Fusion research by magnetic confinement devices in Japan

松田 慎三郎

IEEE Transactions on Plasma Science, 32(2), p.749 - 756, 2004/04

https://doi.org/10.1109/TPS.2004.823958

米国電気学会が主催するプラズマ科学に関する国際会議は今回で30回目を迎えるが、これを記念に初めて海外で開催されることとなった。この機会に日本の磁気閉じ込め核融合研究についてプレナリーでレビュー講演を依頼されたもの。講演の内容は我が国の核融合開発計画、とくにITERを中心とする第三段階核融合研究開発計画の具体的実施状況について紹介する。実験炉ITERと並行して進められる先進炉心プラズマ研究,材料開発などの炉工学研究、及び大学において進められているヘリカル系ミラー系などの学術的研究を紹介する。文科省や原子力委員会において進められている研究の重点化や協力研究についても言及する。

JAERI-Universities joint research project on radiation safety in proton accelerator facilities; Outline of the project

山口 恭弘; 平山 英夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.498 - 501, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875756

2000年4月から3年間、高エネルギー陽子加速器施設の放射線安全に関して、原研・大学プロジェクト共同研究が実施された。このプロジェクトには、2研究機関及び5つの大学から10の研究グループが参加し、原研高崎研究所のTIARAの準単色中性子場を用いて、次の3つのテーマに関する研究開発が実施された。また、研究の進捗状況を把握し協力体制を促進するために、研究会が開催された。(1)中性子線量評価のための物理データに関する研究,(2)数10MeV中性子用のモニタ・線量計の開発,(3)内部被ばく線量評価のための放射性エアロゾル・ガスの生成に関する研究。

大学等との共同研究に関する平成12年度研究概要報告 (核燃料サイクル公募型研究及び先行基礎工学研究を除く)

技術協力課*

JNC TN1400 2001-013, 70 Pages, 2001/08

JNC-TN1400-2001-013.pdf:5.13MB

機構は、機構が取り組む研究開発プロジェクトに関する基礎・基盤的研究を大学及び研究機関(以下「大学等」という。)と研究協力を図り進めている。本報告書は、平成12年度に実施した大学等との共同研究14件の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、本報告書には、核燃料サイクル公募型研究及び先行基礎工学研究により進めている大学等との共同研究については除いている。

BFS臨界実験解析; BFS-62-1体系の解析

杉野 和輝; 岩井 武彦*; 庄野 彰

JNC TN9400 2000-098, 182 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-098.pdf:5.74MB

ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62の実験解析を実施している。本報告書は、BFS-62シリーズにおいて最初に構築された体系であるブランケット付き濃縮U02燃料炉心BFS-62-1体系の実験解析に関するものである。解析においてはJUPITER実験解析等で用いられてきた高速炉の標準解析手法が採用されているが、3次元解析を行うための十分な情報が得られていないために2次元RZ体系計算による解析を中心に行い、3次元解析については予備評価に留めた。また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算により、JUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。実験解析の結果、臨界性、反応率比については実験値との良い一致が得られた。他方、反応率分布については、不純物水素含有の有無による2種類のNaの配置を正確に取り扱う必要があり、これを忠実にモデル化できる3次元解析が不可欠であることが明らかとなった。また、ブランケット領域、遮蔽体領域における反応率にも改善の余地が大いにあることが分かった。制御棒価値については、その形状をより正確に取り扱うことの可能な3次元解析モデルの適用により、解析結果の改善が見られた。更に、Naボイド反応度については、測定された反応度が非常に小さいことに加え、解析の不確かさが非常に大きいことから、当面はその情報を炉定数調整に用いるべきではないと判断される。JUPITER実験の解析結果とBFS-62-1体系実験の解析結果を用いることにより炉定数調整計算を行った。その結果、実験値からのずれの大きいBFS-62-1体系反応率分布解析結果の使用は炉定数調整に悪影響を及ぼすものの、それを除いた臨界性、反応率比、制御棒価値解析結果のみを用いた場合は、妥当な調整結果が得られることが分かった。このように、BFS-62-1実験解析とJUPITER実験解析との間には整合性の見られることが分かり、BFS-62-1実験解析データの活用はJUPITER実験では不足していたU-235の情報を補完する観点から非常に有効であるとの見通しが得られた

人工バリアシステムの耐震性評価手法の開発3(1)概要版(2)本文

森 康二*; 根山 敦史*; 中川 浩一*

JNC TJ8400 2000-064, 175 Pages, 2000/03

JNC-TJ8400-2000-064.pdf:5.23MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於けるニアフィールドの耐震安定性の評価を目的として、以下の検討を実施したものである。(1)解析コードの妥当性の検証 本研究で開発してきた三次元有効応力解析コードは、とくに間隙水圧を考慮しない1相系解析機能に対しては、振動実験等による実測データとの比較を通じて検証を行ってきた。本年度は、サイクル機構で別途実施した緩衝材の液状化試験データを用い、間隙水圧の挙動に着目した有効応力解析機能の検証を行った。(2)2000年レポートに対する補足解析 2000年レポートでは代表的な処分場デザインのオプションを念頭に置いたニアフィールド地震応答解析および評価を行い、人工バリアシステムの耐震安定性を確保できる見通しを得ることができた。その一方で、オーバーパック-緩衝材間や緩衝材-岩盤間等の材料不連続面の応答を規定するモデルパラメータが、評価上重要な因子であるとの知見が得られた。今年度は、上記の2000年レポートに示した検討結果を支援するため補足解析を行い、耐震安定性に関する総合的評価を行った。(3)防災研との共同研究取りまとめに対する補足検討 平成4年度から進められてきた人工バリアシステムの耐震安定性評価に関する共同研究は、今年度を目処に成果を取りまとめることとなっている。本研究では、実測されたデータとの比較を通じて、解析コードの検証作業を段階的に進めてきた。本検討では、最新版の解析コードを用いた一連の実験データ解析を改めて行い、上記共同研究の取りまとめに資するデータ整備を行った。

緩衝材製作施工技術の評価(委託研究内容報告書)概要集

雨宮 清*; TRAN DUC PHI OAN*; 山下 亮*

JNC TJ8400 2000-055, 49 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-055.pdf:4.15MB

高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の第2次とりまとめにおいて、緩衝材製作施工技術として、緩衝材の施工実績、施工方法、品質管理の関する概略評価が実施された。今後、これらの内容に対し、内容を補完する検討やデータ取得が急務となっている。本研究では、「定置後の品質評価」として、緩衝材とオーバーパックあるいは岩盤との間に生じる隙間の、ベントナイトペレットによる充填の検討を実施した。また、「実規模施工技術の評価」として、スウェーデン・エスポ島で行われている実規模緩衝材を用いた実証試験(Prototype Repository Project)の技術検討を実施した。さらに、「施工後の緩衝材及び岩盤中の熱伝導、水の浸潤挙動、力学的安定性等の評価」として、熱-水-応力連成現象に関する国際共同研究(DECOVALEX II,III)に参加し、連成モデルの開発と評価を実施した。

Super-Phenix Benchmark used for Comparison of PNC and CEA Calculation Methods,and of JENDL-3.2 and CARNAVAL IV Nuclear Data

Hunter

PNC TN9410 98-015, 81 Pages, 1998/02

PNC-TN9410-98-015.pdf:3.15MB

本研究は、CEAから提供されたSuper-Phenixの起動試験炉心ベンチマークデータを動燃が解析した成果であり、動燃-CEA共同研究の一環として実施されたものである。動燃によるSuper-Phenixの解析結果を、CEAの解析結果及び実験測定値と比較したところ、CEAのC/E(解析/実験)値が系統的な径方向依存性を示すのに対して、動燃のC/E値はその3040%しかなく非常に小さいことが判明した。CEAが原因を検討した結果、両者のC/E値径方向依存性の違いの主たる要因は、使用した核データセット(JENDL-3.2CARNAVAL-IIII)にあると結論された。本検討の最終段階として、動燃はこの2種の核データセットの違い詳細に検討するために、感度解析を実施した。中性子束分布計算で用いた解析コードは2次元RZまたは3次元Hex-モデルのCITATIONとMOSESコードである。JENDL-3.2CARNAVAL-IIIIの違いに対する感度解析は、SAGEPコードを用いて行われた。ここでは、両者のエネルギー構造を統一するための縮約操作を施す必要があり、また、両者の核断面積の定義には幾つか食い違いがあることが分かった。感度解析の結果、JENDL-3.2とCARNAVAL-IIIIのC/E値径方向依存性の違いの原因は、少数の核種による寄与であることが判明した。両者の核データの比較結果は以下のとおりである。核分裂当たりの中性子発生数の違いは小さい(5%)。低エネルギーでの核分裂断面積差は大きい(30%、代表値10%)。下方散乱断面積は相対差としては大きい違いがあるが、絶対値の差は自群散乱と比較すれば無視できる。自群散乱の相対差は75%程度まであり、一般には20%以下である。捕獲断面積の違いは非常に大きく、30200%まで見られた。

遮蔽設計基本データベースの整備(II)

竹村 守雄*

PNC TJ9055 97-001, 112 Pages, 1997/03

PNC-TJ9055-97-001.pdf:2.63MB

動燃と米国DOEとの共同研究として実施されてきた日米共同大型遮蔽実験(JASPER)は、実験を成功裡に完了し、遮蔽物理研究の観点からの解析評価もほぼ収束しつつある。このJASPER実験及び解析から得られた成果は、実証炉および大型炉の遮蔽設計の精度を確保するための基本データベースとして、今後最大限有効に活用していくことが望まれている。JASPER実験で得られた豊富な遮蔽研究上の知見を大型炉の遮蔽設計へ有効に反映するためには、遮蔽用群定数ライブラリや解析手法などを最新のもので統一し、また必要に応じて容易に再解析できる解析データシステムを構築するなど、一貫した遮蔽設計基本データベースとして整備する必要がある。本作業の目的は、遮蔽設計基本データベースの整備の一環として、最新の遮蔽用群定数ライブラリ及び最新解析手法によるJASPER遮蔽実験解析を行うとともに、これまでの研究で蓄積してきたJASPERの実験データ及び解析入力データを系統立てて整理することにある。今年度はその2年目として、最新の核データライブラリJENDL-3.2に基づく遮蔽解析用標準群定数ライブラリJSSTDLを用いて、JASPER実験のうちの軸方向遮蔽実験の解析を実施した。従来のJASPER実験解析に適用されてきたJENDL-2に基づく群定数ライブラリJSDJ2による解析結果と比較した結果、全般的にJSSTDLによる解析結果の方がJSDJ2による結果よりも高めとなる傾向がみられた。さらにこの軸方向遮蔽実験解析及び前年度の径方向遮蔽実験でのナトリウム透過解析でのライブラリによる差の原因について、分析を行った。また、前年度選定したJASPER実験体系について、その実験解析を再現するのに必要な解析入力等のデータを、今年度も引き続き計算機上に集約・整備を行った。

Discrete Fracture Modelling of the Aspo LPT-2,Large Scale Pumping and Tracer Test

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PNC TN8410 94-269, 77 Pages, 1994/07

PNC-TN8410-94-269.pdf:2.13MB

本論は、Aspo Hard Rock Laboratoryで行われた、LPT-2大規模揚水・トレーサー試験の亀裂ネットワークシミュレーション結果をまとめたものである。本研究は、地下水流動と物質移動研究に係る国際共同研究プログラム「Aspo Task Force」のもとに実施された。シミュレーションには、個々の亀裂を三次元空間に発生させ、それが構成する亀裂ネットワーク構造をモデル化可能な亀裂ネットワークコードFracManを用いた。シミュレーション領域は、Aspo島南部の揚水孔を中心とする一辺約1kmの立方体である。亀裂モデルは主に2つのタイプの亀裂群から構成される。一つはfracture zones(破砕帯)であり、その位置、方向はSKBによるAspoサイトの概念モデルに基づいて設定した。他方はfracture zones以外の亀裂であり(non-zone fracturesと呼ぶ)、統計的に発生させた。それぞれのグループの亀裂の幾何学と水理学的特性の決定にあたっては、SKBのデータベースを基に解析した。non-zone fracturesの亀裂の長さについては、別途筆者らが独自に行った地表露頭の亀裂マッピングデータを基に設定した。一辺が1kmの立方体領域に分布する全ての亀裂をモデル化することは不可能であり、したがって、亀裂分布の母集団から水理学的に重要な亀裂のみを抽出しモデル化した。1993年の3月と9月に行われた2回のTask Force Mcetingにおいて、それぞれ異なったモデルを使用した。3月モデルでは、厚さ10mの平板内に直径30mの亀裂を分布させfracture zonesとした。9月モデルでは、各fracture zoneを1枚の平板で代表させ、その平板を20m30mスケールの要素に離散化し、地球統計法に基づいて不均質に透水係数を割り当てた。また、9月モデルでは、ボーリング孔における透水量係数の実測値を再現できるよう条件付けした亀裂発生(conditioning)も行った。3月モデルは破砕帯内における亀裂の連結性をより現実的にモデル化しているが、数値解法上は9月モデルがより効率的である。どちらのモデルも、揚水試験時の非定常の圧力変化と水位低下のシミュレーションに用いた。トレーサー試験シミュレーションは9月モデルのみを用いて行った。シミュレーシ

A Review of Fast Reactor program in Japan

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PNC TN1410 93-019, 40 Pages, 1993/04

PNC-TN1410-93-019.pdf:1.35MB

事業団における安全研究は、平成3年3月に作成された安全研究基本計画(平成3年度平成7年度)に基づき、プロジェクトの開発と密接な係わりを持ちつつ推進されてきている。研究分野は、新型転換炉、高速増殖炉、核燃料施設等、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分の7分野で構成され、平成3年度より全分野が新基本計画に移行した。本報告書は、安全研究基本計画に基づいて実施された平成4年度の研究成果に関する調査票を各分科会の検討を経た後、まとめたものである。