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田窪 勇作*; 高山 裕介; Idiart, A.*; 田中 達也*; 石田 圭輔*; 藤崎 淳*
Proceedings of 2022 International High Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWM 2022) (Internet), p.906 - 915, 2022/11
地層処分場の設計では、ベントナイト中のモンモリロナイトの熱変質による安全機能の低下を防止するため、ベントナイトが使用される緩衝材や埋め戻し材の温度を100度以下に抑えることが一般的な設計要件となっており、これまでの設計検討では、熱伝導解析を用いて緩衝材温度が100度未満となることが確認されてきた。しかし、ベントナイトの状態の不確実性や人工バリア材料間の隙間などの施工上の不確実性などといった緩衝材温度を上昇させる可能性がある要因については考慮できておらず、評価をより現実的にするにはこれら不確実性の影響を考慮する必要がある。そこで本研究では、より現実的かつ100度以上の温度環境も含めた緩衝材の状態評価を行うための解析モデルの開発を開始した。また本研究では、処分場環境の不均一性に起因した緩衝材の状態変遷の不確実性も含めた予測評価を行うことを目指している。本稿では、100度以上の高温域も含めたTHMC連成解析モデルの段階的開発プロセスの概要を紹介するとともに、緩衝材の状態変遷の不確実性を定量化するために実施したTH連成現象を支配するパラメータの調査及びそのパラメータの不確実性を考慮した既存のTH連成解析技術の適用性の確認の試行結果について報告する。
Tsai, P.-E.; 岩元 洋介; 萩原 雅之*
Transactions of the American Nuclear Society, 121(1), p.13 - 16, 2019/11
陽子加速器における放射線損傷評価に対する一次はじき出し原子(PKA)の重要性について、PHITSを用いて明らかにする研究を進めている。ここで、PHITSによる正確なはじき出し断面積の計算値を得るため、PHITSの物理モデルをPKAの実験値により検証することが重要となる。そこで、優れた低エネルギー測定下限値と質量分解能を持ったPKAデータの測定を可能とするため、新しい測定システムを開発した。東北大学サイクロトロン・ラジオアイソトープセンター(CYRIC)において、70MeV陽子ビームを用いて本測定システムの一部である
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ガス電離箱の動作テストを実施した結果、920-nm厚さの炭素から生成する核子あたり1MeVのエネルギー下限値をもった炭素, ホウ素, ベリリウム, リチウム及びヘリウムを識別することができた。今後、重いターゲットや高い陽子エネルギーを用いて実験を継続していく予定である。
Karahan, A.*; 川田 賢一; Tentner, A.*
Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11
An initial comparison of the SAS4A version 5.2 code predictions and observed results of two of the CABRI-1 Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) Oxide Fuel tests has been accomplished. The selected experiments are (1) AI3, a Transient Over-Power test and (2) BI3, a Loss-of-Flow and Transient Over-Power test. The initial simulations describe the test events up to the time of cladding failure and results such as onset of the coolant boiling, time and spatial variation of the fuel pin temperature, and clad failure time and location are given. The calculated clad failure results are in reasonable agreement with the corresponding experimental results. Directions for further improvement of the mixed oxide fuel models of the SAS4A code are outlined.
内堀 昭寛; 高田 孝; 柳沢 秀樹*; Li, J.*; Jang, S.*
Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), p.1289 - 1294, 2018/11
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。
鷲谷 忠博; 宮本 泰明
Transactions of the American Nuclear Society, 117(1), p.47 - 50, 2017/10
廃炉国際共同研究センター(CLADS)では福島第一原子力発電所の廃止措置への貢献の一環として、燃料デブリの性情把握、事故事象の解析、事故廃棄物の管理、遠隔技術の開発等の基礎基盤研究について、廃炉研究やSA研究を中心に国内外の英知を結集して研究開発を進めている。本報ではCLADSにおけるこれらの研究の概要を紹介するとともにCLADSにおける研究成果を報告する。
宮原 要
Transactions of the American Nuclear Society, 117(1), p.51 - 52, 2017/10
福島の避難指示解除の状況に応じた住民や自治体のニーズに応える原子力機構の環境回復に関わる取組について紹介し、国際的に関心のある方々に福島の復興が着実に進んでいることをご理解頂く。
川田 賢一; 鈴木 徹
Transactions of the American Nuclear Society, 115(1), p.1597 - 1598, 2016/11
Model improvements and validation efforts for SAS4A code, which is the most advanced computer code for simulating the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors, have been performed utilizing the experimental data from the CABRI programs by JAEA, IRSN, CEA and KIT. In order to confirm validity of improved models of SAS4A, a systematic and comprehensive validation plan was defined. It was based on the PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) result for CDA of MOX-fueled fast reactors. This paper describes the preliminary result of validation study for SAS4A code in simulated Transient Over-Power (TOP) condition. The capability of the SAS4A code on the burst failure mode have been examined and validated under various TOP conditions for fuel pins with different irradiated conditions. This study enhanced the credibility of SAS4A code under a wider range of evaluation conditions than ever before.
and (U,Pu)O中道 晋哉; 廣岡 瞬; 砂押 剛雄*; 加藤 正人; Nelson, A.*; McClellan, K.*
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.617 - 618, 2015/10
CeOはPuOの模擬物質として多くの研究が行われている。Dorrは(U,Ce)Oの焼結に関して、ハイパーストイキオメトリ領域では還元雰囲気と比べて低温で焼結が進むことを報告している。しかし、試料の酸素/金属比は正確にはコントロールされておらず、(U,Ce)Oと(U,Pu)Oの類似性について定量的な議論はされていない。よって本研究では、(U,Ce)Oと(U,Pu)Oの焼結挙動について調べ、酸素欠陥の影響について評価を行った。
小澤 隆之; 生澤 佳久; 加藤 正人
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.622 - 624, 2015/10
廃棄物減容・有害度低減を目指したリサイクルシステムにおいてはMAを高速炉でMA-MOX燃料としてリサイクルする研究開発を進めており、MA含有率は約5wt%と想定されている。このため、MA含有が燃料物性だけでなく燃料挙動に及ぼす影響ついて研究する必要がある。高速炉においてMOX燃料は比較的高い線出力で使用されることから、燃料組織変化が生じ、その結果、中心空孔が形成される。この中心空孔形成は燃料中心温度を低減する効果があるため、燃料溶融防止の観点で重要な燃料挙動である。ここでは、常陽で実施したMA-MOX燃料の照射試験であるB11とB14の結果を用いて、MA含有が燃料組織変化挙動に及ぼす影響を評価した結果について報告する。
加藤 正人; McClellan, K.*
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.613 - 614, 2015/10
日米協力(CNWG)のもとで先進酸化物燃料に関する共同研究を進めている。共同研究では、サイエンスベース燃料解析コードのためのモデル開発を進めており、本研究は、酸化物燃料の物性モデルに関する報告をする。酸化物燃料の格子定数、熱膨張率、音速の実験データから比熱及び熱伝導率を評価し、実験データとよく一致することを確認した。
田中 康介; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 小山 真一
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.619 - 621, 2015/10
高速実験炉「常陽」のB11及びB14で短期照射されたAm-MOX燃料の照射後試験を実施し、組織変化挙動(中心空孔径の発達状況等)に係るデータを取得した。その結果、O/M比が1.95から1.98付近の燃料の組織には明確なO/M比依存性が認められないが、定比組成(O/M=2.00)では顕著な組織変化が見られた。これにより、Am-MOX燃料の照射初期における中心空孔の形成には、燃料ペレットの熱伝導率の差よりも、蒸発-凝縮機構に及ぼすO/M比依存性の影響が強く現れることがわかった。
佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃
Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.1261 - 1263, 2013/11
放射性物質の放出により汚染された環境の修復に向けた除染計画の立案に資するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEは、土壌と大気からなる無限平板体系に配置した線源から周囲の領域への単位放射能あたりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地区における放射能分布をかけあわせ、空間線量率を計算する。応答関数は、線源核種である放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。空間線量率の計算精度検証のために、実際の除染モデル地区の地形及び放射能分布を入力したCDEの計算結果と、NaI(Tl)サーベイメータによる実測値を比較した。その結果、両者は非常によい一致を示した。このことから、CDEの予測精度は十分であり、今後の除染計画の立案に活用できることが確認された。なお、本発表は、2012年9月に開催された第12回放射線遮蔽国際会議(ICRS-12)における口頭発表が、"Best paper of the session"に選出されたため、米国原子力学会(ANS)に推薦され招待講演を行うものである。
Cs distribution on territory of Fukushima北村 哲浩; 山口 正秋; 小田 好博; 操上 広志; 大西 康夫*
Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.153 - 155, 2013/11
東京電力福島第一原子力発電所事故後に地表に降下した放射性セシウムを対象に、主要な移行経路の一つと考えられる土砂移動(侵食,運搬,堆積)を考慮した移行解析を行った。解析は土壌流亡予測式(USLE)と地理情報システム(GIS)のモデル構築機能を使用し構築したモデルで行った。事故後2年後, 6年後, 21年後の空間線量率の計算を行い、経済産業省の予測値と比較した。その結果、比較的高い線量の範囲について同一の減少傾向が見られたが、減少率は本モデルの予測値の方が小さくなった。また、解析結果の一部を加工計算し、河川解析用の境界条件を与えた。
北村 哲浩; 町田 昌彦; 佐藤 治夫; 中山 真一; 油井 三和
Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.156 - 157, 2013/11
福島環境動態調査研究Grの解析班では、福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的な分布を予測し、被ばく評価、汚染対策を講じることを目的として、各種解析を進めている。土壌の表層流出に伴う核種移行については、土壌流失予測式USLEを用いた流出解析、河川・河口域における核種移行については河川解析コードTODAM, iRIC, ROMS, SWANを応用した分布解析を行っている。また、計算方法の並列化を含むこれらの各モデルの開発も進めており、それらの概要を述べる。セシウムと土壌の吸着メカニズムについては分子原子レベルの分子挙動計算法を用いた解析を開始しており、その解析結果についても報告する。
小川 達彦; Morev, M. N.*; 小佐古 敏荘*
Transactions of the American Nuclear Society, 109(2, Part 2), p.1253 - 1255, 2013/11
放射線医学総合研究所HIMACにおいて400MeV/uの炭素イオンを厚い鉛ターゲットに照射し、
Pb(C,x)反応でのフラグメント生成断面積をエネルギーの関数として32種類の生成核に対して求めることに成功した。実験では、陽子入射でこれまで用いられてきた積層箔法を重イオン入射反応用に改良した新手法を用い、これにより先行研究にほとんどなかった励起関数の測定を可能とした。本実験での測定結果は、薄いターゲットを使用して測定した結果との比較で矛盾なく一致していることから、本測定手法は妥当なものと判断される。実験結果により放射線輸送計算コードPHITSを検証した結果、軽いフラグメントや100MeV/u近くのエネルギーに対して断面積の過小評価がみられた。さらなる解析によりPHITSの物理モデルの欠損、特にマルチフラグメンテーション過程の不足がその理由であることを明らかにした。なお、本発表は2012年に開催された第12回放射線遮へい国際会議における報告がセッション最優秀論文賞に選定されたため、本学会に推薦され、招待講演を行うものである。
山下 真一郎; 逢坂 正彦
Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.140 - 142, 2013/11
福島第一原子力発電所1
4号機の廃炉措置等に向けた中長期ロードマップに従い、事故の早期収束に向けた取り組みが進められてきている。多くの研究開発プログラムが同時進行する中、使用済燃料プールから取り出した燃料(一部の燃料については事故時に海水で冷却)については、発電所内にある共用プールに移送し保管・貯蔵することを想定した、燃料集合体の長期健全性評価に関する研究開発が進められている。本研究では、同研究開発の効率的推進に資する基礎基盤研究として、共用プールに長期保管することを想定した燃料集合体構成部材の健全性評価手法の検討とともに、SUS304Lやzircaloy-4等を用いて一部先行的な試験評価を実施した。試験評価の結果、SUS304Lに対する前熱処理の「腐食現象の加速に及ぼす効果」は大きくないことを明らかにするともに、Zircaloy-4に対する定電位腐食試験により「局部的な腐食現象の加速」を可能とする手法の見通しが得られた。
Cs transport in the Ukedo River of Fukushima操上 広志; 北村 哲浩; 山口 正秋; 大西 康夫*
Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.149 - 152, 2013/11
河川中の土壌粒子の成分ごとに、河川水中の懸濁濃度を河口からの距離の分布として計算した。その結果、砂成分は河川中に蓄積し、海まで到達しないものの、シルトと粘土成分は海まで到達する結果となり、河川はシルトや粘土を媒体に放射性Csの運搬経路となる試算結果となった。地形勾配が大きい箇所においては顕著な侵食が生じ、地形勾配が緩やな箇所で堆積が生じた。放射性Csの溶存成分は下流になるにつれてわずかに低下し、浮遊物質(細かい土壌粒子)への付着成分の割合が高くなったが、ほとんどがシルト,粘土への付着成分としての輸送であった。
-ray analysis using spallation neutrons at J-PARC藤 暢輔; 海老原 充*; 原田 秀郎
Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.116 - 117, 2013/11
J-PARCの物質・生命科学実験施設(MLF)のBL04にANNRIが設置された。ANNRIでは主に核データ, 天体核物理, 元素分析に関する研究開発が行われている。本発表では、MLF及びANNRIの現状を紹介するとともに、元素分析に関するこれまでの実験によって得られた結果について報告する。線計測にゲルマニウム検出器を使用し、MLFで得られるパルス中性子を用いた飛行時間法によりAgとAu試料の測定を行った。試料量は1mgであり、測定時間は約900秒である。飛行時間スペクトル上に存在する共鳴ピーク(Ag: 5.2, 16, 30, 134eVなど,Au: 4.9, 60eVなど)を観測することができた。これにより、ゲルマニウム検出器による飛行時間法を用いた分析が可能であることが示され、飛行時間法と即発線分析を組合せた新しい元素分析法が実現できることを原理実証した。
松本 航治*; 相楽 洋*; Han, C. Y.*; 大西 貴士; 齊藤 正樹*; 山内 一平*
Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.1018 - 1019, 2012/11
マイナーアクチニドの中性子捕獲反応を利用して、高速炉ブランケットで生成するプルトニウムの偶数番号同位体割合を増加させ、核拡散抵抗性を向上させることを目指し、径ブランケットへの減速材導入効果を評価した。その結果、均質減速材よりも非均質減速材の方が、マイナーアクチニドを効率的に核変換し、かつ、プルトニウム238の同位体組成を高めることを明らかにした。また、非均質減速材の導入により、より少ないマイナーアクチニド添加量にて、核拡散抵抗性の高いプルトニウムを生成することを明らかにした。
相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔
Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.803 - 804, 2012/11
Eu, Ce, Ru等のFPは炉心溶融事象においても放出率が小さく燃料デブリ内に留まっていたことが知られている。Ce-144/Pr-144のパッシブスペクトロスコピーがTMI-2では用いられており、Eu-154やRu-106の適用可能性もある。またパッシブ中性子測定についても核物質定量に用いられてきた技術である。しかしながら通常使用済燃料と異なり、溶融燃料は炉心内での装荷位置、FP放出率、照射履歴等の情報が失われている。本研究では、不揮発性FP及びCm-244インベントリの照射パラメータ及び計算精度に対する感度解析を実施し、燃料デブリ中の核物質定量に適用可能な指標を検討することを目的とする。