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村上 健太*; 新井 拓*; 山田 浩二*; 門間 健介*; 辻 峰史*; 中川 信幸*; 鬼沢 邦雄
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 3 Pages, 2024/03
本論文では、長期運転に関連する日本の規制規則、規格、業界ガイドを国際安全規格と体系的に比較することにより、日本の規格・基準の将来像を検討し、日本の規格制度が国際安全規格の勧告を概ね満たしていることを確認した。日本の規格・基準の将来的な改善に関する提言は、5項目に要約された。
谷口 良徳; 三原 武; 垣内 一雄; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 195, p.110144_1 - 110144_11, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)A reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test CN-1 on a high-burnup 64 GWd/t mixed-oxide fuel rod sheathed with M5
cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor, resulting in fuel failure. A small opening with slight ballooning deformation characterized the post-test visual appearance of the test fuel rod. Simulation using fuel performance codes FEMAXI-8/RANNS predicted rod survival under early phase loading induced by pellet-cladding mechanical interaction and subsequent boiling transition, and the cladding surface temperature measured online confirmed the occurrence of boiling transition. The experimental observation and simulation indicate that the failure was caused by a high-temperature rupture following increased rod-internal pressure. The RANNS sensitivity analysis revealed that a mechanical state parameter dedicated to predicting plastic instability might be an effective index for evaluating the risk of rupture failure during RIAs.
谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05
被引用回数：1 パーセンタイル：11.8(Nuclear Science & Technology)The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.
and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05
被引用回数：3 パーセンタイル：34.82(Nuclear Science & Technology)This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.
岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.789 - 792, 2006/06
被引用回数：6 パーセンタイル：43.77(Instruments & Instrumentation)J-PARC施設遮蔽では、詳細計算手法として、モンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITS等を用いている。これら設計コードの計算精度を検証し、設計への適用性を検討するには、厚いターゲットから前方方向に放出される中性子のエネルギースペクトル実験データが重要である。しかし100MeVを超える入射エネルギー,前方方向の実験データはほとんどないのが現状である。そこで本研究では、設計コードの計算精度を検証することを目的として、大阪大学核物理研究センター(RCNP)・サイクロトロンに設置されたTOFコースにおいて、350MeV陽子入射によるTTY(Thick Target Neutron Yield)測定実験を行った。実験では、炭素,アルミニウム,鉄,鉛ターゲットから放出する前方方向の中性子エネルギースペクトルを、NE213液体有機シンチレータを用いて飛行時間法により測定した。実験では、測定におけるエネルギー分解能を上げるために、低エネルギー領域の測定では11.4m、高エネルギー領域では95mの飛行距離を用いた。実験結果をモンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITSコードによる計算値と比較した結果、約20%以内で再現し、現在のJ-PARC施設遮蔽設計計算が十分な精度を有していることを検証した。
柴田 恵一; 中川 庸雄; 深堀 智生; 市原 晃; 岩本 修; 大塚 直彦*; 片倉 純一
AIP Conference Proceedings 769, p.171 - 176, 2005/05
招待講演としてJENDL計画の現状について報告する。内容は、以下の通りである。汎用ライブラリーとして、JENDL-4が開発中である。このライブラリーでは、中性子入射反応に加え、荷電粒子・光子入射反応や自発核分裂データも核種を限定して扱われる。最大入射エネルギーはニーズに応じて、現行の20MeVより拡張される。JENDL-4では、マイナーアクチニドやFPデータの精度向上,共分散データの充実等が図られるとともに、品質保証が重要なテーマとなる。一方、特殊目的ファイルとしてはJENDL高エネルギーファイル、光核反応データファイルを今年公開した。また、ADS開発のために、アクチニドファイルや共分散ファイルの作成を行っている。評価用コードの開発では、核反応断面積計算コードを作成し、最新の原子核理論をデータ評価に活用している。さらに、データ利用者のために、インターネットを介した総合核データ利用システムを開発中である。
熊田 博明; 鳥居 義也
JAERI-Data/Code 2002-018, 158 Pages, 2002/09
JAERI-Data-Code-2002-018.pdf:30.28MB
熱外中性子ビームを使ったホウ素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)は、脳内の深部にある悪性脳腫瘍の治療に効果があると期待されている。この熱外中性子を用いたBNCTを実施するためには、患者への照射線量を事前に評価することが不可欠である。これを踏まえ、頭部内の線量分布を計算によって求めるBNCT線量評価システム(JCDS)の開発を行った。JCDSは、医療画像であるCT,MRIデータを基に患者の頭部モデルを作成し、頭部内の中性子及び
線の線束分布をモンテカルロ・コード:MCNPで計算するための入力データを自動作成して線量計算を行うソフトウェアである。さらにMCNPで計算した結果を再び読込み、線量分布を表示させるものである。JCDSの特徴として、(1)CTデータとMRIデータの両方を取り扱うことにより、患者の正確な頭部モデルを簡便に作成する機能,(2)日本で実施されている開頭手術を伴ったBNCTに対応し、頭部モデルの形状を編集する機能,(3)計算によって導かれた照射位置に患者を正確にセッティングするための情報を出力する機能などを有している。本報告書は、JCDS(Ver.1.0)の基本設計と線量評価手順,操作方法と各処理のデータ構造,ライブライリー構造等について記述したものである。
中根 佳弘; 坂本 幸夫
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 471(3), p.348 - 357, 2001/10
被引用回数：3 パーセンタイル：28.26(Instruments & Instrumentation)固体飛跡検出器は個人被ばく及び放射線場の測定において広く用いられている。検出器の応答関数について、20MeV以上では標準場及び反応課程の複雑さなどにより、これまで実験及び計算のいずれもほとんど行われていない。本研究では固体飛跡検出器の中高エネルギー中性子測定への応用を目指し、応答関数計算コードSSNRESを80MeVの入射中性子まで考慮できるよう改良するとともに、1mm厚さのラジエータを有する反跳陽子型固体飛跡検出器の応答関数をTIARA及び東北大CYRICの22-65MeV準単色中性子場で測定し、コードの制度検証を行った。その結果、22-40MeV中性子に対する応答計算値は実験値を12%以内で再現した。また65MeV実験値に対しては22-28%の過小となった。これは低エネルギー線源スペクトルの評価精度、計算において酸素原子を炭素原子置き換えたためと推定される。
足立 将晶*; 石附 茂*; 小笠原 忍*; 久米 悦雄; 箭竹 陽一*; 根本 俊行*; 川崎 信夫*; 川井 渉*
JAERI-Data/Code 2000-043, 220 Pages, 2001/02
JAERI-Data-Code-2000-043.pdf:7.39MB
本報告書は、平成11年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、VPP500(一部SX-4含む)におけるベクトル化/並列化作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成11年度に18件行われた。これらの作業内容は、今後同種の作業を行ううえでの参考となりうるよう、作業を大別して「ベクトル/並列化編」,「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「ベクトル/並列化編」では、JAMコード及び3次元熱流体解析コードSTREAMを対象に実施したベクトル化作業について、相対論的分子軌道法コードRSCAT,相対論的密度汎関数法コードRDFT及び高速3次元中性子拡散ノート法コードMOSRA-Lightを対象に実施したベクトル並列化作業について記述している。
川崎 信夫*; 根本 俊行*; 川井 渉*; 小笠原 忍*; 石附 茂*; 久米 悦雄; 箭竹 陽一*; 足立 将晶*
JAERI-Data/Code 2000-039, 134 Pages, 2001/01
JAERI-Data-Code-2000-039.pdf:4.32MB
本報告書は、平成11年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、VPP500またはAP3000への移植整備作業について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成11年度に18件行われた。これらの作業内容は、今後同種の作業を行ううえでの参考となりうるよう、作業を大別して「ベクトル/並列化編」,「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「移植編」では、生体分子の分子動力学パッケージAMBER5,(連続・多群)汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVP/GMVP,MCNPライブラリ自動編集システムautonj,SPECTER/SPECOMPコード,核融合炉事故解析コードMELCOR-FUS及びサブチャンネル解析コードCOBRA-TFのVPP500及びAP3000への整備について記述している。
箭竹 陽一*; 久米 悦雄; 川井 渉*; 根本 俊行*; 川崎 信夫*; 足立 将晶*; 石附 茂*; 小笠原 忍*
JAERI-Data/Code 2000-038, 57 Pages, 2000/12
JAERI-Data-Code-2000-038.pdf:2.3MB
本報告書は、平成11年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、Paragonにおけるスカラ並列化作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成11年度に18件行われた。これらの作業内容は、今後同種の作業を行ううえでの参考となりうるよう、作業を大別して「ベクトル/並列化編」,「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「スカラ並列化編」では、高エネルギー核子・中間子輸送計算コードNMTC、ブラソフプラズマシミュレーションコードDA-VLASOV及び中性子・光子結合モンテカルロ輸送計算コードMCNP4B2を対象に実施したParagon向けのスカラ並列化作業について記述している。
石附 茂*; 小笠原 忍*; 川井 渉*; 根本 俊行*; 久米 悦雄; 足立 将晶*; 川崎 信夫*; 箭竹 陽一*
JAERI-Data/Code 2000-018, p.217 - 0, 2000/03
JAERI-Data-Code-2000-018.pdf:6.35MB
本研究書は、平成10年度に情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、VPP500(一部AP3000含む)におけるベクトル化/並列化作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成10年度に12件行われた。これら作業内容は今後同種の作業を行ううえでの参考となるうるよう、作業を大別して「ベクトル/並列化編」、「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「ベクトル/並列化編」では、汎用トカマク回路シミュレーションプログラムGTCSPを対対象に実施したベクトル化作業について、イオン性融体分子動力学計算コードmsp2、渦電流解析コードEDDCAL、受動的冷却システム解析コードTHANPACT2、及びMHD平衡コードSELENEJを対象に実施したベクトル並列化作業について記述している。
根本 俊行*; 川崎 信夫*; 久米 悦雄; 川井 渉*; 足立 将晶*; 石附 茂*; 箭竹 陽一*; 小笠原 忍*
JAERI-Data/Code 2000-017, p.99 - 0, 2000/03
JAERI-Data-Code-2000-017.pdf:3.31MB
本研究書は、平成10年度に情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、AP3000への移植作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成10年度に12件行われた。これら作業内容を「ベクトル/並列化編」、「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「移植編」では、連続エネルギー粒子輸送モンテカルロコードMCNP4B2、軽水炉安全解析コードRELAP5のAP3000への移植作業について記述している。
箭竹 陽一*; 足立 将晶*; 久米 悦雄; 川井 渉*; 川崎 信夫*; 根本 俊行*; 石附 茂*; 小笠原 忍*
JAERI-Data/Code 2000-016, p.43 - 0, 2000/03
JAERI-Data-Code-2000-016.pdf:1.36MB
本研究書は、平成10年度に情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、Paragonにおけるスカラ並列作業部分について記述したものである。原子力コードの高速化作業は、平成10年度に12件行われた。これら作業内容は大別して「ベクトル/並列化編」、「スカラ並列化編」及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の「スカラ並列化編」では、連続エネルギー粒子輸送モンテカルロコードMCNP4B2、連続エネルギー及び多群モデルモンテカルロコードMVP/GMVP及び光量子による固体溶融蒸発シミュレーションコードPHCIPを対象に実施したParagon向けのスカラ並列化作業について記述した。
杉本 純
JAERI-Conf 99-005, 523 Pages, 1999/07
1998年11月4日から6日にかけて、ホテル・ラングウッドにおいて、シビアアクシデント研究ワークショップ(SARJ-98)が開催された。このワークショップには、13か国より181名の参加者があった。ワークショップでは、各国における研究の現状、OECDにおけるシビアアクシデントの検討状況、圧力容器内溶融炉心保持、水蒸気爆発、圧力容器外冷却性、FP挙動、構造健全性、燃料挙動、水素挙動、事故解析とモデル化など、シビアアクシデントに関する実験及び解析を含む幅広い領域を対象として、合計65件の発表があった。パネルディスカッションでは、「シビアアクシデントの事故シナリオ、アクシデントマネジメント戦略及び将来炉の設計に対する解析手法の現状; どれ程実際に近いのか?」をテーマに、パネリスト及び会場の専門家により活発な討論が行われ、さまざまな意見や見解が交換された。
石附 茂*; 田邊 豪信*; 根本 俊行*; 川崎 信夫*; 川井 渉*; 足立 将晶*; 小笠原 忍*; 渡辺 秀雄*; 久米 悦雄
JAERI-Data/Code 99-027, 39 Pages, 1999/05
JAERI-Data-Code-99-027.pdf:1.21MB
本報告書は、平成9年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードの高速化作業のうち、移植作業部分について記述したものである。本報告書では、沸騰水型原子炉熱水力解析コードTRAC-BF1、連続エネルギー粒子輸送モンテカルロコードMCNP4AのAP3000への移植作業、及び汎用図形処理解析システムIPLOT用ライブラリの改良作業について記述する。
川崎 信夫*; 石附 茂*; 田邊 豪信*; 根本 俊行*; 川井 渉*; 小笠原 忍*; 足立 将晶*; 渡辺 秀雄*; 久米 悦雄
JAERI-Data/Code 99-026, 91 Pages, 1999/05
JAERI-Data-Code-99-026.pdf:2.9MB
本報告書は、平成9年度に計算科学技術推進センター情報システム管理課で行った原子力コードのVPP500における高速化作業のうち、ベクトル化作業部分について記述したものである。本報告書では、多次元二流体モデル構成方程式用コードACE-3D、原子核統計崩壊計算コードSD及びHENDEL炉内構造物実証試験部(T2)3次元熱伝導解析コードSSPHEATを対象に実施したベクトル化作業について記述する。
川井 渉*; 川崎 信夫*; 渡辺 秀雄*; 根本 俊行*; 石附 茂*; 田邊 豪信*; 小笠原 忍*; 足立 将晶*; 久米 悦雄
JAERI-Data/Code 99-020, 168 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-020.pdf:5.34MB
本報告書は、平成9年度に情報システム管理課で行った原子力コードのVPP500における高速化作業のうち、並列化作業部分について記述したものである。原子力コードのVPP500(一部AP3000)における高速化作業は、平成9年度に14件行われた。これらの作業内容は、今後同種の作業を行ううえでの参考となりうるよう、作業を大別して、「並列化編」、「ベクトル化編」、及び「移植編」の3分冊にまとめた。本報告書の並列化編では、円筒座標系直接数値解析コードCYLDNS44N、放射能粒子拡散予測コードWSPEEDI、拡張量子分子動力学コードEQMD及び三次元熱流体解析コードSTREAMを対象に実施した並列化作業について記述している。
外川 織彦; 本間 俊充; 益村 朋美*
JAERI-Data/Code 99-002, 59 Pages, 1999/01
JAERI-Data-Code-99-002.pdf:2.55MB
放射線による晩発性身体影響と遺伝的影響を推定するための計算コードHEINPUTを開発した。HEINPUTは原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)研究の一環として開発された確率論的事故影響評価コードシステムOSCAARを支援する前処理コードの一つとして位置づけられる。HEINPUTで用いたモデルは、米国原子力規制委員会の報告書「原子力発電所事故影響解析のための健康影響モデル」(NUREG/CR-4214)を基礎とし、広島・長崎の原爆改訂線量に基づくリスク算定結果などの、我が国における最新の研究成果をできる限り取り入れて修正したものである。この報告書には、晩発性身体影響と遺伝的影響を推定するための評価モデルの概要とHEINPUTを使用する際に必要なコード情報、ライブラリデータ、入出力データ及び使用例を含むコードマニュアルをまとめた。
A.R.Antariksawan*; 森山 清史; H.Park*; 丸山 結; Y.Yang*; 杉本 純
JAERI-Review 98-012, 66 Pages, 1998/09
JAERI-Review-98-012.pdf:3.36MB
蒸気爆発とは、高温液体(燃料)が低温の揮発性液体(冷却材)にその内部エネルギーを与え、低温液が急速に蒸発して高圧を発生し、周囲に仕事を与える過程である。蒸気爆発は従来から4段階の過程、すなわち初期粗混合、トリガリング、伝播及び膨張の過程から成ると考えられており、20年以上の間研究が行われて来たが、基礎的物理の未解明な部分が残されており、研究が継続されている。本報告は、初期粗混合及び伝播過程に関する最近の研究についての情報を収集したものである。実験では実燃料を用いた大規模なもの(~150kg)に重点が置かれている。解析コードの検証のため、固体粒子を用い境界条件を明解にした単純な体系の実験も行われている。解析コードは一般に多相・多次元のより洗練されたものになっているが、物理モデルの不十分な部分があり、更に改良を要する。
