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島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12
JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。
山口 徹治; 坂本 好文; 赤井 政信; 高澤 真由美; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一
Physics and Chemistry of the Earth, 32(1-7), p.298 - 310, 2007/00
被引用回数：43 パーセンタイル：72.99(Geosciences, Multidisciplinary)モンモリロナイトの溶解速度,水酸化物イオンの拡散係数及び透水係数をベントナイト-砂混合土圧縮体について実験的に調べ、定式化した。これらの式を用いてベントナイト系人工バリアの透水係数の変化を予測するために、物質移行-化学反応連成解析コードを開発した。
野尻 直喜; 半田 雄一*; 島川 聡司; 後藤 実; 金子 義彦*
日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.241 - 250, 2006/09
HTTRの環状炉心実験から過剰反応度の実験値と解析値のずれは最大で3%Dk/kに達することが明らかになった。このずれを改良するためにHTTR環状炉心のパラメータ解析を行った。炉心解析にはSRACコードシステムを用いた。解析の結果として、環状炉心の過剰反応度に以下のものが影響を与えることが明らかになった。(1)炉心拡散計算のメッシュ間隔,(2)燃料格子計算の黒鉛領域のメッシュ構造,(3)ブノアの非等方拡散係数。以前報告された有意に大きいずれは、改良した環状炉心モデルにより約1%Dk/kに減少した。
山内 通則*; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1577 - 1582, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.98(Nuclear Science & Technology)シーケンシャル反応、すなわち1次反応で発生する荷電粒子と構成材料の核反応により2次的に生成される放射能は、低放射化材料の場合残留放射能として大きな影響を持つ可能性がある。FNSでは、これまで各種低放射化材に対して実験によりシーケンシャル反応による放射能を評価した。また、核融合炉設計の放射化解析のために原研で開発されたACT4コードに新たにシーケンシャル反応による放射化計算機能を追加した。本研究では、ACT4コードのシーケンシャル反応取扱い機能を用いてFNSの実験を解析し、シーケンシャル反応は最大2倍程度残留放射能を高め、実験値を再現するためにはその影響が無視できないことを明らかにした。ただし実験値と計算値の間にはまだ小さくはない不一致があり、今後シーケンシャル反応にかかわる核データの見直し等が必要と考えられる。
中平 昌隆; 武田 信和
保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01
ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。
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。
中平 昌隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.687 - 694, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.79(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。新しい規格では、3次元有限要素解析法による設計,特殊な部分溶け込み継手の使用,現地溶接部に関して検査フリー溶接の適用を検討している。これらの裏付けデータ取得のため、最初のR&Dでは特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,すきま腐食感受性試験を実施した。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。
藤村 統一郎*; 奥村 啓介
JAERI-Research 2002-024, 27 Pages, 2002/11
JAERI-Research-2002-024.pdf:1.04MB
低減速スペクトル炉等の6角形状の炉心を解析する拡散コードの原型版を開発し、その反復解法を高速化するため、さまざまな収束加速法の適用性について検討した。本3次元コードMOSRA-Prismは、6角形状の炉心を正3角柱に分割し、その中の中性子束分布を3次の多項式で近似する多項式展開ノード法に基づいている。多群拡散コードとしての反復解法は、通常の内側反復法と外側反復法を採用するが、内側反復に適応的加速法、外側反復に中性子源外挿法を適用し、その有効性を確認した。本報告書では、コードの数値解法の元となる多項式展開ノード法の定式化の概要を説明するとともに、さまざまなサンプル計算で得られた、収束加速法の局所的な効率及び全体的な効率について検討する。また、コード開発過程で新たに導出した真空境界条件の一般的な記述法についても述べる。
多田 栄介; 羽田 一彦; 丸尾 毅; 安全評価グループ
プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1145 - 1156, 2002/11
ITERは、国際協力で進めているトカマク型核融合装置であり、現在参加極間で建設準備に向けた協議が進められている。ITER建設においては、サイト国の安全規制や規格・基準類に従うことが基本とされており、我が国においても日本誘致に備えた検討が行われてきている。これまでに、文科省(旧科学技術庁)によりITERの安全上の特徴に基づいた安全確保の基本的な考え方が示された。これに基づき、原研では(財)原子力安全研究協会に検討専門委員会及び分科会を組織し、我が国の技術基準に立脚しつつ、ITERに特有な技術基準の整備を進めてきた。本報では、ITERの安全上の特徴や構造上の特徴を概設しそれに基づく安全確保の考え方及び機械機器の構造健全性にかかわる基準案の概要について述べる。
村田 幹生*; 野口 宏; 横山 須美*
JAERI-Data/Code 2000-034, 214 Pages, 2000/11
JAERI-Data-Code-2000-034.pdf:7.43MB
計算コードTRIDOSEは、核融合関連施設からトリチウム(T
)の気体状放出があったとき、環境への影響を評価するために開発された計算コードである。TRIDOSEは、トリチウムの大気拡散
沈着蒸発散(再浮遊)大気拡散のサイクルを解析し、環境媒体中のHTO濃度は被ばく線量を評価する。コードには、トリチウムの野外放出実験を通して近年明らかになりつつあるTガス特有の環境中での挙動の多くがモデル化して取り入れられている。TRIDOSEによる計算結果は、カナダで実施されたTガスの短時間放出事故を模擬した野外実験の結果と比較され、そのモデルは検証された。また、本報告書はコードの使用マニュアルとしても使えるように配慮されている。
野口 宏; 横山 須美
Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 6 Pages, 2000/05
D-T燃焼核融合実験炉の安全評価にかかわる公衆被ばく線量評価においては、浮遊性放射化生成物は潜在的な重要性を有している。この放射化生成物による事故時の公衆被ばく線量を原子力安全委員会の指針に沿って計算する手法を確立するため、放射化生成物に対する事故時被ばく線量評価コード(ACUTAP)を開発した。コードの特徴は、放射化生成物の環境中挙動を反映していること、ICRPの線量評価モデルを採用していること、気象指針に沿った統計解析ができること、個人線量と集団線量が計算できることなどである。本発表ではモデルの概要、線量の試算結果などについて報告する。
奥村 啓介
JAERI-Data/Code 98-025, 243 Pages, 1998/10
JAERI-Data-Code-98-025.pdf:10.15MB
MOSRA-Lightは、4次の多項式展開ノード法(NEM)に基づく、X-Y-Z体系3次元中性子拡散計算コードである。4次のNEMはメッシュ幅に敏感でないため、20cm程度の粗メッシュを使用しても正確な計算が可能である。未知数の数が劇的に少なくなるため、非常に高速な計算が可能となる。更に、本コードではベクトル計算機に適した「境界分離チェッカーボードスウィープ法」を新たに開発して採用した。この方法は、問題の規模が大きくなるほど高速化率も増大するため、極めて効率的である。PWR炉心計算の例では、スカラー計算との比較で20倍~40倍の高速化率が得られた。ベクトル化と粗メッシュ法の両効果を合わせると、従来の有限差分法に基づくスカラーコードに比べて1000倍以上の高速化率となる。
山極 満; Koga, J. K.; 石田 真一
Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.517 - 520, 1997/00
JT-60Uトカマクでは、エネルギー90keVビーム入射により炭素不純物温度の計測値として45keVが得られたが、このような高イオン温度プラズマにおける主プラズマイオン(重水素)温度を評価するために、非線形フォッカープランクコードを適用した。その結果、重水素のバルク温度は炭素温度を上回ること、従って、不純物温度計測はイオン温度に関して過大評価とならないことを見いだした。一方、重水素速度分布関数の平均エネルギーに基づく実効イオン温度は炭素温度にほぼ等しくなること、及び、重水素-重水素核融合反応特性が炭素温度のマクスウェル分布によって与えられる値にほぼ一致することより、炭素温度を等価的なイオン温度とみなせることを示した。
奥村 啓介; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎
JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03
JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB
SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。
大山 幸夫; 小迫 和明*; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋
Fusion Engineering and Design, 28, p.636 - 641, 1995/00
核融合ブランケットに関する日米協力計画の基で1984年以来、模擬ブランケットを用いた種々の積分中性子工学実験を行ってきた。この中のフェーズII実験では、炭酸リチウム包囲層を用いた第2段階の核融合炉模擬を行いターゲット室壁からの反射中性子の抑制と入射スペクトル模擬を行った。この計画では、離散座標コードDOT3.5とモンテカルロコードMORSE-DDを用いて解析を行ったが、本論文ではDOT3.5の計算パラメータの選択が計算結果に及ぼす影響を比較計算によって調べた。計算比較はフェーズIIの4つの体系について行い、計算パラメータとして群構造、ルジャンドル展開次数、角度分点、空間メッシュのサイズを取り上げた。結果は、粗い群では、体系深さとともに高エネルギー中性子を過小、低エネルギー中性子を過大評価し、粗い空間メッシュでは低エネルギー中性子に対して最大20%の影響を与えた。その他のパラメータの効果は1-2%であった。
森山 幸記*; 西野 徹*; 関 泰; 山崎 誠一郎*
JAERI-M 93-130, 71 Pages, 1993/07
定常トカマク型核融合動力炉(SSTR)のダイバータの改良を検討した。本研究で行なった改良は、ダイバータプラズマ周辺にバッフル板を付加したり、ダイバータプレートにスロットを設置するなどの構造上の変更を加えることによってダイバータプラズマをより低温、高密度化し、ダイバータプレートの熱負荷を低減することである。SSTRに従来から採用されていたダイバータ、バッフル板を付加したダイバータ、下方に排気するダイバータ及びガスを標的とするダイバータについてダイバータ解析コード(UEDA)を用いてダイバータプラズマの特性の評価・比較を行なった。数値解析の結果、バッフル板を付加したダイバータが、ダイバータプラズマの温度、密度及びダイバータプレートの熱負荷低減の面で優れていることが示された。スロット内のガスを標的とするダイバータや下方に排気するダイバータは、成立自体が困難であることが示された。
村田 幹生
NIRS-M-93, p.70 - 79, 1993/00
第20回放医研環境セミナー実行委員会の依頼により講演を行う。国際熱核融合実験炉(ITER)は概念設計段階から工学設計段階へと移りつつある。これらの段階で、実験炉の安全設計に反映させるべく、施設に由来するトリチウムの環境安全を現実的なモデルに基づいてより正確に評価するためのコードの開発が各国で進められている。本セミナーでは、コードの開発に必要な線量評価モデルの開発およびこれらのモデル開発のもとになっているトリチウム野外挙動実験の成果と現況などについて、保健物理部の成果をまじえて発表し、討論を行う。
He fusion yield with a Fokker-Planck code山極 満; 岸本 泰明; 藤井 常幸; 木村 晴行
Nuclear Fusion, 33(3), p.493 - 500, 1993/00
被引用回数：6 パーセンタイル：32.18(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uトカマクの120keV重水素(D)ビームおよび80keVHeビームのICRF高調波加熱における核融合出力および残留水素による波動吸収について2次元バウンス平均フォッカープランクコードを用いて解析を行う。低磁場側に水素の第3高調波共鳴(
=3
)を伴うHeの第4高調波共鳴(=4
He(O))およびHeの第3高調波共鳴(=4
(O)=3
e(O)=2(O))の両ケースに対して、数パーセントの水素によるICRFパワーの吸収率が大きく、核融合出力の劣化が見られる。後者についてはHe(D)領域での第4高調波共鳴によるDビーム加速が核融合出力増大においてより有効に働く。Heの第4高調波共鳴における高磁場側での第5高調波共鳴(=5)によるDビーム加速の効果および低密度高温度の場合における核融合出力の最適化についても検討がなされる。
野々宮 厳*; 折居 茂夫*; 平塚 篤*; 原田 裕夫
JAERI-M 89-124, 80 Pages, 1989/09
本報告は、2次元燃焼計算及び燃料管理コードPHENIX、放射性核種の生成・崩壊量、崩壊熱及び
線スペクトル計算コードFPGSのベクトル化について述べる。これらのコードでは燃焼計算のベクトル化が問題であったが、新計算アルゴリズムの導入により、(核種数)
(チェーン数)のベクトル長でベクトル化することができた。全体として、VP-100におけるベクトル化版ベクトル計算は、オリジナル版スカラ計算に対してPHENIXコードで5.0倍、FPGSコードで4.1倍に高速化された。本報告では、ベクトル化版の評価に使用した入力データの概要、ベクトル化の方法、計算結果の評価、及びベクトル化の効果について述べる。
森 貴正; 佐々木 誠*; 中川 正幸
JAERI-M 87-123, 55 Pages, 1987/08
一次元SnコードANISNの改良版を作成した。本コードは特に、核融合炉のニュートロニクス計算でみられるような強い非等方散乱断面積を持つ物質中での中性子輸送計算において有用である。本コードでは強い非等方散乱を精度良く取り扱うために、従来のルジャンドル展開に代って、多群二重微分型断面積(DDX)を用いている。その結果、散乱後のエネルギーと散乱角の相関が多群近似の範囲で正確に考慮されている。本コードはオリジナル版の持つ機能の他に、DDXライブラリーを用いた輸送計算(固定源問題及び固有値問題)、adjoint計算、及びDDXの縮約の機能を持っている。
