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論文

Post-test analyses of the CMMR-4 test

山下 拓哉; 間所 寛; 佐藤 一憲

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 8(2), p.021701_1 - 021701_13, 2022/04

Understanding the final distribution of core materials and their characteristics is important for decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Such characteristics depend on the accident progression in each unit. However, boiling water reactor accident progression involves great uncertainty. This uncertainty, which was clarified by MAAP-MELCOR Crosswalk, cannot be resolved with existing knowledge and was thus addressed in this work through core material melting and relocation (CMMR) tests. For the test bundle, ZrO$$_{2}$$ pellets were installed instead of UO$$_{2}$$ pellets. A plasma heating system was used for the tests. In the CMMR-4 test, useful information was obtained on the core state just before slumping. The presence of macroscopic gas permeability of the core approaching ceramic fuel melting was confirmed, and the fuel columns remained standing, suggesting that the collapse of fuel columns, which is likely in the reactor condition, would not allow effective relocation of the hottest fuel away from the bottom of the core. This information will help us comprehend core degradation in boiling water reactors, similar to those in 1F. In addition, useful information on abrasive water suspension jet (AWSJ) cutting for debris-containing boride was obtained in the process of dismantling the test bundle. When the mixing debris that contains oxide, metal, and boride material is cut, AWSJ may be repelled by the boride in the debris, which may cut unexpected parts, thus generating a large amount of waste in cutting the boride part in the targeted debris. This information will help the decommissioning of 1F.

論文

Visualization of radioactive substances using a freely moving gamma-ray imager based on Structure from Motion

佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*; 鳥居 建男

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 7(4), p.042003_1 - 042003_12, 2021/10

Technology for measuring and identifying the positions and distributions of radioactive substances is important for decommissioning work sites at nuclear power stations. A three-dimensional (3D) image reconstruction method that locates radioactive substances by integrating Structure-from-Motion (SfM) with a Compton camera (a type of gamma-ray imager) has been developed. From the photographs captured while freely moving in an experimental environment, a 3D structural model of the experimental environment was created. By projecting the radioactive substance image acquired by the Compton camera on the 3D structural model, the positions of the radioactive substance were visualized in 3D space. In a demonstration study, the $$^{137}$$Cs-radiation source was successfully visualized in the experimental environment captured by the freely moving cameras. In addition, how the imaging accuracy is affected by uncertainty in the self-localization of the Compton camera processed by SfM, and by positional uncertainty in the gamma-ray incidence determined by the sensors of the Compton camera was investigated. The created map depicts the positions of radioactive substances inside radiation work environments, such as decommissioning work sites at nuclear power stations.

論文

Simulation study of a shield-free directional gamma-ray detector using Small-Angle Compton Scattering

北山 佳治; 寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 鳥居 建男

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 7(4), p.042006_1 - 042006_7, 2021/10

Gamma-ray imaging is a technique to visualize the spatial distribution of radioactive materials. Recently, gamma-ray imaging has been applied to research on decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) accident and environmental restoration, and active research has been conducted. This study is the elemental technology study of the new gamma-ray imager GISAS (Gamma-ray Imager using Small-Angle Scattering), which is assumed to be applied to the decommissioning site of FDNPS. GISAS consists of a set of directional gamma-ray detectors that do not require a shield. In this study, we investigated the feasibility of the shield free directional gamma-ray detector by simulation. The simulation result suggests that by measuring several keV of scattered electron energy by scatterer detector, gamma rays with ultra-small angle scattering could be selected. By using Compton scattering kinematics, a shield-free detector with directivity of about 10$$^{circ}$$ could be feasible. By arranging the directional gamma-ray detectors in an array, it is expected to realize the GISAS, which is small, light, and capable of quantitative measurement.

論文

Feasibility study of the one-dimensional radiation distribution sensing method using an optical fiber sensor based on wavelength spectrum unfolding

寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*; 山崎 淳*; 佐藤 優樹; 鳥居 建男; 若井田 育夫

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 7(4), p.042002_1 - 042002_7, 2021/10

福島第一原子力発電所原子炉建物内の高線量率環境での線源分布測定への応用を目指し、波長スペクトルのアンフォールディング処理に基づく光ファイバーを用いた新しい一次元放射線分布測定法を開発した。開発した手法は光ファイバー内を伝搬する光の減衰量が波長依存であることを利用して、光ファイバー端から出力された波長スペクトルをアンフォールディングすることにより、光ファイバーへの放射線の入射位置を逆推定するというものである。この手法は光強度の積分値を利用するため、パルスカウンティングを行う放射線検出器を使用した場合に高線量率環境下で発生する計数損失や信号パイルアップの問題を回避することができる。本研究では紫外光源と90Sr/90Y放射線源を用いた基礎実験を行い、線源位置検出の基本特性を確認した。

論文

Effect of moderation condition on neutron multiplication factor distribution in $${1/f^beta}$$ random media

荒木 祥平; 山根 祐一; 植木 太郎; 外池 幸太郎

Nuclear Science and Engineering, 195(10), p.1107 - 1117, 2021/10

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

燃料デブリのように乱雑な性状をもつ核燃料物質の臨界管理は事故後の安全対策において重要な課題のひとつである。様々な乱雑で管理されていない自然現象を$$1/f^beta$$ノイズを用いて記述できることから、乱雑な性状をもつ核燃料物質についても$$1/f^beta$$スペクトル分布を持つモデルが適用可能と考えた。本研究では、$$1/f^beta$$モデルで表現される核燃料物質について、中性子実効増倍率と減速条件の関係を検討した。減速条件の指標としてコンクリートと核燃料物質の体積比を定めた上で、乱雑化ワイエルストラス関数(RWF)に基づく$$1/f^beta$$スペクトル分布を持つモデルから多数の乱雑性状を生成した。生成された各々の乱雑性状について、2群エネルギーモンテカルロ計算により増倍率を計算し、結果を分散,歪み度,尖り度を用いて整理した。これらの統計量は最適減速条件において極値を持つことが見出された。また、$$1/f^beta$$モデルで表現される核燃料物質について、増倍率の分布範囲、分布の歪み、外れ値の出現を推定できる可能性が示唆された。

論文

Monte Carlo criticality calculation of random media formed by multimaterials mixture under extreme disorder

植木 太郎

Nuclear Science and Engineering, 195(2), p.214 - 226, 2021/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:39.17(Nuclear Science & Technology)

極端な無秩序の下では、物理的な力学系は、逆冪乗則パワースペクトルで特徴づけられる状態に落ち着く。本論文は、このような無秩序状態の乱雑系に関して、ホワイトノイズを含む形へのワイエルシュトラス関数モデルの拡張および多種物質混合方式の開発を報告する。具体的な逆冪乗則パワースペクトルの式および多種物質系でも計算機上で実現可能な混合手順を提示する。SOLOMONモンテカルロソルバーおよびJENDL-4核データーライブラリを使用した数値計算例についても報告する。

論文

Judgment on convergence-in-distribution of Monte Carlo tallies under autocorrelation

植木 太郎

Nuclear Science and Engineering, 194(6), p.422 - 432, 2020/06

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

モンテカルロ臨界計算におけるタリー平均値の分布収束は、自己相関係数減衰の観点から判定可能である。ただし、大きなラグ(世代差)での統計量の不確かさは大きく、標本自己相関係数の減衰評価に基づくアプローチは現実的でない。本論文は、この課題に対処するなめの汎用的な解決法を提供する。具体的には、タリーの標準化時系列を、確率微分方程式に基き、ブラウン運動に分布収束する時系列に変換する。ブラウン運動においては、期待値がゼロで差分が独立である。この性質を利用して、タリー平均値の分布収束判定法が構成される。判定基準の閾値は、スペクトル解析により決められる。この判定法の有効性は、極端に強相関な例題と標準的な例題に対して、連続エネルギーモンテカルロ計算により示される。

論文

Promising neutron irradiation applications at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021902_1 - 021902_6, 2020/04

High temperature engineering test reactor (HTTR), a prismatic type of the HTGR, has been constructed to establish and upgrade the basic technologies for the HTGRs. Many irradiation regions are reserved in the HTTR to be served as a potential tool for an irradiation test reactor in order to promote innovative basic researches such as materials, fusion reactor technology, and radiation chemistry and so on. This study shows the overview of some possible irradiation applications at the HTTRs including neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) and iodine-125 ($$^{125}$$I) productions. The HTTR has possibility to produce about 40 tons of doped Si-particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.8$$times$$10$$^{5}$$ GBq/year of $$^{125}$$I isotope, comparing to 3.0$$times$$10$$^{3}$$ GBq of total $$^{125}$$I supplied in Japan in 2016.

論文

A Study on sodium-concrete reaction in presence of internal heating

河口 宗道; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021305_1 - 021305_9, 2020/04

ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は可燃性ガスである水素とエアロゾルを発生するために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において重要な現象の一つである。本研究では、反応領域への熱負荷等の影響を調査するために、内部加熱器を使用したSCR実験を実施した。さらに内部加熱器がSCRの自己終息に及ぼす影響を議論した。内部加熱器の存在はコンクリートへのナトリウムの移行を妨げるため、内部加熱器の周囲からナトリウムとコンクリートは反応し始めた。その結果、コンクリート侵食量は内部加熱器周囲の方がその直下よりも大きくなった。また、ナトリウムプール温度の上昇(約800$$^{circ}$$C)はナトリウムエアロゾルの放出速度を大きく増加させるとともに、ポーラス状の生成物層を形成させた。ナトリウムエアロゾルの放出速度はナトリウムの蒸発と水素のバブリングによって説明された。さらに、ポーラス状の生成物層の空隙率はケイ素の質量収支やEPMAマッピングの画像分析から0.54-0.59であり、これらはお互いに良く一致した。この生成物層が反応領域へのナトリウムの移行量を減少させ、内部加熱器の位置によらず反応領域のナトリウム濃度は約30wt.%となり、SCRの終息に至った。内部加熱器の存在する場合でも、SCRの自己終息時に対して反応領域のナトリウム濃度は支配的なパラメータであることが分かった。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

論文

Evaluation of radiation effects on residents living around the NSRR under external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021115_1 - 021115_11, 2020/04

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor: 円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

論文

Systematic measurements and analyses for lead void reactivity worth in a plutonium core and two uranium cores with different enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.

Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。

論文

Application of linear combination method to pulsed neutron source measurement at Kyoto University Critical Assembly

方野 量太; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*

Nuclear Science and Engineering, 193(12), p.1394 - 1402, 2019/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.07(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動システム(ADS)等の未臨界体系の未臨界度測定手法として、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数(以下、$$alpha$$とする)を、複数の中性子検出器の測定結果を用いて推定する線形結合法を提案してきた。本検討では京都大学臨界集合体(KUCA)において実施されたパルス中性子源実験において測定された中性子計数から線形結合法を用いて$$alpha$$の実測を行い、従来法と比べて高次モード成分を低減可能であることを実験的に示した。加えて、線形結合法によって基本モード以外のモードの抽出が可能であることも実験的に示した。

論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP with regard to PWSCC

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(3), p.031505_1 - 031505_8, 2019/07

亀裂を有する原子力構造物の健全性評価には、決定論的な破壊力学に基づく手法が用いられている。一方で、影響因子の不確実性の考慮及び構造物の破損確率の定量評価が可能であるという理由から、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法の実用性が期待されている。原子力機構ではこれまでに、沸騰水型原子炉水質環境中における粒界型応力腐食割れや疲労等の経年事象を考慮した原子力配管の破損確率の評価を目的として、PFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めてきた。近年国内では加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)に起因する亀裂がニッケル合金溶接部において確認されていることを踏まえ、その構造健全性評価が重要となっている。本論文はPWSCCを考慮した一次系配管の評価を目的として、PASCAL-SPに整備した機能について示すものである。PWSCCに関連する確率論的評価モデルとして、亀裂の発生、進展、貫通亀裂からの漏えい量の評価及び非破壊検査による亀裂の検出等のモデルを整備した。また、解析コードによる応力拡大係数の計算精度の向上を図った。評価事例としてPWSCCに起因する周方向及び軸方向亀裂を有するニッケル合金溶接部を対象とした破損確率の評価を示した。加えて、非破壊検査及び漏えいの検知が破損確率に及ぼす影響を評価した。評価結果を踏まえて、改良したPASCAL-SPがPWSCCを考慮した一次系配管の破損確率評価に有用であると結論付けた。

論文

Universal methodology for statistical error and convergence of correlated Monte Carlo tallies

植木 太郎

Nuclear Science and Engineering, 193(7), p.776 - 789, 2019/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.11(Nuclear Science & Technology)

相関を伴うモンテカルロ計算タリーの統計誤差を、標準化時系列とブラウン橋の統計を組み合わせて評価できることは、オペレーションズ・リサーチで知られている事実である。本論文では、標準化時系列を確率微分方程式に基づいてブラウン運動に収束する統計量に変換し、統計誤差評価・確率的分布収束の判定を、近似なしで、タリーを格納することなしに実行する手法について報告する。手法の妥当性検証に関しては、強相関下の臨界性問題、原子炉の全炉心計算、動特性パラメータ評価を例として報告する。

論文

Subchannel analysis of thermal-hydraulics in a fuel assembly with inner duct structure of a sodium-cooled fast reactor

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(2), p.021001_1 - 021001_12, 2019/04

原子力機構では、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討における炉心損傷事故に対する安全対策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。本研究では、サブチャンネル解析コード(ASFRE)を用いFAIDUS内の熱流動特性について調べた。FAIDUSの解析を実施する前に、模擬燃料集合体試験を対象として解析を行いASFREの妥当性を確認した。大型炉の内部ダクトのない典型的な燃料集合体と内部ダクトを有するFAIDUSを対象に高流量および低流量条件下での熱流動解析を実施し、FAIDUS内の温度分布について、内部ダクトのない燃料集合体と同様に顕著な非対称性が生じないことを示した。

論文

Estimation method of prompt neutron decay constant reducing higher order mode effect by linear combination

方野 量太

Nuclear Science and Engineering, 193(4), p.431 - 439, 2019/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.07(Nuclear Science & Technology)

パルス中性子実験によって測定される即発中性子減衰定数に対する高次モードの影響を、線形結合によって低減させる「線形結合法」を提案した。空間高次モードを考慮した時のパルス入射後の中性子計数の時間進展は、複数の指数関数の線形結合で与えられる。しかし、従来法は単一の指数関数によってフィッティングを行うため、測定結果は高次モードに起因する系統的誤差を含んでいた。提案手法は複数の検出器において測定された中性子時間進展を線形結合させることによって、基本モードに対応する指数関数を抽出してフィッティングを行い、したがって高次モードの影響を低減する。適用性検証のため、提案手法を数値計算に適用した。結果は提案手法は高次モードの影響を線形結合によって低減できることを示した。

論文

Development and validation of SAS4A code and its application to analyses on severe flow blockage accidents in a sodium-cooled fast reactor

深野 義隆

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(1), p.011001_1 - 011001_13, 2019/01

高速炉は軽水炉と比較して、燃料要素が密に配置されていること、出力密度が高いこと等から、炉心局所事故はナトリウム冷却高速炉の安全評価の中で重要視されてきた。このうち、仮想的集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象は最も厳しい結果を与える。既往研究では、SAS4Aコードを用いたHTIB事象の評価が実施されているが、本研究ではSAS4Aコードの出力制御系モデル等を追加するとともに、改良したSAS4Aコードを用いて「もんじゅ」のHTIB事象の評価を実施し、既往研究の結論が変わらないことを確認した。さらに、本研究では、HTIB事象を模擬した4種類の炉内試験を用いてSAS4Aコードの妥当性確認を行った。これによってSAS4AコードをHTIB事象の影響評価に適用することの妥当性がさらに高められた。

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

Continuous energy Monte Carlo criticality calculation of random media under power law spectrum

植木 太郎

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2019) (CD-ROM), p.151 - 160, 2019/00

物理・力学的な系は、極端な無秩序の下で、逆冪乗則パワースペクトルの状態に進展していくことが知られている。本著者は、確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数による広範な逆冪乗則パワースペクトルの模擬を検討し、乱雑化無秩序媒質のモデル機能を、連続エネルギーモンテカルロ法ソルバーのデルタ追跡法を用いて検証した。数値計算例として、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトのTopsy炉心に基づく乱雑化体系の臨界性評価の揺らぎについて報告する。

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