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大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。
Shu, Y.; 中島 憲宏
Proceedings of 11th International Conference on Human-Computer Interaction (HCI International 2005) (CD-ROM), 9 Pages, 2005/07
原研では原子力発電設備の経年変化による健全性保全などの検証や予測技術を計算科学技術の観点から、3次元仮想振動台の研究開発を行っている。われわれは、3次元仮想振動台における各種シミュレーションの入出力データの意味を解釈し、その物理的意味を明らかにする情報推論システムを開発している。本論文は人間認識モデルが含めたハイブリッドデータマイニング手法を提案し、それに基づく情報推論システムを開発する。本システムでは、解析者を模擬したマイニングコントロールエージェントが出力データを分析・検証し、データマイニングプロセスを直接的に制御する。また、本マイニングシステムの中心的構成要素となるニューラルネットワーク手法は、再学習機能と説明機能が付加された高機能なものである。われわれは、ここで提案した手法に基づく情報推論システムを試作し、実運用状態のプラント内で発生する現象を解析する際に不可欠な物理情報の意味を解釈する道具としての有効性を確認するため、複雑な耐震データを用いた検証試験を行った。
奥野 浩; 高田 友幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(4), p.481 - 492, 2004/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)「臨界安全ハンドブック」の「データ集」改訂のため、核特性パラメタを計算し、未臨界判定図を作成した。核特性パラメタは、無限中性子増倍率,移動面積及び拡散係数で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価に用いられる11種類の典型的な燃料についてであった。これらの燃料には「データ集」に記載のなかったADU-H
O, UF6-HF及びPu(NO
)
-UO(NO)溶液が含まれる。計算は、日本の評価済核データJENDL3.2及び一連の臨界計算コードSRAC,POST及びSIMCRIを用いて実施した。未臨界判定図は、中性子増倍率がkinf=0.98を満たす領域を(a)ウラン濃縮度,239Pu/Pu比、あるいはプルトニウム富化度と(b)H/(Pu+U)比という2つの変数間において、無限媒質での同じ燃料(UF6-HFを除く)について描いた。未臨界判定図の制限についても議論した。
奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典
JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10
この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k
, M
, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。
奥野 浩; 野村 靖
Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11
日本の臨界安全ハンドブックは1988年に初版が発刊され、その英訳が1995年になされた。この論文は計算コードの検証に力点を置きながら、米国の臨界安全関係者に日本のハンドブック改訂活動を紹介することを意図している。その中には、(1) 「臨界安全ハンドブック第2版」の公刊とその英訳,(2) 「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の公刊,(3) 「臨界安全ハンドブック・データ集第2版」の作成準備,が含まれる。
臨界安全性実験データ検討ワーキンググループ
JAERI-Review 2001-028, 217 Pages, 2001/08
JAERI-Review-2001-028.pdf:10.04MB
「臨界安全ハンドブック」第1版(昭和63年刊行)に、「臨界安全ハンドブック改訂準備資料」(平成7年刊行)の内容を盛込んで、この第2版を作成した。第2版では、以下の2点を新規に追加した。(1)実際の化学プロセスが持つ安全裕度を溶解工程及び抽出工程に対するモデル計算の形で例示したこと。(2)臨界事故への対応として、臨界事故の評価方法及び臨界警報装置の設計・設置の考え方について記述したこと。また、臨界安全評価を行う際のモデル化について、均質と見なしてよい燃料粒径や、燃料濃度の不均一性の影響,燃焼度クレジットなど、これまでの研究成果を踏まえ、内容の充実を図った。さらに、第1版では、臨界条件データとその計算に用いられたJACSコードシステムの計算誤差評価結果との間に対応のとれていないものが一部含まれていたが、今回の改訂ではその整合を図った。この報告書は、1999年にJAERI1340として日本語で刊行した「臨界安全ハンドブック第2版」の英訳である。
燃料サイクル安全工学部
JAERI-Review 2001-019, 108 Pages, 2001/07
JAERI-Review-2001-019.pdf:6.04MB
日本原子力研究所燃料サイクル安全工学部では、医療機関や研究機関などから発生する放射性廃棄物(RI・研究所等廃棄物)を安全かつ合理的に処理処分するための研究を進めている。具体的には、溶融固化体の性能に関する研究、我が国の浅地中環境の調査、統合化処分システムの検討、安全評価に必要なデータの取得及び整備、処分システムに応じた安全解析等を実施している。本レポートでは、これまで進めてきたRI・研究所等廃棄物の処理処分に関する研究の現状及び今後の取り組み等について示した。
山本 信夫
JAERI-Data/Code 99-023, 65 Pages, 1999/04
JAERI-Data-Code-99-023.pdf:2.6MB
原子力発電プラントデータベースは、原子炉設置許可申請書を情報源として、国内の軽水型原子力発電所50基分の設計情報をデータベース化したものであり、平成7年度に日本原子力研究所大型計算機版を公開した。今回構築したインターネット版は、大型計算機版の格納情報のうち、「原子炉設置許可申請書・添付書類八 原子炉施設の安全設計に関する説明」に関する部分について、インターネットを通じて情報を提供できるようにしたものであり、設備や機器の形状、寸法、性能などの64,000点の情報を格納している。本報告書は、本インターネット版のデータベース構造、プログラム仕様、検索機能についてまとめたものである。
臨界安全性実験データ検討ワーキンググループ
JAERI 1340, 189 Pages, 1999/03
「臨界安全ハンドブック」第1版(昭和63年刊行)に、「臨界安全ハンドブック改訂準備資料」(平成7年刊行)の内容を盛り込んで、この第2版を作成した。第2版では、以下の2点を新規に追加した。(1)実際の化学プロセスが持つ安全裕度を溶解工程及び抽出工程に対するモデル計算の形で例示したこと。(2)臨界事故への対応として、臨界事故の評価方法及び臨界警報装置の設計・設置の考え方について記述したこと。また、臨界安全評価を行う際のモデル化について、均質と見なしてよい燃料粒径や、燃料濃度の不均一性の影響、燃焼度クレジットなど、これまでの研究成果を踏まえ、内容の充実を図った。さらに、第1版では、臨界条件データとその計算に用いられたJACSコードシステムの計算誤差評価結果との間に対応のとれていないものが一部含まれていたが、今回の改訂ではその整合を図った。
近藤 昌也; 笠原 陽一郎*; 野口 芳宏*; 國枝 紀*; 大崎 秀機; 安濃田 良成; 久木田 豊
JAERI-Tech 96-004, 74 Pages, 1996/02
原研ではROSA-V/LSTF装置を用いて加圧水型原子炉(PWR)の冷却水喪失事故(LOCA)をはじめとする各種事故時の現象を実機圧力・実時間で模擬した実験を行っている。装置には2400点に及ぶ計測系が設置されているが、装置内の現象は各機器間の流動が複雑に絡み合ったものとなるため、データの解読には多くの経験と時間を要する。そこで、実験中に装置内の冷却水分布、温度分布及び流動を実時間でグラフィック表示するためのシステムを作成した。本システムにより実験実施中に現象の推移を把握し、運転操作のための判断や、実験の成否の判断を的確に行うことが可能になった。また、本システムを用いて実験後に再生表示を行うことにより、実験結果の解釈や国際協力における意志疎通などに役立っている。
小室 雄一; 酒井 友宏*
JAERI-Data/Code 96-002, 73 Pages, 1996/02
JAERI-Data-Code-96-002.pdf:2.65MB
臨界安全評価コードシステムJACSに含まれるモンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENO-3.0と多群定数ライブラリー137群MGCL-J3との組み合わせで、水反射、水減速の均質MOX燃料の臨界条件(推定臨界質量、推定臨界下限質量、推定臨界球体積、推定臨界下限球体積)を算出した。得られた値は、米国の基準ANSI/ANS-8.12(1987)と矛盾のないことを確認した。本臨界条件は、プルサーマル用MOX燃料加工施設の臨界安全性評価等に活用できる。
山本 信夫; 泉 文男*
JAERI-Data/Code 95-018, 634 Pages, 1995/12
JAERI-Data-Code-95-018.pdf:27.21MB
日本原子力研究所では、原子力安全性研究などで必要となる国内の原子力発電プラントの設計情報を、迅速かつ的確に提供する目的で、「原子力発電プラント・データベース(PPD)」を構築している。PPDは、国内の軽水炉原子力発電プラントの原子炉設計許可申請書を情報源として、各プラントの設計方針、機器の台数や容量、材料、構造、型式などをデータベース化したものである。本報告書は、PPDを利用者がより有効に活用できるように、データベース構造、データ格納ファイルのファイル様式などを中心に、これまでにデータベース化した設計情報の項目をまとめたものである。
内藤 俶孝; 奥野 浩
JAERI-Review 95-013, 397 Pages, 1995/09
JAERI-Review-95-013.pdf:8.91MB
本書は、科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編「臨界安全ハンドブック」(にっかん書房、1988年)の英訳である。
黒澤 正義; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.2.11 - 2.15, 1995/00
使用済燃料の核種組成の燃焼度依存性を把握するため、多くの使用済燃料分析データが精密に調べられ、これらのデータが検索しやすいような核種組成データベース(SFCOMPO)が作られた。一方、これらのデータを用いて使用済燃料の燃焼特性が研究され、日本において臨界安全評価用U、Pu組成が推奨されるに到っている。この推奨値は、これを用いた臨界計算の実効増倍率が実際の値より高くなるよう決められた。このことを確認するため、推奨値及びORIGEN2計算による核種組成を用いて、PWR使用済燃料1体の臨界計算をMCNPで行った。
外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00
定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。
July, 1993炉物理研究委員会
JAERI-M 93-254, 36 Pages, 1994/01
本報告は、1992年7月1993年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・雑音解析と制御・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌及びレポートに記載された論文である。
July 1992炉物理研究委員会
JAERI-M 92-209, 43 Pages, 1993/01
本報告は、1991年6月1992年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉の物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌に記載された論文である。
松鶴 秀夫; 木村 英雄
3rd Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research; Global Environment and Nuclear Energy, 13 Pages, 1991/00
高レベル放射性廃棄物の深地層処分の安全評価手法について、(1)安全評価の流れ、(2)安全評価手法の構成、(3)各構成要素(シナリオ、モデル、データベース等)の概要、(4)原研で開発を進めている決定論的安全評価手法の概要などについて報告すると共に、安全評価手法に係る重要な論点であるモデルの実証について、地層中核種移行モデルを例に原研における最近の研究成果を紹介する。
野村 靖; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 小室 雄一; 奥野 浩
JAERI 1303, 152 Pages, 1986/11
原研で開発された臨界安全解析コードシステムJACSのうち、KENO-IVモンテカルロ・コードとMGCLデータ・ライブラリーの組合せによる計算の精度を検証するため、1980年以来多種多様な核燃料施設を模擬した臨界実験のデータを用いてベンチマーク計算が実施されてきた。これらの結果は、その都度JAERI-Mレポートその他に発表されてきた。本報告は、これらの計算精度検証に関する成果について、既発表のものを含め、他の結果を追加し、総合的に評価し、まとめたものである。記載した実験体及び計算ケースは、均質単一ユニット体系の17種類502ケース、均質複数ユニット体系8種類331ケース及び非均質体系16種類561ケースに上り、それぞれ実験体系、実験データ及び計算結果について簡明に記述してある。また、実効増倍率計算値にバイアス誤差を生ずる各因子を摘出し、その原因、影響について考察した。
野村 靖; 井上 寛*; 奥野 浩
JAERI-M 86-082, 50 Pages, 1986/06
原研で開発したJACSコ-ドシステムの内、モンテカルロ法計算コ-ドKENO-IVと多群定数ライブラリ-MGCLの組み合わせにより、米国で公開された相互干渉体系の臨界実験デ-タを用いてベンチマ-ク計算を実施し、計算精度を検証したので結果を報告する。実験体系は全部で4種類、108ケ-スあり、燃料の種類、物質的・化学的性状、ユニットの形状寸法、ユニット間の距離、配列形状、反射条件等が多種多様に変化している。また、keff計算値は0.945~1.025までの範囲に分布する結果になった。この分布の広がりはKENO-IVの統計計算の誤差から予測されるものより2~3倍大きく、keff計算値にバイアスエラ-を生じている事が考えられる。このkeff計算値にバイアスエラ-を生ずる原因として、燃料中の中性子の減速度、反射条件及びユニット間の距離の変化が確かめられた。
