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内田 俊介; 唐澤 英年; 木野 千晶*; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦
Nuclear Engineering and Design, 380, p.111256_1 - 111256_19, 2021/08
被引用回数：6 パーセンタイル：72.21(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の廃炉措置の安全な遂行に当たっては、プラント全体にわたる燃料デブリのみでなく核分裂生成物(FP)の長期的な分布を把握することが必須である。廃炉作業は、飛散したFPによる過酷な環境下でプラントから燃料デブリを取り出し、それらを回収核原料物質あるいは最終廃棄体として安全に保管することにより収束する。事故発生後廃炉の収束までの長期間にわたるプラント内でのFP分布を求めるために、短/中/長期FP挙動解析手法を開発した。本解析手法は、プラントで測定されたデータを用いて修正され、それを踏まえて更新されたデータに基づき妥当性確認されるものである。精度が改善された評価手法は、廃炉措置の各段階におけるFP分布の評価に適用可能である。
内田 俊介; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*
Nuclear Engineering and Design, 380, p.111303_1 - 111303_11, 2021/08
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所(1F)の事故進展解析と同時に廃炉計画立案のためには、プラント全体にわたるFP分布の定量化が必須で、このために多期間FP挙動解析手法を開発している。この解析手法の妥当性は、プラントで測定されたデータに基づいて立証する必要がある。この妥当性立証の有効な手法のひとつがCAMSでの線量率測定データの適用である。しかし、FPの分布(kg, Bq)と線量率(Sv/h)という特性、単位次元の異なるデータを比較するためには、両者を適切につなぐ手段が必要となる。線量率解析が可能な、迅速で、取り扱いが容易で、かつトレーサブルな手法として、多くの線源位置、多核種に関しての線量率換算係数を求めた。この線量率換算係数を用いると、多期間FP挙動解析手法で求めたFP分布から容易に線量率が算出可能である。
井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; Ali, Y.*; 今村 俊幸*
第34回数値流体力学シンポジウム講演論文集(インターネット), 6 Pages, 2020/12
ジャイロ運動論的トロイダル5次元full-fオイラーコードGT5Dにおける半陰解法差分計算用に新しいFP16(半精度)前処理付き省通信クリロフソルバを開発した。このソルバでは、大域的集団通信のボトルネックを省通信クリロフ部分空間法によって解決し、さらに収束特性を向上するFP16前処理によって袖通信を削減した。FP16前処理は演算子の物理特性に基づいて設計し、A64FXで新たにサポートされたFP16SIMD処理を用いた実装した。このソルバをGPUにも移植し、約1,000億格子のITER規模計算の性能を富岳(A64FX)とSummit(V100)で測定した。従来の非省通信型ソルバに比べて、新しいソルバはGT5Dを
倍加速し、富岳とSummitの両方で5,760CPU/GPUまで良好な強スケーリングが得られた。
bus FP results and single effect testingKnebel, K.*; Jokiniemi, J.*; Bottomley, D.
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.772 - 789, 2019/09
被引用回数：7 パーセンタイル：58.58(Nuclear Science & Technology)核分裂生成物(FP)付着物の再蒸発現象は、冷却水喪失等のシビアアクシデントにおける遅発のFP放出可能性を示すものとして認識された。その後の試験により、本現象は原子炉破損時に生じ得ることから、格納容器及び環境放出におけるソースタームとして重要であることが分かった。本論文では、まずはじめに、PHEBUS FPと関連プログラムから得られた一次冷却系での揮発性及び準揮発性FPの移行における再蒸発メカニズムについてレビューする。次に、揮発性及び準揮発性FP(I, Mo, Ru)及び構造材料(Ag, B)の高温化学を評価するための要素試験、及びソースタームに実効的に影響を与える雰囲気の影響について述べる。最後に、長期に亘るFP化学についてのさらなる知見を与え得る事故炉におけるCs分析の結果をレビューする。レビューの結果は表と模式図により示される。この蓄積された知見と経験は、廃炉と環境回復における汚染の低減、及びSA解析コードの改良と原子力安全の向上への適用にとって重要である。
水田 直紀; 青木 健; 植田 祥平; 大橋 弘史; Yan, X.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05
実用高温ガス炉においては、安全性と燃料要素冷却性能の向上が望まれている。耐酸化SiC母材燃料コンパクトを用いたスリーブレス燃料要素と両側直接冷却構造を採用することにより、ピンインブロック型高温ガス炉の安全性と冷却性能の向上が期待できる。燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率は、ピンインブロック型高温ガス炉の核熱設計において重要な物理的性質である。高温ガス炉心の冷却性能を向上させることができる燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率を議論するため、両側直接冷却構造を有するピンインブロック型高温ガス炉の定常運転時の最高燃料温度を解析的に求めた。この結果から、高温ガス炉心の冷却性能向上に望ましい中性子照射後のSiC母材の熱伝導率を議論した。加えて、SiC母材燃料コンパクトに適した製造方法を、焼結温度,純度,大量生産性の観点から検討した。
西原 健司
ImPACT藤田プログラム公開成果報告会「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」 成果報告書・資料集, p.28 - 31, 2019/03
本プロジェクトでは従来の高レベル放射性廃棄物に含まれていた長寿命の核分裂生成物(LLFP)を分離し短寿命化するとともに、資源化可能な元素を分離する。LLFPの短寿命化によって、地層処分に代わり、数十mの浅い地中に安全要求を満たして処分できる可能性があることが示された。また、資源化可能な元素を安心して再利用できるように、考え得る被ばく経路に対して評価を行い、安全な放射能濃度を推定した。
西原 健司
ImPACT藤田プログラム公開成果報告会「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」 成果報告書・資料集, p.130 - 133, 2019/03
高レベル放射性廃棄物には様々な特性の物質が含まれている。これらを特性ごとに分離し、適切に対処することで処分場の負荷を低減することができる。本プロジェクトではこれらのうち長寿命の核分裂生成物(LLFP)の短寿命化に取り組んだが、この技術が実現されると、高レベル放射性廃棄物は放射能が小さい新しい放射性廃棄物となる。新しい放射性廃棄物の処分方法を検討した結果、現在、低レベル放射性廃棄物に対して検討されている中深度処分が適している可能性があることが分かった。中深度処分は、従来の高レベル放射性廃棄物に適している地層処分に比べ、浅い場所に小規模に処分する方法である。これを新しい放射性廃棄物に適用した場合の安全性評価を実施し、今回、本プロジェクトが取り組んだ4つのLLFPについては、安全に処分できる可能性があることが分かった。
Zrの陽子・重陽子入射核破砕同位体生成に関する研究川瀬 頌一郎
核データニュース(インターネット), (122), p.75 - 80, 2019/02
ジルコニウム-93は使用済核燃料に含まれる主要な長寿命核分裂生成物の一つである。本資料では、理化学研究所RIビームファクトリーにおいて行った、Zrに対する核子あたり105MeVの陽子・重陽子入射核破砕反応による同位体生成断面積の測定研究について紹介する。測定は測定対象の核種を標的としてではなく高速ビームとして利用する逆運動学法を用いて行い、安定核種も含む広範な同位体について生成断面積を得た。実験結果は核内カスケードモデルと一般化蒸発モデルを取り入れたPHITSによるモンテカルロ計算と比較した。
石川 淳; Zheng, X.; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
Japan Atomic Energy Agency is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using integrated severe accident analysis code THALES2/KICHE. Generally, specific chemical forms of iodine and cesium such as cesium iodide (CsI) and cesium hydroxide (CsOH) were assumed in the source term analysis for light water reactors using an integrated severe accident analysis code. The accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station leads possible chemical effects of B
C control materials and atmosphere on chemical speciation of iodine and cesium such as cesium metaborate (CsBO
) and hydrogen iodide (HI). The difference of chemical speciation affects not only the FP behavior in the reactor coolant system (RCS) and transport to containment but also pH value of the suppression pool water in the containment. The pH value is one of the influential factors on the release of gaseous iodine (I and organic iodine) from containment liquid phase. In the present study, the improvement of the THALES2/KICHE code in terms of FP chemistry in RCS was performed and applied to source term analysis for severe accidents at a boil water reactor with Mark-I containment vessel. This paper discusses the chemical speciation of iodine and cesium, and FP behavior and transport to containment.
宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴
JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB
最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。
相原 純; 植田 祥平; 後藤 実; 稲葉 良知; 柴田 大受; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2018-002, 70 Pages, 2018/06
JAEA-Technology-2018-002.pdf:1.46MB
HTFPコードは、高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。軽微な変更を施したFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで、本報告において軽微な変更を施したFORNAX-Aコードを用い、HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は、HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。
日高 昭秀; 横山 裕也
Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09
福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、BC制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがBC起源のH
BOと反応して生成するCsBOが再蒸発したことが原因であること、また、CsBOは環境中に放出後、逆反応を起こし、HBOが水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。
松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び
線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
Annals of Nuclear Energy, 103, p.114 - 121, 2017/05
被引用回数：8 パーセンタイル：61.27(Nuclear Science & Technology)This study investigated the random arrangement effect of Coated Fuel Particle (CFP) on criticality of the fuel compact of High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR). A utility program coupling with MCNP6, namely Realized Random Packing (RRP), was developed to model a random arrangement of the CFPs explicitly for the specified fuel compact of HTTR. The criticality and neutronic calculations for pin cell model were performed by using the Monte Carlo MCNP6 code with an ENDF/B-VII.1 neutron library data. First, the reliability of the RRP model was confirmed by an insignificant variance of the infinite multiplication factor (k
) among 10 differently random arrangements of the CFPs. Next, the criticality of RRP model was compared with those of Non-truncated Uniform Packing (NUP) model and On-the-fly Random Packing (ORP) model which is a stochastic geometry capability in MCNP6. The results indicated that there was no substantial difference between the NUP and ORP models. However, the RRP model presented a lower k of about 0.32-0.52%
k/k than the NUP model. In additions, the difference of k could be increased as the uranium enrichment decreases. The investigation of the 4-factor formula showed that the difference of k was predominantly given by the resonance escape probability, with the RRP model showing the smallest value.
逢坂 正彦; 中島 邦久; 三輪 周平; Di Lemma, F. G.*; 宮原 直哉; 鈴木 知史; 鈴木 恵理子; 岡根 哲夫; 小畠 雅明
Proceedings of 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017) (Internet), 11 Pages, 2017/05
原子力機構では核分裂生成物(FP)化学挙動解明に向けた基礎研究を実施している。本研究の目的は、軽水炉シビアアクシデント(SA)時の炉内各領域におけるFP化学データベースを構築し、それに基づきFP化学モデルを改良することである。研究の成果は福島第一原子力発電所(1F)廃炉及び軽水炉安全性向上に反映される。ホウ素及び熱水力条件がFP挙動に与える影響、セシウムの構造材への化学吸着挙動評価、FP化合物の熱力学/熱物性データベース構築、及びFP放出移行再現実験及び解析技術開発の4つの研究項目を設定して研究を進めている。本発表では、最近の研究成果と進捗を報告する。
宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05
本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、1445
24Wから1589Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司*
Nuclear Engineering and Design, 300, p.330 - 338, 2016/04
被引用回数：6 パーセンタイル：49.29(Nuclear Science & Technology)原子力機構で検討が進められている複数の高温ガス炉のLLFP核変換性能を評価した。解析コードにはMVP-BURNを使用した。小型高温ガス炉およびプルトニウム燃焼用高温ガス炉を用いたLLFP核変換の評価の結果、高温ガス炉によるLLFP核変換の有効性が示された。
高井 俊秀; 佐藤 勇*; 山下 真一郎; 古川 智弘
JAEA-Technology 2015-043, 56 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-043.pdf:23.14MB
ソースターム評価手法の高度化及び福島第一原子力発電所廃止措置に係る研究開発として、シビアアクシデント時に溶融燃料から放出される核分裂生成物(FP)の移行モデルの改良・高度化への適用に向けて、FPの化学挙動解明に向けた基礎基盤研究が実施されている。本研究では、FP移行モデルの改良に向けて必要となる、(1)放出直後からエアロゾル化するまでのFPの化学的な挙動や、(2)その後の化学挙動に影響を与えうるエアロゾル形状等の物理的パラメータの評価に適用可能な測定技術について調査するとともに、有望と考えられた分析手法については試計測により適用可能性を調べた。その結果、FP蒸気種及びエアロゾルの化学形の評価については、ラマン分光法が有望であり、室温同様、500
Cに加熱した状態でも化学形の識別が可能であることが確認された。また、エアロゾルの化学形については、高温X線回折法も活用可能であることが確認された。一方、エアロゾルの物理的パラメータの評価については、カスケードインパクタで採取した試料を、透過型電子顕微鏡、エネルギー分散型X線分光法を用いて、観察・分析することが有望であることが確認された。
野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史
JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06
JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB
HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。
佐藤 勇; 大西 貴士; 田中 康介; 岩崎 真歩; 小山 真一
Journal of Nuclear Materials, 461, p.22 - 28, 2015/06
被引用回数：8 パーセンタイル：56.13(Materials Science, Multidisciplinary)シビアアクシデント時のCsとIの放出・移行挙動におけるBの影響を評価するために、沈着したCs/I化合物と蒸気/エアロゾルのB化合物の間の相互作用における基礎的な試験を実施した。Cs/I化合物及びB化合物としてそれぞれCsIとBOが使用された。温度423Kから1023Kに保持された温度勾配管(TGT)に沈着したCsIに蒸気/エアロゾルCsIがBOと反応させ、これによりCs/I沈着プロファイルがどのように変化するかを観察した。結果として、蒸気/エアロゾルCsIとBOは温度830Kから920Kに沈着したCsIの一部をはぎ取り、CsBOとIが生成したものと考えられる。加えて、ガス状Iは温度530K-740Kの部分で再沈着したが、CsBOは沈着せず、サンプリング管とフィルタを通り抜けている可能性がある。これは、BはCsのキャリアにCsBOとして影響し、Csをより温度の低い領域に移行させることを示していると考えられる。
