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方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Nuclear Science and Engineering, 196(10), p.1194 - 1208, 2022/10
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心核特性の核反応断面積に対する感度係数を効率的に行うROM-Lasso法を提案した。本手法は、求めたい感度係数ベクトルを、Reduced Order Modeling (ROM)の考えた方に基づき、Active Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底で展開する。その後、各展開係数をランダムサンプリングにより得られる多数の微視的多群断面積摂動セットと炉心核特性を用いたLasso線形回帰によって求める。本手法はForward計算のみ実施するためAdjoint法の適用が困難な場合でも適用が可能である。さらに、ASは感度係数ベクトルをより少ない次元数で再現する実効的な部分空間であり、元の次元数(入力パラメータ数)より大幅に未知数を削減することから、ASを用いないLasso推定と比較し劇的に計算コストを改善する。本論文では検証計算としてADS燃焼計算における感度係数評価を行い、ASを求める具体的な処方を示し、提案手法の適用性を示した。
杉田 裕; 蔭山 武志*; 牧野 仁史; 新保 弘*; 羽根 幸司*; 小林 優一*; 藤澤 康雄*; 蒔苗 耕司*; 矢吹 信喜*
Proceedings of 17th International Conference on Computing in Civil and Building Engineering (ICCCBE 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/06
本論文は、原子力機構が開発を進めている、地層処分場の設計を合理的に行う設計支援システム(Integrated System for Repository Engineering: iSRE)の開発状況について国際学会において発表するものである。本システム開発の基本的な考え方として、共通のデータモデルを介してプロジェクトの3次元モデル及び関連データを共有するCIM技術を利用している。本論文では、処分事業期間における設計の繰り返しに代表される工学技術についての情報管理の特徴に適合する設計支援システムとして、"iSRE"の機能の検討・設計とプロトタイプの構築、および処分事業で実際に想定される作業を模擬した試行を通じての機能確認について示した。その結果、工学技術に関する情報管理の基礎となり得ると考え検討・設計・試作したiSREのDB機能について、期待していた機能を発揮できる見通しを得るとともに、実用化に向けた課題を抽出した。
小林 卓也; 川村 英之; 藤井 克治*; 上平 雄基
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(5), p.609 - 616, 2017/05
被引用回数：10 パーセンタイル：69.28(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所事故により環境中に放出された放射性物質は、北太平洋、特に本州北東部の沿岸海域に深刻な海洋汚染を引き起こした。このようなシビアアクシデントにより海洋に放出される放射性物質の海洋中移行を調べるために、日本原子力研究開発機構は日本周辺海域における放射性物質濃度を予測する緊急時海洋環境放射能評価システム(STEAMER)を開発した。STEAMERを緊急時環境線量情報予測システム(世界版)WSPEEDI-IIと結合して用いることで、大気および海洋環境中における正確な放射能汚染予測が可能となる。本論文では、STEAMERに海洋データの入力として用いる2種類の3次元海流場、海洋中放射性物質拡散モデル、モデルの適用例、そしてSTEAMERの機能について記述した。
小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。
岩元 大樹; 西原 健司; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 松田 規宏; 佐藤 達彦; 原田 正英; 前川 藤夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1585 - 1594, 2016/10
被引用回数：18 パーセンタイル：85.7(Nuclear Science & Technology)The impact of different spallation models and parametrisations of nucleon-nucleus interactions in PHITS on nuclear characteristics of an accelerator-driven system (ADS) is investigated. Cut-off neutrons below 20 MeV calculated by a current default option of the spallation model (i.e., Li
ge Intranuclear Cascade (INC) model version 4.6, INCL4.6) are found to be 14% less than those by the old spallation model (it i.e. Bertini INC model). This decrease increases the proton beam current that drives the 800-MW thermal power, and impacts various ADS parameters, including material damage, nuclear heating of the proton beam window (PBW), and the inventory of spallation products. To validate these options based on the ADS neutronics design, we conduct benchmark calculations of the total and nonelastic cross sections, thick target neutron yields, and activation reaction rate distributions. The results suggest that Pearlstein-Niita systematics, which is a default option of the nucleon-nucleus interaction parametrisation, would be best option and that the Bertini INC is better suited for cut-off neutrons than INCL4.6. However, because of the difficulty in making a definite conclusion on the spallation models, we conclude that relatively large uncertainty in the cut-off neutrons, which is the difference between the two spallation models (i.e. 14%), should be considered.
杉田 裕; 河口 達也; 畑中 耕一郎; 新保 弘*; 山村 正人*; 小林 優一*; 藤澤 康雄*; 小林 一郎*; 矢吹 信喜*
Proceedings of 16th International Conference on Computing in Civil and Building Engineering (ICCCBE 2016) (Internet), p.1173 - 1182, 2016/07
本論文は、原子力機構が開発を進めている、地層処分場の設計を合理的に行う設計支援システム(Integrated System for Repository Engineering: iSRE)の開発状況について国際学会において発表するものである。本システム開発の基本的な考え方として、共通のデータモデルを介してプロジェクトの3次元モデル及び関連データを共有するCIM技術を利用している。地層処分事業に適用する設計支援システムとしてのiSREの開発目標、設計要件および機能、iSREの基本構造、iSREの具体化として、保存すべきデータモデルの項目とシステム全体の構成、iSREの主要なデータベース、ならびにそれらと外部システム及び外部データベースとの連携を可能とするインターフェースの設計について示す。一部のデータベースとインターフェースの試作を行い、データモデルを作成するとともに、iSREの運用シナリオを想定しつつ、データモデルを用いたiSREの適用性の検討を行い、地層処分事業に適応するiSREの具体的な開発の見通しを得るとともに、iSREが処分場の設計に対して有用であることを確認した。
榊 明裕*; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 大橋 弘史; 高田 昌二; 清水 明; 森崎 徳浩; 前田 幸政; et al.
JAERI-Tech 2005-023, 72 Pages, 2005/04
JAERI-Tech-2005-023.pdf:14.86MB
水素製造システムと高温ガス炉の接続技術の確立のため、水蒸気改質法によるHTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を平成13年度に製作し、同年度に機能試験運転を実施した。引き続き、平成13年度から16年度まで7回の試験運転を実施した。運転期間中に発生した不具合については、その都度、原因の究明,対策案による試験装置の改善を行い、試験を続行してきた。これにより、各種試験を行い、所定の目的を達成した。本報告は、平成13年から平成16年までに実施した試験装置の改善項目について記述したものである。
佐藤 博之; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 前田 幸政; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之
JAERI-Tech 2005-014, 89 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-014.pdf:7.25MB
原子炉と水素製造設備の接続にかかわる技術課題の一つとして、水素製造設備の化学反応器の負荷変動に起因する2次ヘリウムガス温度変動が原子炉へ伝播することによる原子炉スクラムの回避が挙げられる。この対策として、原研は化学反応器の下流に蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(以下、「冷却システム」と呼ぶ)を配置し、本冷却システムにより2次ヘリウムガスの熱過渡を吸収緩和し中間熱交換器入口2次ヘリウムガス温度を一定に制御することを提案している。蒸気発生器と放熱器を用いた冷却システムについて解析コードの検証を行った。本冷却システムは放熱器の伝熱管外を流れる空気で冷却することにより蒸気発生器の圧力制御を行い、蒸気発生器出口2次ヘリウムガス温度を一定に保持する。この圧力制御特性は放熱器伝熱管外を流れる空気の伝熱特性に支配される。このため、実規模単一反応管試験装置による試験結果から空気の伝熱特性を明らかにし、これをもとに解析を行った結果、解析は冷却システムの圧力,温度,流量及び熱交換量等の試験結果をよく模擬でき、本解析コードの検証を行うことができた。
酒井 幹夫; 山本 俊弘; 村崎 穣; 三好 慶典
Nuclear Technology, 149(2), p.141 - 149, 2005/02
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)従来から行われてきたMOX燃料粉末の混合撹拌時の臨界特性評価では、粉体混合に伴うMOX燃料粉末界面(粉末と空気の境界面)の変形や粉末の混合状態を考慮することができなかった。そこで、離散要素法と核計算を結合し、粉末界面の変形を考慮できる臨界特性評価手法を開発した。粉末界面変形及び粉末の混合状態が中性子実効増倍率に及ぼす影響を評価した。
稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.
JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05
JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB
HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120m
N/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。
柴本 泰照; 井口 正; 中村 秀夫; 久木田 豊*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 11 Pages, 2003/04
沸騰垂直流路の安定限界における系圧力の影響について、解析的及び実験的な検討を行った。モデル作成は、Wallis-Heasleyの熱平衡・一次元均質流モデルに基づいて行った。システムの特性方程式が解析的に解けるように、通常ムダ時間要素で表現される入口流速に対する各種応答を一次遅れ要素によって表した。これは、近似表現ではあるが、特性方程式内で個々の要素を分離して表現できるため、不安定に対する支配因子の特定が容易となる。提案した簡易モデルについて、Ishii-Zuber安定マップ上で実験データと比較した。安定限界を示す実験データは、系圧力に大きく依存する結果となった。本モデルによる予測値は、二相流域の圧力損失に対する系圧力の影響を考慮することで、実験データをよく予想できた。また、システムの固有振動数は、二相流の通過時定数と密接に関係し、これもモデルでよく予測できた。
麻生 智一; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
可視化情報学会誌, 22(Suppl.1), p.127 - 130, 2002/07
原研とKEKが共同で進めている大強度陽子加速器計画で中核となる中性子散乱実験施設において、その中性子性能は中性子源である核破砕ターゲットシステムに設置する冷減速材に大きく依存している。特に、冷減速材容器内の液体水素の温度上昇が中性子性能に大きく影響を及ぼすことから、これまで実機構造の扁平型容器についてPIVを用いた流動実験及び解析を通して設計を進め、工学的に成立する見通しを得た。その後、多岐の利用者に冷中性子を供給可能な円筒型容器が提案され、この模擬試験体を製作して容器内流動場を把握するための可視化実験及び解析を実施した。PIVを用いた可視化実験と併せて、衝突噴流部の熱伝達率を測定するとともに、熱流動解析を行って実機減速材における温度分布を評価した。講演ではこれらの実験及び解析結果について報告する
小林 卓也; 外川 織彦; 小田野 直光; 石田 紀久
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.658 - 663, 2001/08
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)日本周辺の沖合海域にて原子力潜水艦の仮想沈没事故が発生した際の日本人全体に対する集団線量を推定した。沈没した原子力潜水艦から海洋中へ放出された放射性物質に起因する集団線量を推定するためにコンピューターコードシステムDSOCEANを用いた。放射性物質放出1年後の年間海産物摂取による集団実行線量当量の最大推定値はUNSCEAR報告の自然放射線による年間平均線量の約0.5%であった。
桜井 文雄; 熊田 博明; 神永 文人*
日本原子力学会誌, 42(4), p.325 - 333, 2000/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究においては、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持装置としての性能を評価するためのプログラムを開発し、その試験・研究炉への適用性を実験的に検討した。本プログラムにおいては、サイフォンブレーク弁から吸入された空気と1次冷却水が配管内において完全に分離するとした気液完全分離モデルを採用した。本モデルにより、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持性能は確実に評価できることを検証した。また、非常に流出流量が大きい1次冷却系配管破損事故における冷却水流出事象を精度良く解析するためには、空気の巻き込みを伴う渦(air-entraining vortex)の発生を考慮する必要があることが明らかとなった。
永井 晴康; 茅野 政道; 山澤 弘実
日本原子力学会誌, 41(7), p.777 - 785, 1999/07
被引用回数：13 パーセンタイル：68.53(Nuclear Science & Technology)原子力施設での事故時に大気中に放出される放射性物質の拡散状況を迅速に予測する場合、その精度は気象予報モデルに大きく依存する。そこで本研究では、局地気象予報性能の向上を主目的として、大気力学モデルPHYSICの導入による緊急時大気拡散予測のための新しいモデル体系を開発する。PHYSICの導入に伴う利点は、(1)3次元の局地気象予報が可能であること、(2)気象庁の広域気象予報初期条件及び境界条件としてPHYSICに入力することで広域気象変動を考慮できること、(3)緩和法により現地観測データを用いて予報を改善できること、(4)大気拡散モデルで混合層の3次元分布を考慮できること、である。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実; 斉藤 利二*
Nucl. Eng. Des., 185(2-3), p.229 - 240, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の補助冷却設備に新たに考察した設計の妥当性を確認するため、モデル試験を行った。まず、HTTRの補助冷却器(AHX)の出口側水室の滞留空気を抜くため、ポンプを用いた強制水循環により生じる、AHX出口側水室内の曲がり管両端の差圧を利用して空気を抜くことを提案した。流れ試験の結果、ポンプの最大容量分水を循環させることにより、曲がり管を介して空気を抜くことが可能であることを確認した。つぎに、HTTRの補助冷却設備二重管(ACHGD)のライナ摺動部の使用温度950
Cにおける焼付きおよび過度の摩擦を防止するため、ニッケル基超合金であるハステロイXRから成るACHGDライナ摺動部の表面に熱化学蒸着法を用いて窒化チタン(TiN)をコーティングすることを提案した。焼付き及び摩耗試験の結果、ハステロイXR表面のTiNのコーティング厚3
mは、十分な厚さであることを確認した。
山澤 弘実; 茅野 政道
Proc. of 6th Topical Meeting on Emergency Preparedness and Response, 0, p.507 - 510, 1997/00
本件は、上記会合の欧州拡散実験(ETEX)に関する特別セッションで、ETEXでの原研WSPEEDIの成果を発表するものである。WSPEEDIは、原子炉事故の多国間にわたる影響を実時間で予測するシステムである。WSPEEDIの風速場モデル及び拡散モデルの性能を、欧州域2,000kmの範囲で実施された拡散実験データを用いて評価した。その結果、プルーム位置の予測に小さな誤差が見られたが、全体的には濃度の過大評価または過小評価の傾向は見られず、モデルは極めて良好な性能を持つことが確認された。
喜多村 和憲*; 小泉 興一; 島根 秀夫*; 高津 英幸; 多田 栄介
JAERI-Tech 96-049, 37 Pages, 1996/11
国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器およびブランケット支持構造系の機械的健全性評価の一環として、自重、電磁力、熱荷重等の負荷に対して、3次元FEM解析を実施した。その結果、真空容器及びブランケット支持構造系の大部分の部位は使用材料の許容応力内であったが、後壁インボード下部については板厚の増加による補強が必要であることが分かった。又、支持系全体の固有値解析を実施した結果、真空容器支持脚は耐震上の観点から、ブランケット支持構造物はVDE(垂直方向プラズマ消滅)電磁力の座屈強度の観点から、各々剛性を増加する必要があることが分かった。
外川 織彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(10), p.792 - 803, 1996/10
被引用回数：3 パーセンタイル：32.75(Nuclear Science & Technology)再処理施設から海洋へ放出される放射性核種による日本の集団線量を評価する計算コードシステムDSOCEANを開発した。このシステムは、日本近海を分割した海水ボックス間における放射性核種の移行を表現するボックスモデルを用いている。本システムは、ボックス間における核種交換率、各ボックスにおける核種濃度、及び様々な被曝経路からの集団線量をそれぞれ推定する連結した3つの主たる計算コードから構成されている。DSOCEANを用いて、液体放出物による集団線量を推定する2種類の計算を実施した。1つは仮想的な再処理施設からの核種の平常放出である。他方は本コードシステムを表面海水上への液体放射性廃棄物の投棄に適用したものである。計算の結果から、重要な放射性核種と被曝経路が同定された。また、ここで用いているモデルとパラメータの適用限界、及び、今後の研究課題も摘出された。
V.M.Maslov*; 菊池 康之
JAERI-Research 96-030, 68 Pages, 1996/06
JAERI-Research-96-030.pdf:2.21MB
アクチニド核の10keV~20MeVの中性子核反応の計算に統計模型を用いた。主要アクチニドの利用可能な実験値は、マイナーアクチニド核種の矛盾ない評価の理論的ツールの開発に活用した。(n,nf)反応閾値以下での評価手法はHauser-Feshbach理論、準位密度の現象論的模型、ガンマ線放出の巨大共鳴模型、結合チャネル光学模型に基づいた。平衡状態及び核分裂の鞍部点における準位密度に対して、対効果、集団運動効果、殻効果を考慮した。準位密度の集団運動効果を入れることは、内側鞍部点の変形の非対称性に基づく核分裂障壁パラメータの値に大きな影響を与える。(n,nf)反応閾値以上の核分裂断面積を矛盾なくフィットするには殻効果を減じなければならないことが判明した。捕獲断面積は(n,
n')、(n,f)反応を考慮して計算された。
