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廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2022-063, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Review-2022-063.pdf:3.81MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究は、廃炉作業を含めた原子力・放射線作業従事者の被ばくに該当するような低線量・低線量率放射線への長期被ばくのように、特に1F事故以降に社会的関心が高まっている放射線被ばく影響に関する知見を収集することを目的として実施した。本研究で解明を目指す被ばく線量域の影響解析試料は、1F事故後の旧警戒区域で被ばくした野生ニホンザルから収集した。また、野生動物試料解析結果を検証するために、放射性セシウムに曝露させて飼育した動物実験マウスから解析試料を作成した。放射線影響の指標として酸化ストレスマーカーを指標に体内の酸化ストレス状態とその防御機構の活性のバランスについて検討し、低線量放射線被ばくによる生体の応答反応について検討を行なった。野生ニホンザルの被ばく線量はモンテカルロシミュレーションおよび歯の電子スピン共鳴分析によって評価し、物理指標と生物指標の関連性から放射線影響について検討を行なった。酸化ストレス状態の変動と放射線影響との関連性を検討した学際共同研究である。
中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2021-050, 82 Pages, 2022/01
JAEA-Review-2021-050.pdf:2.89MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、廃炉作業などの社会的関心が高い低線量・低線量率長期放射線被ばく影響に関する知見を収集するために、福島第一原子力発電所事故後の旧警戒区域で被ばくした野生ニホンザルや動物実験マウスの試料解析を通じて持続的な酸化ストレスと放射線影響との関連性を検討する。被ばく線量評価グループと生物影響解析グループが参画し、被ばく線量と科学的知見が必要とされている被ばく領域の生物影響の相関を検討する学際共同研究である。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2020-048, 49 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-048.pdf:4.38MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、社会的関心の高い低線量・低線量率放射線被ばくによって緒臓器の酸化ストレス状態に対する生物影響を検討し、科学的知見が必要とされている被ばく領域の生物影響データを収集することを目指している。被ばく線量評価グループと生物影響解析グループが参画し、福島原発事故によって放射線に被ばくした野生ニホンザルと動物実験マウスから採取した試料の解析結果を用いて被ばく線量と生物影響の相関を検討する学際共同研究である。
中村 秀夫
Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/00
軽水炉の安全評価にて、システム解析コードを用いて不確かさを考慮した最適評価解析(BEPU)を行うとき、本来目標である高温高圧で多様な形状を有する実機での伝熱流動条件下に生じる事故現象の精確な予測には依然として残されている課題がある。その中で、主に流路サイズと圧力(流体物性)に依存した現象のスケーリングが関与する課題の例を挙げ、Keynote講演での議論に資する。
秋本 肇; 菅原 隆徳
JAEA-Data/Code 2016-008, 87 Pages, 2016/09
JAEA-Data-Code-2016-008.pdf:15.62MB
鉛ビスマス冷却加速器駆動システム(ADS)の基本設計に資するため、定格運転時の熱流動解析を行った。概念設計で得られた機器の性能諸元と寸法を整理し、ADS設計解析コード用入力データを作成した。急峻な半径方向出力分布を有するADSの炉心部分を詳細にモデル化し、炉心内の3次元的な流体混合が炉心冷却に与える影響を評価した。定格運転時の熱流動解析の結果から、(1)定格運転時の最高被覆管表面温度と最高燃料中心温度は設計制限値を下回る。(2)燃料集合体間の冷却材流量配分に対する半径方向出力分布の影響は小さい。急峻な半径方向出力分布がある場合でも炉心加熱区間入口における冷却材流量分布はほぼ平坦である。(3)燃料棒表面における熱伝達率に対する半径方向出力分布の影響は小さい。出力の違いに伴う被覆管表面温度の差異は、主に燃料棒に隣接する冷却材温度の違いにより決定される。(4)蒸気発生器4基における熱水力学的挙動は対称である。また、主循環ポンプ2基における熱水力学的挙動も対称である。ことがわかった。詳細な計算で明らかとなって熱水力学的挙動を踏まえて入力データを簡素化した簡易モデルを作成した。
竹田 武司; 大貫 晃*; 金森 大輔*; 大津 巌
Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, p.7481793_1 - 7481793_15, 2016/00
被引用回数：1 パーセンタイル：10.71(Nuclear Science & Technology)Two tests related to a new safety system for PWR were performed with ROSA/LSTF. The tests simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 2-inch diameter break using an early steam generator (SG) secondary-side depressurization with or without release of nitrogen gas dissolved in accumulator (ACC) water. The pressure difference between the primary and SG secondary sides after the actuation of ACC system was larger in the test with the dissolved gas release than in the test without the dissolved gas release. No core uncovery and heatup took place because of the ACC coolant injection and two-phase natural circulation. The RELAP5 code predicted most of the overall trends of the major thermal-hydraulic responses after adjusting a break discharge coefficient for two-phase discharge flow under the assumption of releasing all the dissolved gas at the vessel upper plenum.
秋本 肇
JAEA-Data/Code 2014-031, 75 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-031.pdf:37.23MB
鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム(ADS)の熱設計解析に資するため、軽水炉過渡解析コードJ-TRACをコードの骨組みとして、ADS用熱設計解析コードを整備した。軽水炉, ナトリウム冷却高速炉に対する安全解析及びこれまで行われたADSに対する熱流動解析を対象としてADS用熱設計解析コードに必要な解析機能を摘出した。J-TRACコードに不足する解析機能を追加するため、鉛ビスマス共晶合金(LBE), アルゴンガス, 窒化物燃料の物性値ルーチン並びに液体金属に対する強制対流領域における壁面熱伝達率相関式をJ-TRACコードに組み込んだ。LBE単相流の圧力損失解析、窒化物燃料集合体の熱伝達解析、及び蒸気発生器熱伝達解析を行い、追加した解析機能が所期の通りにJ-TRACコードに組み込めていることを確認した。
稲葉 良知; 西原 哲夫
JAERI-Tech 2005-033, 206 Pages, 2005/07
JAERI-Tech-2005-033.pdf:34.71MB
本報告書では、HTTR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析条件を適切に設定できるように、火災・爆発解析コードシステムP2Aを構成する3つの解析コードPHOENICS, AutoReaGas及びAUTODYNを用いて、漏洩ガスの移流拡散及び爆発解析における噴流の影響,ガス爆発解析における障害物,着火点位置及びメッシュサイズの影響、及び漏洩ガスの移流拡散解析における大気安定度の影響を調べた。また、PHOENICSに大気安定度を考慮するための機能追加、及びPHOENICSとAUTODYN間のインターフェイスの改良について述べた。最後に、これらの感度解析の結果を踏まえ、実規模単一反応管試験装置及びHTTR水素製造システム対象とした可燃性流体の漏洩事故解析を2ケース行った。その結果、今回設定した解析条件下では、漏洩した可燃性ガスが爆発しても、安全上重要な建屋への影響はほとんどないことがわかった。
前田 幸政; 西原 哲夫; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 稲垣 嘉之
JAERI-Data/Code 2005-001, 149 Pages, 2005/03
JAERI-Data-Code-2005-001.pdf:12.66MB
HTTR水素製造システムの特性評価等を行うために、解析コードN-HYPACの開発を行った。本解析コードでは、HTTR水素製造システムの静定状態(通常運転時)及び動的状態(起動,停止及び異常時等の過渡変化時)における熱物質収支(ヘリウムガス,プロセスガス,構造物等の温度分布,ヘリウムガス及びプロセスガスの質量,圧力分布等)及び制御系の特性を解析することが可能である。これまで、中間熱交換器以降の2次ヘリウム系と水素製造システムの解析ができるように整備を行った。本報告書は、動特性解析コードN-HYPACの解析フロー,構成機器のモデル,基本計算方程式,取扱い方法及び試解析についてまとめたものである。
飯島 進*; 加藤 雄一*; 高崎 謙一*; 岡嶋 成晃
JAERI-Data/Code 2004-016, 91 Pages, 2004/12
JAERI-Data-Code-2004-016.pdf:7.45MB
高速炉臨界実験装置FCAを用いた実験を、統一のとれた流れに従って解析することを目的に、高速炉核特性計算コードシステム"EXPARAM"を開発した。EXPARAMは、原研及び米国の研究機関でここに開発されてきた計算コードに手を加え、計算手法の統一を図りさらに計算コード間のデータの受け渡しを系統的に行えるように整備した計算コードシステムである。群定数と拡散理論及び輸送理論に基づく体系計算コード及び摂動計算コードにより、臨界性に関する実効増倍率,出力特性や増殖性能に関する反応率や反応率比及び反応度効果に関するドップラー係数やナトリウムボイド係数を計算する。さらに動特性に関連する物理量として即発中性子寿命及び実効遅発中性子割合を計算する。EXPARAMを整備したUNIX環境では、ダイレクトアクセスファイルにより計算コード間のデータの受け渡しを行う。
稲葉 良知; 西原 哲夫; 新田 芳和*
Nuclear Technology, 146(1), p.49 - 57, 2004/04
被引用回数：4 パーセンタイル：29.26(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模のHTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発・整備した。本論文では、HTGR水素製造システムで想定される3つの事故シナリオ,P2Aの構造,P2Aを用いた解析の手順及び事故シナリオに基づいた数値解析の結果について述べ、P2AがHTGR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析に対して有効なツールであることを示した。
炉物理研究委員会
JAERI-Review 2004-003, 152 Pages, 2004/03
JAERI-Review-2004-003.pdf:5.8MB
本報告書は、炉物理研究委員会の下に、平成13, 14年度の2か年間設置された共用炉物理コードシステムの構築WP(ワーキング・パーティー)の活動内容を取り纏めたものである。共用炉物理コードシステムの構築WPでは、我が国の炉物理研究者がその研究・開発活動を効率的に行えるように、幅広い研究分野で便利に使える炉物理コードシステムを構築することを目的に、2か年の期間で4回の会合を持ち、炉物理コードシステムの現状や先端計算機技術などの調査を行うとともに、コードシステムの基本概念を検討した。
-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。
池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.13 - 18, 2002/08
本論文は、加速器駆動システムに関連する核データ研究をまとめたものであり、核データの役割,ニーズ,充足度,進行してる研究活動,今後の展望を、50年にわたるこれまでの歴史を振り返りつつ、加速器駆動システム技術開発との関連における核データの重要性を示したものである。
稲葉 良知; 西原 哲夫; 森山 耕一*; 中村 正志*
JAERI-Data/Code 2002-014, 255 Pages, 2002/07
JAERI-Data-Code-2002-014.pdf:21.69MB
高温ガス炉(HTGR)を用いた水素製造システムでは、原子炉に水素製造プラントを接続し、多量の可燃性流体を取り扱うことになるが、これによって原子炉の安全性が低下することがあってはならず、特に火災・爆発事故対策は安全上最も重要な課題の1つである。現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。そこで、実用規模HTGR水素製造システムへの適用までを視野に入れた火災・爆発事故対策を検討し、HTGR水素製造システム及びHTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,着火,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本報告書では、P2Aコードシステムが解析対象とする施設,事象やコードシステムの概要,使用方法及び予備計算結果について述べる。
稲葉 良知; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之
Proceedings of 14th Hydrogen Energy Conference (WHEC 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/06
現在、日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する天然ガスを用いた水蒸気改質法による水素製造システムを計画中である。HTTR水素製造システムにおいて、火災・爆発対策は安全上、最も重要な課題の1つである。そこで、HTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故について、事象推移と影響を詳細に解析するためのコードシステムP2Aを開発した。P2Aは、原子炉建家内外部における可燃性流体の漏洩,移流拡散,燃焼(爆燃及び爆ごう)の過程を解析することができる。本研究では、P2Aの概要及び予備計算結果について述べる。
小林 卓也; 外川 織彦; 小田野 直光; 石田 紀久
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.658 - 663, 2001/08
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)日本周辺の沖合海域にて原子力潜水艦の仮想沈没事故が発生した際の日本人全体に対する集団線量を推定した。沈没した原子力潜水艦から海洋中へ放出された放射性物質に起因する集団線量を推定するためにコンピューターコードシステムDSOCEANを用いた。放射性物質放出1年後の年間海産物摂取による集団実行線量当量の最大推定値はUNSCEAR報告の自然放射線による年間平均線量の約0.5%であった。
坂本 幸夫; 山口 恭弘
JAERI-Tech 2001-042, 29 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-042.pdf:1.79MB
国際放射線防護委員会(ICRP)1990年勧告(ICRP Publication 60)の放射線障害防止法等の国内制度への取り入れにより、遮へい壁等の設計の際に評価すべき量が、従来の1センチメートル線量当量から実効線量に変更された。加速器施設の遮へい計算に用いる線量換算係数として、20MeV以下の中性子に対してICRP Publication 74に基づく前方(AP)照射条件の値が放射線障害防止法等の告示別表に示されているが、20MeV以上の中性子に対する値は示されていない。そこで、20MeV以上の中性子に対する線量換算係数の現状を調査するとともに、陽子加速器施設の遮へい体後方の典型的な中性子スペクトルを用いて線量率を試算し、幾つかの線量換算係数を用いた場合の実効線量率等を調べた。この検討結果を基に、陽子加速器施設の遮へい設計計算用の線量換算係数として、20MeV以上の中性子に対してはHEREMESコードシステムによるAP照射条件での実効線量への換算係数を推奨し、熱エネルギーから2GeVまでの中性子77群構造の線量換算係数を作成した。
高橋 知之*; 武田 聖司; 木村 英雄
JAERI-Data/Code 2000-041, 108 Pages, 2001/01
JAERI-Data-Code-2000-041.pdf:4.86MB
原子炉施設等から発生する放射性廃棄物のうち、放射性核種濃度が極めて低いために、それに起因する線量が自然界の放射線レベルに比較して十分に小さく、人の健康へのリスクが無視できるものであれば、当該物質を放射性物質としての規制管理からはずすことが考えられている。この行為をクリアランスといい、その核種濃度をクリアランスレベルという。原子力安全委員会のクリアランスレベル導出にあたっては、パラメータ値に平均的な値あるいは保守的な値に対する決定論的手法が用いられた。また、決定論的手法により導出されたクリアランスレベルの妥当性を確認するため、あわせて確率論的解析を実施した。この解析を行うため、モンテカルロ法による確率論的解析コードシステムPASCLRを開発した。本報告書は、PASCLRコードの構成及び使用法について記述したものである。
