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滝野 一夫; 大木 繁夫
JAEA-Data/Code 2023-003, 26 Pages, 2023/05
JAEA-Data-Code-2023-003.pdf:1.66MB
次世代高速炉は、従来炉よりも高い炉心取出燃焼度を目指しているため、炉心核設計の高度化が求められる。そのため、燃焼核特性解析では、計算コストを抑えつつ十分な計算精度が得られる適切な解析条件が必要とされる。そこで、次世代高速炉の燃焼核特性の計算精度に及ぼす解析条件の影響を、中性子エネルギー群、中性子輸送理論、空間メッシュに着目して調査した。本検討では燃焼核特性として、平衡サイクルにおける臨界性、燃焼反応度、制御棒価値、増殖比、集合体単位の出力分布、最大線出力、ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数を取り扱った。検討の結果、エネルギー群を18群とし、拡散近似を用いて1集合体あたり6メッシュ分割して、エネルギー群、空間メッシュ、輸送効果の補正係数を適用することが最適であることが分かった。
廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾*
JAEA-Review 2021-048, 181 Pages, 2022/01
JAEA-Review-2021-048.pdf:14.5MB
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(1F)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「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」の令和元年度と令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため2年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。1Fの敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、メタゲノム解析(微生物の培養を介せず、そのDNAを直接解読することで、生息する微生物の情報を得ること)を実施した。その結果、現状で、1F敷地周辺で検出される放射線量であれば、その高低にかかわらず、同じような環境を比較した場合、細菌叢の構造に大きな変化がないことが示唆された。また、1F2号機のトーラス室に由来する環境DNAの解析を行い、トーラス室では、チオ硫酸塩酸化細菌が主たる構成細菌として同定されると共に、幾つかの細菌種がバイオフィルム(微生物の集合体)を作っている可能性を示唆した。共同研究を行ったロシアのカザン大学の研究者は、日本で得られた配列データを情報学的に解析すると共に、ロシアの放射線による環境汚染に関してまとめた。これらの知見を総括し、1Fの廃炉プロセスに有用となる提言をまとめた。
滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫
Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11
被引用回数：1 パーセンタイル：15.7(Nuclear Science & Technology)A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.
廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾大学*
JAEA-Review 2020-047, 63 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-047.pdf:3.85MB
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、「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」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。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。令和元年度は、敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、各環境DNAの取得に成功した。環境DNAの塩基配列を決定することで、主にバクテリアと微細藻類における生物群集を明らかにした。また、ロシアのカザン大学との共同研究を開始した。
Bolind, A. M.*; 瀬谷 道夫
JAEA-Review 2015-027, 233 Pages, 2015/12
JAEA-Review-2015-027.pdf:30.21MB
米国エネルギー省/国家安全保障庁の次世代保障措置イニシアティブ(NGSI)での「使用済み燃料非破壊測定プロジェクト」で検討されている14の最新の使用済み燃料集合体非破壊測定(NDA)技術手法に関する調査研究成果を報告するとともに、このNDAの精度の観点からの議論と批評を行う。この報告書では、現在提案されているNDA方法に関する主たる問題である測定結果の大きな曖昧さ(誤差)が、第一義的には独立な測定手法で行っていないことから発生していることを示す。この報告書では筆者らは、NDA結果を改善するためには、NDAの物理量が3次元構成となっているため、少なくとも3つの独立したNDA手法が必要であることを示す。
JRR-3中性子ビーム利用推進委員会 試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォース
JAEA-Review 2014-054, 43 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2014-054.pdf:6.57MB
JRR-3は改造後25年が過ぎたこともあり、次期研究用原子炉の在り方を検討する時期に来ている。研究炉加速器管理部では、JRR-3中性子ビーム利用推進委員会の下に試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォースを組織し、日本中性子科学会の報告書に基づく将来の中性子ビーム利用のニーズ動向を調査した。本報告書は、同タスクフォースで調査した結果をもとに次期研究用原子炉の在り方をとりまとめたものである。
安積 正史
プラズマ・核融合学会誌, 80(5), p.378 - 381, 2004/05
原研における大規模科学シミュレーション環境の進展が概説される。核融合シミュレーション科学の展開が原研におけるスーパーコンピュータ及び計算機ネットワーク能力の増加に重要な役割を果たしてきた。現在、東海研と那珂研においてベクトル,スカラー両者の並列計算機が稼働中であり、核融合シミュレーション計画,NEXT計画、のもとで開発されている流体,粒子コードがそれぞれのシステムで動いている。遠隔利用者による視覚化処理を効率的に行うためのデータ転送法の開発も成功裏に進められている。核融合研究はITERの新しい段階に入ろうとしており、シミュレーションモデルのさらなる進展とともに、計算機システムのより一層の高性能化に対するニーズがこれまで以上に高まってきている。
大澤 孝明*; 深堀 智生
JAERI-Conf 2004-005, 262 Pages, 2004/04
JAERI-Conf-2004-005.pdf:15.24MB
2003年核データ研究会が、2003年11月27日と28日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表では、ADS開発と核種変換のための核データ,次世代炉等への核データニーズと次期JENDL構想,核物理研究及び核データ測定の最前線,物理研究の最先端と核データ,アジア地域の核データニーズ及び活動,わが国の核データ研究の今後,その他のトピックスについての18件の報告があった。ポスター発表では、26件の発表があり、それらは、核データの測定,評価や評価済核データのベンチマークテスト等に関するものであった。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。
北田 孝典*; 奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 佐治 悦郎*
Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04
UO
及びMOX燃料を使用して70GWd/t以上の高燃焼度を狙った軽水炉次世代燃料に対する燃焼計算ベンチマークを行った。多数のベンチマーク参加者から提出された燃焼計算結果に基づき、軽水炉次世代燃料に対する炉物理パラメータの計算精度を確認するとともに、計算結果の詳細な差異要因の分析を行った。さらに、計算結果の差異を低減するために今後必要となる実験や課題を提案した。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB
本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。
宇根崎 博信*; 奥村 啓介; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*
Transactions of the American Nuclear Society, 88, p.436 - 438, 2003/06
日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UOあるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5wt.%といった現行軽水炉に対する規制を超える燃料のことを言う。これまでに12の機関がベンチマークに参加しており、異なるコードと核データライブラリを用いた格子燃焼計算結果の比較から、解析精度の現状と今後の検討課題が明らかにされた。
那珂研究所
JAERI-Review 2002-032, 120 Pages, 2002/11
JAERI-Review-2002-032.pdf:16.19MB
日本原子力研究所(原研)那珂研究所における平成13年度(2001年4月~2002年3月)の研究開発活動について、原研内の協力により実施した研究開発も含めて報告する。那珂研究所の主な活動は、JT-60とJFT-2Mにおける高性能プラズマ研究、及び工学研究開発を含む国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動(EDA)であり、2001年7月にEDAを完遂した。
鈴木 喜雄
画像ラボ, 2002(11), p.26 - 29, 2002/10
太陽のエネルギー源は、その内部で起こっている核融合反応である。核融合反応は、膨大なエネルギーを生み出すことや、地上において必要な燃料などの資源が豊富で偏在しないこと、また、環境への影響が少ないことなどから、21世紀以降の新しいエネルギー源として期待されている。日本原子力研究所では、核融合反応を地上で起こし電気エネルギーを取り出すことを目指して、世界最大規模のトカマク型核融合実験装置JT-60の実験運転を中心とした研究が推進されている。また、理論的側面からは、スーパーコンピュータを用いたトカマク数値実験(NEXT = Numerical EXperiment of Tokamak)研究が行われている。本稿では、特にNEXT研究で行われている数値シミュレーションで観測される複雑な物理現象に対して、その理解促進のために利用されている可視化システムやバーチャルリアリティ(VR)システムについて、利用事例を紹介しながら記述する。
奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*
Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10
日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UOあるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5%などといった現在の日本の燃料規制を超える核分裂性富化度を想定している。12の機関が異なるコードとデータを使用してベンチマーク問題の解析を行い、提出された結果を比較した。その結果、現在のデータと手法による解析精度の現状と今後検討すべき課題が明らかとなった。
鈴木 喜雄; 岸本 泰明; NEXTグループ
プラズマ・核融合学会誌, 78(1), p.59 - 69, 2002/01
平成12年度から平成13年度にかけて、那珂研究所の計算機システムの更新が行われた。本システムは、それまで導入されていた並列計算機の約40倍の性能を有するスカラー型の超並列計算機であり、実行される大規模シミュレーションから得られる結果のデータサイズは非常に膨大となる。本論文では、このような膨大なデータの中で繰り広げられる物理現象を理解するためには、どのような画像解析システムが有用であるかについて議論を行い、実際に導入されたシステムの性能について評価を行っている。
那珂研究所
JAERI-Review 2001-042, 113 Pages, 2001/11
JAERI-Review-2001-042.pdf:10.67MB
那珂研究所における平成12年度の研究開発活動についての報告である。那珂研究所の主な活動は、JT-60とJFT-2Mにおける高性能プラズマ研究,及び工学R&Dを含むITER工学設計活動(EDA)である。
炉物理研究委員会
JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB
日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。
樋口 健二; 長谷川 幸弘*; 平山 俊雄
JAERI-Review 2000-019, 70 Pages, 2000/12
JAERI-Review-2000-019.pdf:1.89MB
計算科学技術推進センターでは、並列処理にかかわる基盤技術開発の一環として、平成11年度に次世代計算機の概念検討に着手した。ここで行った代表的な量子計算コードを対象とした挙動解析結果について述べる。また、解析結果、に対する考察、キャッシュミス緩和のための方策の検討結果についても触れる。さらに、概念検討を定量的に進めるために開発中の性能予測シミュレータについても述べる。
岸本 泰明
プラズマ・核融合学会誌(CD-ROM), 76(1), 2 Pages, 2000/01
原研ではNEXT計画の一環として、プラズマの静電的"揺らぎ"による輸送現象に着目し、粒子シミュレーション手法を用いて数値的にトカマクの輸送現象を解明する研究を進めている。ムービーの映像は、シミュレーションにおける粒子の動き、その際に発生したトカマク中の揺らぎの2次元及び3次元構造の時間変化、時間を固定したときの、揺らぎの内部構造を3次元的に示している。これまでの理論では、揺らぎのサイズは小半径に比べてはるかに小さいと評価されていたが、シミュレーションにより、揺らぎが時間とともに急速に小半径方向に連なり、小半径の1/20にもおよぶ大きな揺らぎへと成長する様子が明らかにされた。この大きな揺らぎは、周方向に回転しながら生成・消滅をくり返し、トカマク中心部からの大きな粒子・熱の流れ(異常輸送)をもたらすことが、このシミュレーションから示されている。
与能本 泰介; 大津 巌
Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2000), Vol.1, p.317 - 329, 2000/00
蒸気発生器(SG)二次側除熱により事故後の崩壊熱除去を行うPWRにおいては、大気圧近傍圧力での自然循環除熱挙動を明らかにすることが重要である。本論文では、ROSA/LSTF装置を用いて、これに関して行った二つの実験について述べる。いずれの実験でもSG伝熱管群で気液二相が上下に分離した伝熱管(停滞管)と凝縮を伴いつつ二相流が流れる伝熱管が共存する非一様な観測された。停滞管では熱伝達が生じないため、非一様流動は一次系からSG二次側へ実効的な伝熱面積を減少させる効果がある。現行解析コードでは、この効果をモデル化できないため、自然循環挙動を適切に予測することはできない。重力注入水中の溶存空気の影響を検討した実験では、伝熱管への溶存空気の蓄積が観測されたが、7時間に渡る実験期間中に伝熱劣化は見られなかった。これは、空気が、伝熱に寄与しない停滞管に選択的に蓄積したことによる。この結果は、SG二次側除熱と重力注入を用いて、冷却材喪失事故後の長期冷却を行うシステムの有望性を示すものである。
