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Kam, D. H.*; Grabaskas, D.*; Starkus, T.*; Bucknor, M.*; 内堀 昭寛
Transactions of the American Nuclear Society, 126(1), p.536 - 539, 2022/06
ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損事故を評価する上で、破損燃料から放出された気泡に含まれる放射性物質の周囲ナトリウムへの移行挙動が重要となる。アルゴンヌ国立研究所におけるソースターム挙動解析コードSRT(Simplified Radionuclide Transport)の整備の一環として、気泡中放射性物質の移行挙動のモデル化に資するため、ナトリウム中ヨウ素ガス移行試験の数値解析を実施した。これにより、提案する評価手法が計測された除染係数を概ね再現できることを確認した。
山本 章夫*; 多田 健一; 千葉 豪*; 遠藤 知弘*
Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.544 - 547, 2021/06
FRENDYの多群断面積作成機能FRENDY/MGの検証を効率的に行うため、FRENDY/MGとNJOY2016で生成された多群断面積を用いた一群の反応率を比較した。軽水炉,高速炉及び1/Eの三つの中性子スペクトルを一群の反応率の計算に用いた。ほとんどの核種において、一群の反応率は十分に小さいことが分かり、FRENDY/MGの妥当性が示された。FRENDY/MGはFRENDYの一部として近い内に公開する予定である。
千葉 豪*; 山本 章夫*; 多田 健一; 遠藤 知弘*
Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.556 - 558, 2021/06
炉心解析コードCBZ用の多群断面積ライブラリを核データ処理コードFRENDYを用いて作成した。新しく作成した断面積ライブラリを用いて高速炉(MET-1000)を解析した。NJOY2016で作成した断面積ライブラリでの解析結果と比較した。その結果、両者の解析結果はよく一致することが分かり、FRENDYで適切に高速炉用の多群断面積ライブラリが生成できることを確認した。また、実効増倍率の微小な差異についても摂動論を用いてその要因を調査した。
遠藤 知弘*; 野口 晃広*; 山本 章夫*; 多田 健一
Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.184 - 187, 2021/06
本研究では、水のみといった非増倍体系においてもアルファ固有値の感度解析が実施可能であることを確認した。本研究では、核データ処理コードFRENDYを用いて水の熱中性子散乱則データを処理し、多群断面積を作成した。利用した評価済み核データライブラリはENDF/B-VII.1, -VIII.0, JENDL-4.0, -5a4で、アルファ固有値とその不確かさについてライブラリ間の違いを調べた。アルファ固有値に対する核データ起因の不確かさに関する予備的な結果として、計算で求めたアルファ固有値と実験で測定したアルファ固有値の差異が小さいことが分かった。また、更なる検証のためには、水の熱中性子散乱の核データの不確かさに起因するアルファ固有値の不確かさや実験バイアスについて再考する必要があることが分かった。
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.824 - 827, 2021/06
原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。先行研究におけるF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析での知見に基づき、本研究では酸化物層の燃焼抑制効果、ナトリウムプール拡がり、プール-床間の伝熱について、それぞれモデル改良を実施した。これらのモデル改良の結果、F7-1実験でのプール燃焼の主要挙動が良好に再現するようになり、本モデル改良によるMELCORコードのナトリウムプール燃焼への適用性向上がなされた。
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。
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大島 宏之
Transactions of the American Nuclear Society, 122(1), p.862 - 865, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉における過酷事故を含む多様なシナリオでの炉内/炉外事象を一貫解析可能なツールとしてSPECTRAコードを開発している。本報ではSPECTRAコードの全体像および、ナトリウム燃焼モデルの概要と検証・妥当性評価について述べる。SPECTRAは炉内/炉内のそれぞれでの熱, 物質, 運動量輸送を計算する炉内・炉外基本モジュールをベースとして、両基本モジュールを連成させることで炉内・炉外事象を一貫して解析する。また炉内における溶融燃料挙動や、炉外でのナトリウム化学反応等の主要な個別現象はサブモジュールによって計算される。ナトリウム燃焼サブモジュールは、既存のナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFおよびSPHINCSから物理モデルを抽出し、SPECTRAへ組み込まれている。検証では、既存コードによる結果と比較し、良好に一致することが確認されている。また基礎的な妥当性確認として、単一液滴落下実験(FDシリーズ)のベンチマーク解析を実施し、SPECTRAによる解析結果は落下速度や燃焼率について実験結果を良好に再現している。
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。
廣岡 瞬; 加藤 正人; 渡部 雅
Transactions of the American Nuclear Society, 118, p.1624 - 1626, 2018/06
本研究では酸素/金属比(O/M)再分布の時間発展モデルについて、MOX中の酸素の特性を用いて提案した。また、提案したO/M再分布の計算や、密度再分布の原因となるポアマイグレーションを計算する照射挙動シミュレーションを行った。シミュレーションの結果、O/M再分布は密度再分布よりも低温で起こり、基礎物性である酸素拡散は蒸発・凝縮機構よりも低温で起こることが示された。また、ペレット表面は低温のためO/M再分布が非常に遅いが、表面から少し内側に入った1000Kを超えるところでは、さらに内側から移動してくる酸素の影響を受け、O/M再分布がよく見られた。今後は、シミュレーション結果と照射後試験データとの比較を行っていく計画である。
pellets by 28 GHz microwave irradiation赤司 雅俊; 松本 卓; 加藤 正人
Transactions of the American Nuclear Society, 118, p.1391 - 1394, 2018/06
本研究では28GHzのマイクロ波照射によるCeOペレットの焼結試験を実施し、焼結ペレットの密度に及ぼす原料粉の影響を検討した。最高温度1473Kにて30分間保持した条件において得られたペレットはかさ密度で最高94.2%T.D.に達した。原料粉の粒子径が大きくなるほどかさ密度は低下する傾向が見られた。一方、見かけ密度では全てのペレットが93.5%T.D.以上の値を示した。両者の違いはペレットの開気孔率の違いによって生じたことが分かった。マイクロ波焼結は試料を内部加熱させ、かつ均質に加熱することができるため、高密度でポーラスなペレットが得られたと考えられる。
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.
加藤 正人
Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.987 - 988, 2016/06
日本ではナトリウム冷却高速炉のためにMOX燃料の開発を進めてきた。開発を進めているMOX燃料は、O/M, Pu含有率, MA含有率,密度において様々な仕様がある。我々は、そのような様々な燃料の燃料製造過程や照射における燃料挙動を評価するために科学に立脚した燃料技術の開発を進めてきた。この燃料技術の開発では、燃料の基礎特性の測定、データベース化、機構論的なモデルの開発を通して進めている。
渡部 雅; 加藤 正人; 砂押 剛雄*
Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.1081 - 1082, 2016/06
現在までUOの酸素ポテンシャルについての研究は多くなされているが、高温領域(1673-1873K)における定比組成近傍の酸素ポテンシャルデータは非常に少ない。そこで本研究では、1673-1873KにおけるUO
の酸素ポテンシャルデータの拡充を図るとともに、欠陥化学モデルを用いてデータの解析を実施した。
4 bundle at 2 MPaLiu, W.; 永武 拓; 柴田 光彦; 高瀬 和之; 吉田 啓之
Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.875 - 878, 2016/06
原子力機構では、事故時炉心露出過程を明らかにするための炉内二相水位に深く関連する高温高圧低流量条件におけるボイド率特性の解明及び事故時炉心内二相流解析の予測精度の向上に関する研究を実施している。本報では、高温高圧低流量条件におけるバンドル内ボイド率分布データ及びコード検証するための気泡に関する詳細情報を取得することを目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件下でのバンドル内ボイド率データの取得を行っている。試験装置は、99三層式ワイヤーメッシュセンサーを44の模擬バンドル内に、軸方向2カ所に配置したものである。本報では、蒸気-水二相流に対して、1.6MPa(202
C), 2.1MPa(215C)及び2.6MPa(226C)条件で実施した試験により得た、炉心スクラム後を想定した低流量条件でのバンドル内ボイド率分布計測結果について報告する。
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。
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。
外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一
Transactions of the American Nuclear Society, 110(1), p.282 - 285, 2014/06
日本原子力研究開発機構(旧日本原子力研究所)では1980年代から主に使用済燃料再処理を対象とした臨界安全研究を実施してきた。系統的な解析による基礎臨界データの算出と臨界安全ハンドブックの公刊、解析の妥当性を検証するための臨界実験の実施、及び実験結果の国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPへの提供が主な活動である。福島第一原子力発電所事故で性状不明な燃料デブリが大量に発生したと考えられ、水中での燃料デブリ取出しには再臨界のリスクを伴う。このリスクを適切に評価・回避することを目的とした新たな研究計画を策定し実施しつつある。想定される燃料デブリ性状を網羅した系統的な解析、検証実験を実施するための定常臨界実験装置STACYの更新、及び臨界リスク評価手法の開発を予定している。
