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毛利 哲也; 永沼 正行; 大木 繁夫
Nuclear Technology, 209(4), p.532 - 548, 2023/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)高速炉燃料サイクルが実用化され長期間使用された後の遠い将来におけるフェーズアウトの段階において、燃料サイクル内に存在するPuやMAを多重リサイクルにより低減できる高速炉燃焼炉心の概念を検討した。多重リサイクルによってPuやMAは高次化する。高次化によりナトリウムボイド反応度が増加するとともにドップラ係数が減少することで炉心の成立性に影響を及ぼす。これに対し炉心の扁平化,燃焼度引き下げ、さらに被覆管及びラッパ管への炭化ケイ素(SiC)材導入という3つの反応度係数改善策を取り入れることで成立性のある炉心概念を見出した。特に、SiC構造材による中性子スペクトルの軟化は反応度係数の改善だけでなくPuやMAの高次化を間接的に緩和する効果もあることが確認された。これらにより本燃焼炉心はPuとMAが大幅に減少するまで、例えば原子力発電設備容量30GWeを起点としたフェーズアウトシナリオを仮定した場合は初期のインベントリの約99%を消費するまで、多重リサイクルを継続することが可能となった。高速炉は、自ら生み出したPuや長寿命のMAを最小化できる自己完結型のエネルギーシステムになる可能性がある。高速炉は、将来の環境負荷低減のための重要な選択肢の一つとなり得る。
間所 寛; 山下 拓哉; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 209(2), p.144 - 168, 2023/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Since the reactor pressure vessel (RPV) lower head failure determines the subsequent ex-vessel accident progression, it is a key issue to understand the accident progression of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The RPV failure is largely affected by thermal loads on the vessel wall and thus it is inevitable to understand thermal behavior of molten metallic pool with co- existence of solid oxide fuel debris. In the past decades, numerous experiments have been conducted to investigate a homogeneous molten pool behavior. Few experiments, however, addresses the melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures. LIVE-J2 experiment aimed to provide the experimental data on a solid-liquid mixture pool in a simulated RPV lower head under various conditions. The extensive measurements of the melt temperature indicate the heat transfer regimes in a solid-liquid mixture pool. The test results showed that the conductive heat transfer was dominant during the steady state along the vessel wall boundary and that convective heat transfer takes place inside the mixture pool. Besides the experimental performance, the test case was numerically simulated by using ANSYS Fluent. The simulation results generally agree with the measured experimental data. The flow regime and transient melt evolution were able to be estimated by the calculated velocity field and the crust thickness, respectively.
岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 安部 豊*; 椿原 康介*; 奥村 森*; 石塚 知香子*; 吉田 正*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(1), p.1 - 60, 2023/01
被引用回数：1The fifth version of Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-5, was developed. JENDL-5 aimed to meet a variety of needs not only from nuclear reactors but also from other applications such as accelerators. Most of the JENDL special purpose files published so far were integrated into JENDL-5 with revisions. JENDL-5 consists of 11 sublibraries: (1) Neutron, (2) Thermal scattering law, (3) Fission product yield, (4) Decay data, (5) Proton, (6) Deuteron, (7) Alpha-particle, (8) Photonuclear, (9) Photo-atomic, (10) Electro-atomic, and (11) Atomic relaxation. The neutron reaction data for a large number of nuclei in JENDL-4.0 were updated ranging from light to heavy ones, including major and minor actinides which affect nuclear reactor calculations. In addition, the number of nuclei of neutron reaction data stored in JENDL-5 was largely increased; the neutron data covered not only all of naturally existing nuclei but also their neighbor ones with half-lives longer than 1 day. JENDL-5 included the originally evaluated data of thermal scattering law and fission product yield for the first time. Light charged-particle and photon induced reaction data were also included for the first time as the JENDL general purpose file.
中原 将海; 柴田 淳広
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)高い核拡散抵抗性を有する酸分離法を開発するためPu逆抽出に及ぼす照射済高速炉燃料溶解液中のPu富化度の影響について実験と計算により評価した。溶解液中のPu富化度が増加するに従い、U/Pu及びUプロダクト中のPu富化度が増加した。また、計算においてPu逆抽出液の低温操作により、UプロダクトへのPuリークはある程度抑えられることが確認できた。
南上 光太郎; 塩津 弘之; 丸山 結; 杉山 智之; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)For proper source term evaluation, we constructed the theoretical model to estimate the mass transfer coefficient of gaseous iodine species under two-phase flow conditions, which complicates the direct experimental measurements. The mass transfer speed is determined by the product of the overall mass transfer coefficient and the interfacial area. By using the ratio of two gas components, the interfacial area, which is an important parameter that is difficult to measure, can be canceled out and the ratio of their overall mass transfer coefficients can be obtained. This ratio is expected to be equal to the ratio of their diffusion coefficients. Therefore, the unknown mass transfer coefficient such as iodine species can be estimated using the diffusion coefficients of two gas components and the reference mass transfer coefficient such as O
. We carried out the experiments using the bubble column to confirm this relationship. From the results in this study, we confirmed that the ratio of the overall mass transfer coefficient was in good agreement with the ratio of diffusion coefficient under the bubbly flow conditions. Using this relationship confirmed in this study, we estimated the mass transfer coefficient of I, one of the iodine species.
岩本 信之; 小迫 和明*; 深堀 智生
Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)Nuclear reactions of gamma-rays with materials have attracted much attention for various application fields. To allow the use in those fields, JENDL photonuclear data file was updated from former JENDL/PD-2004 and were opened as JENDL/PD-2016 in 2017. The nuclear data were revised by adopting resonance analysis-like method for light nuclides and applying nuclear reaction models to the evaluations for heavier nuclides. In JENDL/PD-2016, standard and expanded versions are provided up to an incident energy of 140 MeV, covering 181 and 2681 nuclides, respectively. The evaluated results show better reproducibility to measured data, relative to JENDL/PD-2004. JENDL/PD-2016 is freely available from a website.
佐藤 優樹; 寺阪 祐太
Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) suffered a meltdown in the aftermath of the large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake that occurred on 11 March 2011. A massive amount of radioactive substance was spread over a wide area both inside and outside the FDNPS site. In this study, we present an approach for visualizing a radioactive hotspot on a standby gas-treatment system filter train, a highly contaminated piece of equipment in the air-conditioning room of the Unit 2 reactor building of FDNPS, using radiation imaging based on a Compton camera. In addition to fixed-point measurements using only the Compton camera, data acquisition while moving using an integrated Radiation Imaging System (iRIS), which combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device and a survey meter, enabled the three-dimensional visualization of the hotspot location on the filter train. In addition, we visualized the hotspot and quantitatively evaluated its radioactivity. Notably, the visualized hotspot location and estimated radioactivity value are consistent with the accident investigation report of the FDNPS. Finally, the extent to which the radioactivity increased the ambient dose equivalent rate in the surrounding environment was explored.
岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 和田 裕貴; 安部 諭; 日引 俊詞*
Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2023/00
被引用回数：0Pool scrubbing is an important filtering process that prevents radioactive aerosols from entering the environment in the event of severe accidents in a nuclear reactor. In this process of transporting aerosol particles using bubbles, bubble hydrodynamics plays a crucial role in modeling pool scrubbing and significantly affects particle removal in a bubble. The pool scrubbing code based on Lumped Parameter (LP) approach includes the particle removal model, and its hydrodynamic parameters are determined based on simple assumptions. We aim to apply the three-dimensional Computer Fluid Dynamics (CFD) approach to understand the detailed bubble interaction. This study validated the applicability of the CFD simulation to bubble hydrodynamics at the flow transition from a globule to a swarm region, which is critical in the stand-alone pool scrubbing code-SPARC-90. Two types of solvers based on the Volume Of Fluid (VOF) and the Simple Coupled Volume Of Fluid with Level Set (S-CLSVOF) methods were used to capture the gas-liquid interface in the CFD simulation. We used the experimental data for validation. As a result, the VOF and S-CLSVOF methods accurately predicted the bubble size and void fraction distributions. In addition, we confirmed that the bubble rise velocity of the S-CLSVOF method almost agreed with the experimental results.
今野 力; 太田 雅之*; 権 セロム*; 大西 世紀*; 山野 直樹*; 佐藤 聡*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)JENDL委員会Shielding積分テストWGの下で、遮蔽分野でのJENDL-5の妥当性が検証された。この検証では次の実験が選ばれた。JAEA/FNSでの体系内実験、大阪大学OKTAVIANでのTOF実験、ORNLでのJASPERナトリウム実験、NISTでの鉄実験、QST/TIARAでの遮蔽実験。これらの実験をMCNPと最新の核データライブラリ(JENDL-5, JENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3)を用いて解析した。その結果、JENDL-5はJENDL-4.0あるいはJENDL-4.0/HE, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3と同等かそれ以上に良いことがわかった。
寺田 宏明; 永井 晴康; 門脇 正尚; 都築 克紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 22 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)原子力事故により大気放出された放射性核種の放出源情報と環境中時間空間分布の再構築手法の確立が緊急時対応に必要である。そこで、大気拡散シミュレーションと環境モニタリングデータを用いたベイズ推定に基づく放出源情報推定手法の様々な環境モニタリングデータの利用可能性に対する依存性を調査した。さらに、事故直後に実施するリアルタイム推定への本手法の適用性を調査した。様々な環境モニタリングデータの組み合わせに対する福島第一原子力発電所(1F)事故の放出源情報推定結果の感度解析から、正確な放出源情報推定には高い時間空間分解能のデータの利用と大気中濃度と地表沈着量の両方のデータの利用が有効であることが示された。また、1F事故時の環境モニタリングデータ取得状況に適用された仮想的なリアルタイム推定実験により、本手法は、地表汚染の概況の早期把握とおおよその事故規模の評価に必要な放出源情報を推定可能であることが明らかとなった。環境モニタリングデータの即時オンライン取得と、計算出力データベース蓄積のための大気拡散計算の運用システムが整備されれば、本手法により放出源情報の準リアルタイム推定が可能となる。
中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 遠藤 駿典; 静間 俊行*
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2023/00
被引用回数：0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。
大橋 裕介; 島池 政満; 松本 孝志; 高橋 信雄; 横山 薫; 森本 靖之
Nuclear Technology, 10 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)人形峠環境技術センターでは、ウラン製錬転換・濃縮に係る技術開発を完了し、施設の廃止措置に着手している。製錬転換施設と濃縮工学施設について、施設の設計図面から推定した解体物量と実際の解体物量との誤差は平均するとわずかであり、廃止措置に係る解体物量の事前予測は妥当であることが分かった。また、汚染履歴がなく適切に管理されている解体物の多くは放射性廃棄物でない廃棄物(NR)として搬出することができた。また、模擬廃棄物を用いたガンマ線測定試験により、解体物中のクリアランスレベルのウラン濃度を評価できる可能性を確認した。
山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 暢人*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 26 Pages, 2023/00
被引用回数：0The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment, is difficult and limited. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, a comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 3 was addressed as the subject to produce an estimated diagram of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in November 2022.
Lee, J.; 伊藤 史哲*; 弘中 浩太; 高橋 時音; 鈴木 敏*; 小泉 光生
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(12), p.1546 - 1557, 2022/12
被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Compact time-of-flight (TOF) measurement systems are desirable for easy installation in various facilities. To achieve such compact systems, one of the key considerations is the design of the neutron moderator. However, there are only a few reports on systematic studies on moderators considering both neutron energy resolution as well as a neutron intensity. In this paper, to design an epithermal neutron moderator for short-distance TOF measurements, the neutron intensity and energy resolution of epithermal neutrons have been studied using the Monte Carlo simulation code PHITS with JENDL-4.0 for various types of moderators. The neutronic characteristics of a moderator comprising several components were evaluated. The relationships between the moderator dimensions and both the energy resolution and intensity of the epithermal neutrons were determined. From the obtained results, the appropriate high resolution moderator designs for the short-distance TOF measurements were proposed.
山本 耕輔; 柳原 敏*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(12), p.1527 - 1535, 2022/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ふげんにおけるクリアランスに係る一連の作業を作業効率の観点から分析した。その結果、除染が最も作業人工数を必要としている一方で、大部分のクリアランス対象物の汚染の程度は、除染する前から非常に低いことが分かった。これらの結果から、クリアランス対象物は、汚染の程度が十分に低いことを確認した上で、除染をスキップすることがクリアランスの一連の作業の観点から効果的であることを示している。また、クリアランス測定においても全数測定よりも、汚染の程度に応じてはサンプリング測定をすることが可能であることから作業効率の観点から導入することが望ましい。これらの条件及びふげんの実績を踏まえて、クリアランスに係る一連の業務の作業人工数を評価した結果、従来と比較して37%以下にまで低下することが分かった。
南上 光太郎; 石川 淳; 杉山 智之; Pellegrini, M.*; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1407 - 1416, 2022/11
被引用回数：1 パーセンタイル：68.2(Nuclear Science & Technology)To appropriately evaluate the amount of radioactive iodine released into the environment, we extended the current pool scrubbing model to consider revolatilization at bubble surfaces due to bubbly flow generated in the suppression pool, and the effect of revolatilization by bubbly flow was quantitatively evaluated using a station black out sequence in this work. Gaseous iodine species are produced in the suppression pool in an accident. They are gradually released from the pool surface, but when a large amount of gas flows from the drywell into the suppression pool, the revolatilization of gaseous iodine dissolved in the pool water is promoted by bubbly flow. The results of this study indicated that the release amount of iodine immediately after suppression chamber (S/C) vent operation increased by up to 134 times when considering the revolatilization effect associated with bubbly flow. These results were due to the increase in the gas-liquid interfacial area at bubble surfaces and the overall mass transfer coefficients under two-phase flow conditions due to bubbly flow. It was shown that caution is required for early S/C vent operation.
山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1331 - 1344, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)反応度または外部中性子源強度の瞬時変化の後で生じる準定常状態における中性子計数率もしくはそのシミュレーションデータの経時変化に基づいて体系の反応度を評価した。その評価は準定常状態における出力の方程式に基づいて行った。研究の目的は中性子計数率の複雑な経時変化から適時に反応度を評価する方法を開発することである。開発した手法を中性子計数率のシミュレーションデータに適用した。そのデータは一点炉動特性コードAGNESによる計算とポワソン分布を持つ乱数によって作成したものである。さらにTRACYを用いて取得された未臨界実験データにも適用した。その結果、反応度の評価値と基準値の差は-10$以上の条件でのシミュレーションデータに対しては5%程度以下の差であり、-1.4$と-3.1$での実験データに対しては、7%程度以下であった。条件変化の数十秒後に反応度を評価できる可能性がこれにより示された。
孫 昊旻; Leblois, Y.*; Gelain, T.*; Porcheron, E.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1356 - 1369, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)PWRのシビアアクシデントシナリオにおいて、格納容器内エアロゾル状放射性物質の除去・保持のために、格納容器スプレイを用いることができる。そのために、高精度な除去効率の予測は安全評価上重要である。PWRの格納容器スプレイでは、84%-95%と高いスプレイカバー率が要求されるのに対して、既往研究では、そのような高いカバー率におけるエアロゾル除去実験はかなり限られている。本論文では、カバー率に着目し、スプレイによるエアロゾル除去現象の理解と除去効率評価モデル高度化のために、大型容器において実機相当のカバー率を有する体系のエアロゾル除去実験を実施し、詳細なエアロゾルと液滴特性の計測結果から除去特性を調査した。また、MELCORの除去モデルと実験結果を比較し、粒子径に対する除去効率の傾向が再現でき、大きい粒子径に対して過小評価となるものの、最小除去効率を有する小さい粒子径(
0.52
m)において良好な一致が得られることを示した。
渡辺 証斗*; 湊 太志; 木村 真明*; 岩本 信之
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1399 - 1406, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In order to increase the efficiency of nuclear data evaluation, we have tested a combination of a nuclear reaction model and machine learning algorithm. We calculated nucleon-nucleus elastic scattering angular distributions by using the nuclear reaction model code, and optimized the potential parameters of an optical model to reproduce experimental data by means of the Bayesian optimization. We present optimization cases with the single parameter and two or more parameters, and show that our framework gives the angular distributions which are in good agreement with the observed ones.
中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1388 - 1398, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究は、放射性核種の
Npを取り上げて、よく熱化された中性子場を用いて放射化法によりNpの熱中性子捕獲断面積を測定した。Npの標準溶液を、照射試料に用いた。照射位置の中性子束は、
Sc, 
Co, 
Mo, 
Taそして
Auを、中性子束モニタに使用した。Np試料とモニタを一緒に、京都大学研究炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。同様の照射を2回繰り返した。照射後に、Np試料を、それと放射平衡の関係にある
Paからの312keVガンマ線を測定して定量した。Npの反応率を、生成された
Npから放出されるガンマ線の収量から求めた。Npの熱中性子捕獲断面積は、2回照射の結果の加重平均を取って173.8
4.4barnと導出された。この結果は、飛行時間法により測定されたデータと、誤差の範囲で一致した。
