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Thwe Thwe, A.; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 永石 隆二; 門脇 敏
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.573 - 579, 2022/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高レベル放射性合水廃棄物容器内発生している水素の燃焼及び爆発の危険性について注意する必要がある。本研究では、密閉容器内での水素燃焼の特性を調査するためにオープンソースコードOpenFOAMを使用してシミュレーションを行い、初期火炎速度の影響による火炎面の挙動を調べた。初期の層流火炎速度が増加すると、火炎の半径,圧力,温度が増加し、流体力学的効果によりセル状火炎形状は堅牢になったことが分かった。コードの検証分析のために既存の水素-空気爆発実験から導出した火炎速度モデルをコードに実装し、火炎面に格子解像度の影響を明らかにした。格子サイズが小さくなると、火炎面のセル分離がより明確に形成され、火炎半径が大きくなった。シミュレーションによって得られた火炎半径とセル状火炎面は実験結果と合理的に一致した。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06
Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.
小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08
数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。
朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和; 森田 泰治
Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.271 - 274, 2005/12
PUREX技術に基づいたTcの抽出分離試験を、燃焼度44GWd/tの使用済ウラン燃料を用いて行った。試験結果を、シミュレーションコードESSCAR(Extraction System Simulation Code for Advanced Reprocessing)を用いて検討した。TBP抽出によって、Tcを溶解液からほぼ定量的に抽出し、高濃度硝酸スクラブによって抽出されたTcを定量的に回収できることを示した。さらに、Tcの抽出機構では、ZrとUとの共抽出効果が支配的な要因であることをESSCARコードによる計算結果から示した。
朝倉 俊英; 佐藤 真人; 松村 正和; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.345 - 347, 2005/08
本報告では、高度化再処理のための抽出システムシミュレーションコード(ESSCAR)についてのこれまでの開発と利用についてレビューする。開発においては、使用済燃料試験を実施して計算を行うことによって、分離プロセスにおける物理化学現象をより深く理解することが必須である。燃焼サイクル施設のプロセス安全性の観点からは、痕跡量程度しか存在しないが、反応活性の高い物質のプロセス挙動を知ることが重要である。
井戸村 泰宏; 徳田 伸二; 岸本 泰明
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.6, p.17 - 72, 2004/00
トカマクプラズマにおいてITG-TEM(イオン温度勾配駆動-捕捉電子モード)乱流により生じるイオン及び電子異常輸送を調べるためにグローバルジャイロ運動論的トロイダル粒子コードGT3Dを開発した。このコードによる予備的なITG-TEMの線形計算においてITG-TEMの基本的な性質を確認した。捕捉電子はITGモードの成長率を増大させるだけでなく、別の電子モード、TEMを励起する。
あるいは
により支配的なモードはITGからTEMに変化する。サイクロンパラメータを用いた線形ベンチマークにおいてGT3D, GTC(PPPL-CUI)、及びFULL(PPPL)コードの間で良い一致が得られた。
-ray detection systems大石 哲也; 堤 正博; 杉田 武志*; 吉田 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(6), p.441 - 445, 2003/06
被引用回数：1 パーセンタイル：10.88(Nuclear Science & Technology)さまざまな種類の放射性線源を対象とした、線検出システムの設計及び最適化を目的としてEGS4ユーザーコードを開発した。本コードは、PRESTA-CGに基づいて作製された。PRESTA-CGは、EGS4における電子輸送に関する部分を改良するとともに、組み込み体系法(CG法)が利用できるように特化されている。本ユーザーコードの主な追加機能は、線源の定義に関するものと光子の輸送に関するものとの二つに分けられる。妥当性の検証のために、開発したユーザーコードを二種類の検出システムに適用した。その結果、本ユーザーコードにより、簡易な操作を行うだけでさまざまな線源に対する複雑な検出システムの詳細なレスポンス解析が可能であることがわかった。
遠藤 章; 山口 恭弘; 高橋 史明
Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.151 - 156, 2003/00
数値シミュレーション手法を用い、さまざまな姿勢における中性子,光子及び電子による人体の被ば線量分布を詳細に解析するシステムを開発した。このシステムは、MIRD型数学人体ファントムをもとに開発したさまざまな姿勢を表現できる可動型数学人体模型及びモンテカルロシミュレーションコードMCNPによって構成される。このシステムを用い、東海村臨界事故の重度被ばく患者に対する線量分布の解析を行った。開発した計算システムと解析結果の概要について述べる。
宝徳 忍; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 内山 軍蔵
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.313 - 316, 2002/11
PUREXプロセスの抽出工程における放射性核種の閉じ込め性に関する研究を行い、工程内でのウラン,プルトニウム及びほかのTRU元素の移行挙動の調査を行った。使用済燃料試験をNUCEFの再処理プロセス試験設備を使用し、3台の抽出機によって、ウラン,プルトニウムなどの濃度分布データを取得した。その結果、ウラン,プルトニウム,アメリシウムについてはその99%以上が想定された製品溶液中に移行したが、ネプツニウムはそれぞれの製品溶液中に分散した。(抽出残液に11%,FP溶液に23%,Pu溶液に36%,U溶液に30%)、また、この結果を計算コードによってシミュレーションしたところ、概ね実験結果と一致したが、一部の工程で実験結果と若干の差が見られた。これらについては、さらに計算結果が一致するよう、今後考察を行う必要がある。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 松川 誠; 牛草 健吉
Nucl. Eng. Des., 45(1), p.15 - 29, 1999/00
トカマク実験装置JT-60Uにおける、プラズマ立ち上げ及びディスラプションの実験結果を、TSPS(Toroidally Symmetric Plasma Simulation)コードとEDDYCALコードを用いて数値シミュレーション解析を行った。その結果、実験結果とよく一致するプラズマの時間発展を数値解析により得られることを示した。真空容器に誘起される渦電流のトロイダル成分の実験と数値解析の比較では、最大30%程度のちがいが生じた。プラズマ立ち上げの解析を検討した結果、プラズマの位置安定性がプラズマ成長の位置を決める主たる要因であることを示した。ディスラプションの解析においては、逃走電子が発生した時でも、逃走電子の情報があれば、プラズマの時間発展の数値解析が可能であることを示した。また、逃走電子の発生機構について検討を行った。
C.J.Choi*; 中村 秀夫
Annals of Nuclear Energy, 24(4), p.275 - 285, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：52.72(Nuclear Science & Technology)RELAP5/MOD3バージョン3.1.2コードを用い、PWRの炉停止後でミッドループ運転中に、余熱除去系が何らかの原因で停止した場合に生じる事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験につき、実験後解析を行った。解析には、コールドレグに5%破断相当の開口部を仮定した実験の結果を用いた。コードは、余熱除去系停止後に生じる炉心での冷却材沸騰開始時刻や、1次系の最高圧力等を良く予測した。しかし、解析では蒸気発生器伝熱管で早期に蒸気凝縮が開始したため、ループシール排除の時刻が遅れた。さらに、コードは振動的な計算結果を生じ、それに起因する数値丸め誤差によって大きなマスエラーを生じた。ただし、1次系の圧力上昇に伴って破断口から流出する冷却材の量が、マスエラーと相殺したため、1次系の圧力や冷却材の量等、主要なパラメータには影響を与えないことがわかった。
秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.290 - 297, 1996/04
被引用回数：3 パーセンタイル：32.72(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉の大破断冷却材装置事故のシステム解析において、凝縮モデルの問題のためTRAC-PF1コードは非現実的な減圧を予測し多大な計算時間を必要とする。コールドレグに生成される凝縮二相流に対する計算を安定化するために、コールドレグ部の凝縮量総量を蒸気発生器側から流入する蒸気流量以下に制限する簡易凝縮モデルを開発した。円筒炉心試験、上部プレナム試験及びLOFT試験データを用い性能評価結果から、簡易凝縮モデルは計算を安定化し計算時間を短くすること、また、凝縮速度の過大評価による非現実的な減圧がなくなることで加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故のシステム解析の予測精度を改善することが検証できた。
10日,東海研究所,東海村原子力コード研究委員会; 炉物理研究委員会
JAERI-Conf 96-002, 160 Pages, 1996/02
本報告書は、平成7年11月9日、10日に日本原子力研究所東海研究所において開催された第9回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会での発表論文を収録したものである。研究会は、原子力コード研究委員会と炉物理研究委員会の共催によって行われた。シミュレーションや実験による各種現象の理解、あるいはプラントの設計や運転支援に有効な「ビジュアリゼーション技術」が今回のテーマであり、「シミュレーションと可視化技術」及び「画像処理と計測」に関する発表が行われた。
西田 雄彦; 佐々 敏信; 高田 弘; 滝塚 貴和
Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 1, p.668 - 674, 1996/00
オメガ計画に従って加速器消滅処理システムの概念検討を進めているが、その性能予測用計算コードシステムACCLの開発及び高度化を行った。数GeV~20MeV領域のハドロン核反応・輸送過程を扱うカスケードコード(NMTC/JAERI)では、核内での核子の反射屈折効果の採用、核子-核子散乱断面積の更新、核子-原子核散乱断面積の採用全断面積の評価済データによる差し替え及び核分裂パラメータの調整等を行い加速器消滅処理システムの重要因子である核破砕中性子源の強度及び分布の予測精度を向上させた。20MeV以下では、これまでの中性子輸送コードTWOTRAN2(Sn)及びMORSE(モンテカルロ)を、高度化されたTWODANT及びMCNP4Aでさしかえ、消滅炉心の計算時間の大巾な短縮を達成した。また従来の核データライブラリENDF-B4ではなく、最新のJENDL3.2に対応する73群定数ファイルを作成し計算精度を向上させた。
森 貴正; 小迫 和明*
プラズマ・核融合学会誌, 71(12), p.1212 - 1219, 1995/12
核融合炉中性子工学では中性子及び光子束と多くの重要な反応率を予測評価するために輸送計算を行う必要がある。輸送計算法や核データとその使用法に関しては核分裂炉の開発で得られた多大な蓄積があるが、核融合炉特有の強い散乱の非等方性と極度に異方性の強い中性子場を取り扱うために、多くの改良がなされた。その結果、予測精度は飛躍的に向上した。本報では、現在国内の核融合中性子工学の分野で使用されいている輸送計算コードとそこで用いられている計算手法を解説する。また、それぞれのコードで使用される断面積ライブラリーもあわせて紹介する。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(3), p.245 - 256, 1995/03
被引用回数：1 パーセンタイル：17.53(Nuclear Science & Technology)二流体モデルに基づく最適評価コードの一つであるREFLA/TRACコードのPWR小破断LOCA(SBLOCA)解析に対する予測性能を評価した。主な評価課題は、低圧低流量条件で検証されたREFLA/TRACコードが高圧低流量条件でSBLOCAに対し、適用できるか否かを調べることであった。評価計算はROSA-IV LSTF試験SB-CL-05(コールドレグ5%破断試験)を対象に行った。評価した結果、REFLA/TRACコードはオリジナルのTRAC-PF1コードと同等以上の予測精度で小破断LOCA解析に適用できる事を確認した。特に炉心内の水力モデルは高圧条件下であっても高い適用性を有する。炉心露出のタイミングを精度よく予測するためには、適切な臨界流モデルを使うと共に、二相流下でのポンプでの圧力損失を精度良く予測する必要がある。
秋本 肇; 阿部 豊*; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-Data/Code 94-006, 40 Pages, 1994/07
JAERI-Data-Code-94-006.pdf:1.26MB
PWRプラント内の熱水力挙動の解析では、各部の圧力バランスにより流体の流れ方向が決定されるため、各部の圧力損失を正しく予測することが重要である。TRAC/PF1/MOD1コードによる圧力損失計算の予測精度を改良するために、壁面剪断力の気液への配分方法の改良、壁面剪断力相関式へのBaroczy相関の導入、および流路の拡大/縮小部における運動量保存式の差分方法の改良を行った。単管実験による圧力損失データ、Marviken臨界流試験データ、および円筒炉心試験で得られた破断コールドレグにおける圧力損失データを用いて予測性能を評価した結果、上述の改良により、TRAC-PF1コードでみられた原相関式とコードによる計算結果の不一致、拡大/縮小部における数値的原因による大きな圧力損失の評価誤差がなくなること、TRAC-PF1コードに比べて格段に精度よく圧力損失を予測できることを確認した。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 94-026, 60 Pages, 1994/03
REFLA/TRACコードは、軽水炉の安全評価解析コードの検定並びに事故解析、新型軽水炉の事故解析や設計に用いることを目的とした最適予測コードである。REFLA/TRACコードの3次元モデルの評価を効率良く行うため、大型計算機と同程度の高速な計算が可能で、多次元の図形出力機能に優れたエンジニアリングワークステーション(EWS)上で稼働するREFLA/TRACコードを開発した。併せて、時系列プロット機能の整備、及び2次元図形表示機能の開発を行い、3次元計算の解析を容易に行えるようにした。今後、EWSの計算速度の高速化、図形表示機能の拡充により、より一層評価効率が向上するものと期待できる。本報告書では、EWS版REFLA/TRACコード、時系列プロット機能及び2次元図形表示機能の各概要について述べる。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 93-139, 85 Pages, 1993/07
PWR-LOCA時再冠水過程での圧力容器内熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1コードの予測性能を評価するために、平板炉心試験装置(SCTF)を使い急峻、あるいは平担の各炉心半径方向出力分布により行った二つの試験に対する試験後解析を行った。TRACコードは被覆管温度の遷移に対し、出力の違いにより生ずる半径方向の分布を含め良く予測した。しかしながら、炉心内及び上部プレナム内でのボイド率の予測に対しては良くなかった。TRACコードはボイド率の半径方向の分布に対し、炉心内ではSCTF試験ではみられなかった特殊な分布を予測し、上部プレナム内では測定結果に対しより平担な分布を予測した。本予測性能評価に基づき、水力及び熱伝達モデルに対し改良すべき点を示した。
大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 93-138, 55 Pages, 1993/07
PWR-LOCA時再冠水過程での、圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1(MOD1)及びTRAC-PF1/MOD2(MOD2)コードの予測性能を評価するために、炉心半径方向に傾斜した出力分布をもつ平板炉心試験に対する試験後解析を行った。本報告では、MOD2コードの予測性能MOD1コードのものに比べ改良されたか否かを主に評価した。評価した結果、以下のことがわかった。(1)上部プレナム内の蓄水特性は測定結果と異なったものの、圧力容器内の水力挙動に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより定性的には改善された。(2)炉心熱伝達に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより劣化した。(3)数値解法の変更により、MOD2コードの計算速度はMOD1コードに比べ約1.5倍となった。
