。
風間 裕行; 関尾 佳弘; 前田 宏治; 小山 真一; 鈴木 達也*; 小無 健司*; 阿部 千景*; 永井 康介*
no journal, ,
燃料デブリ中の核種分析を簡易かつ高精度で行うための手法開発として、トリプル四重極誘導結合プラズマ質量分析装置(ICP-MS/MS)の利用を検討している。ICP-MS/MSは、直列に配置された二つの質量分離部の間に位置するコリジョン・リアクションセル(CRC)に適切に反応性ガス等を導入することで同重体干渉の低減が可能であり、元素の単離を行うための前処理工程の省略が期待される。燃料デブリにアクチノイド元素が含まれる場合、AmとCmは化学的性質が類似することから湿式相互分離が困難とされており、既往の方法でこれら同重体を含む核種を分析するためには、煩雑な前処理と長時間の放射線計測を要する。本研究では、Am, Cmを単離する前処理の省略によるこれら核種の迅速な分析を達成するため、CRCにCO
を導入した際のAm, Cmの反応挙動を評価し、Am/Cm相互分別に適した条件を検討した。
中村 詔司; 木村 敦; 遠藤 駿典; 静間 俊行*; 芝原 雄司*
no journal, ,
近年、鉛冷却高速炉や加速器駆動システムの研究が進められており、Pb同位体の中性子捕獲断面積の高精度化が求められている。
Pbは、天然存在比は小さいが中性子捕獲反応により長寿命放射性核種
Pb(1730万年)を作るため、その重要性は高いと考えられる。しかし、原子炉を用いた通常の放射化法では、生成するPbからの放射線が弱いため測定するのが難しい。そこで、マススペクトロメトリーを適用した断面積測定を行った。本発表ではマススペクトロメトリーを適用したPbの中性子捕獲断面積測定について実験の詳細と得られた結果を報告する。