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中谷 隆良; 清水 亮; 田崎 真樹子; 木村 隆志; 堀 雅人
第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2023/11
本研究では、非核化達成に必要な、核関連施設、核物質の廃棄・検証の技術プロセスの検討を行っている。今回、核兵器に利用する高濃縮ウランの廃棄のための技術的措置や検証方法について、効果・効率性の観点で整理・考察する。
永井 晴康; 茅野 政道*
点発生源からのメソスケール拡散シミュレーション; 福島第一原子力発電所事故をふまえて(気象研究ノート第248号), p.1 - 58, 2023/09
原子力機構は、国内外の原子力事故時に大気放出される放射性物質による影響を評価するために緊急時環境線量情報予測システムSPEEDIおよびその世界版WSPEEDIを開発した。これらのシステムは、実際に発生した原子力事故への対応をはじめ、様々な大気拡散事象に応用され、多くの実績を上げてきた。ここでは、これらのシステム開発の経緯と概要、システムの検証、そしてシステムの利用実績について解説する。
堀 雅人; 田崎 真樹子; 清水 亮; 木村 隆志; 中谷 隆良
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 8 Pages, 2023/05
将来の非核化を効果的・効率的に実施しするために原子力機構では、非核化研究を実施している。その研究の一環として、本論文は、ウラン濃縮施設を廃棄・検証に関し、(a)平和利用運転、(b)凍結、(c)無能力化、(d)廃止措置、(e)国外移転のオプションについて検討を行った。
多田 健一; 長家 康展; 谷中 裕; 横山 賢治; 沖田 将一朗; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 中山 梓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 21 Pages, 2023/04
被引用回数：6 パーセンタイル：98.92(Nuclear Science & Technology)日本の新しい評価済み核データライブラリJENDL-5が2021年12月に公開された。本論文は、核分裂炉に対するベンチマーク計算によりJENDL-5の妥当性を実証するものである。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP、MCNP及び決定論コードMARBLEを用いて実施された。ベンチマーク計算結果より、核分裂炉に対するJENDL-5の計算精度が、以前のJENDL-4.0に比べて改善されていることが分かった。
堂田 哲広; 上羽 智之; 大釜 和也; 吉村 一夫; 根本 俊行*; 田中 正暁; 山野 秀将
日本機械学会関東支部第29期総会・講演会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/03
ナトリウム冷却高速炉の炉心変形による反応度をより現実的に評価するため、炉物理、熱流動、構造力学の連成解析による炉心変形反応度評価手法を開発した。本評価手法では、燃料集合体の湾曲を有限要素法のビーム要素でモデル化し、集合体ラッパ管のパッド部での隣接集合体間の接触をパッド部専用の要素でモデル化した解析手法を採用した。その検証として、過去に実施されたベンチマーク問題の集合体単体の自由熱湾曲及び炉心体系での集合体熱湾曲による隣接集合体間接触について計算し、本解析モデルによる解析結果が理論解またはベンチマークに参加した他機関の解析結果とよく一致することを確認した。この結果から、本解析モデルが集合体の熱湾曲を適切に計算できることを確認した。
田崎 真樹子; 木村 隆志; 清水 亮; 玉井 広史; 中谷 隆良; 須田 一則
JAEA-Review 2022-056, 54 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-056.pdf:1.86MB
2018年度から開始した「非核化達成のための要因分析と技術的プロセスに関する研究」の一環で、南アフリカの核開発及び非核化の事例を調査し、それらを7つの非核化要因((1)核開発の動機、(2)非核化決断時の内外情勢、(3)核開発の進捗度、(4)制裁の効果、(5)非核化のインセンティブ、(6)非核化の国際的枠組、(7)非核化の方法及び非核化の検証)から分析すると共に、同国の非核化の特徴及び非核化からの教訓を導いた。南アフリカは、1970年代にその原子力活動を、「平和的核爆発」の研究開発から、「限定的な核抑止力」の開発へ、さらに「運搬可能な核兵器」の製造に移行させ、1980年代後半までに自主開発・生産した高濃縮ウランを使用し6つの核爆発装置を完成させた。しかし1989年にアパルトヘイト政策の撤廃と共に非核化を決断し、自ら核爆発装置及び関連施設等を廃棄し、核兵器不拡散条約に加入して国際原子力機関(IAEA)と包括的保障措置協定(CSA)を締結・発効させ、IAEAの検証を受け、その後、核開発のペナルティを受けることなく非核兵器国として国際社会に復帰した。以降、南アフリカは現在に至るまで原子力の平和的利用を継続している稀有な国であり、特にその自主的な非核化は今後必要とされ得る非核化の参考例になると思われる。南アフリカが非核化を決断した主な要因は、冷戦緩和に伴う南部アフリカ地域の安全保障環境の改善であり、それに加え、同国のデ・クラーク大統領が、主にアパルトヘイト政策に起因する制裁等により余儀なくされていた国際的な孤立状態の改善と、国内の政治・経済の疲弊状態からの脱却が必要であるとの強い意志を抱いていたことである。そしてデ・クラーク大統領がその意志を貫くには、アパルトヘイト制度の撤廃と共に非核化の完遂が必要不可欠であった。今後必要とされ得る非核化の検証の観点からの教訓としては、検証の正確性及び完全性の向上を図る上で、核兵器等の廃棄と同時並行的に検証活動を行う必要があること、また非核化対象国による核物質等の隠蔽(未申告)を防止するために、非核化対象国が検証前にIAEAとCSAに加え追加議定書を締結することが望ましい。さらに非核化の方法について、核兵器(核爆発装置を含む)及び関連資機材や施設の廃棄等の他に、核活動に携わった技術者や科学者が有する核関連の技術やノウハウの拡散を防ぐ手段が必要とされることが挙げられる。
清水 亮; 中谷 隆良; 田崎 真樹子; 木村 隆志; 堀 雅人
第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2022/11
非核化では、対象国の核兵器及び核兵器に利用可能な核物質を除去するとともに、それらの製造に関わる施設・資機材等を凍結,無能力化し廃棄する。また、対象国の核開発活動及び非核化について検証を行うことが想定される。本研究では、原子力施設の中で再処理施設の非核化を達成するために、民生利用,凍結,無能力化,廃止措置の各選択肢における措置や検証方法について検討し、効果的・効率的に非核化を実施できる技術的プロセスを整理・考察する。
木村 隆志; 中谷 隆良; 清水 亮; 田崎 真樹子; 堀 雅人
第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/11
将来の非核化を想定し、原子力機構では、非核化を効果的・効率的に達成するための技術的プロセスについて研究を行っている。本発表では、ウラン濃縮施設,原子炉施設及び再処理施設の非核化のオプションとして、民生利用,凍結,無能力化,廃止措置,国外搬出を想定し、各々の措置の効果(不可逆性)と措置に必要なリソース及び検証に必要なリソースを定量的に評価した結果について比較評価した結果を報告するものである。
田崎 真樹子; 木村 隆志; 清水 亮; 玉井 広史; 中谷 隆良; 須田 一則
JAEA-Review 2022-020, 82 Pages, 2022/09
JAEA-Review-2022-020.pdf:2.14MB
2018年度から開始した「非核化達成のための要因分析と技術的プロセスに関する研究」の一環として、イラクの原子力・核開発及び非核化の事例を調査し、併せて非核化の特徴を分析すると共に、イラクの非核化からから導き出し得る教訓について考察した。イラクは、1974年のインド核実験を契機として秘密裏の核開発に乗り出し、当初は自国でのプルトニウム生産、後に高濃縮ウラン生産に焦点を当てTuwaitha原子力研究所を中心に、ウラン濃縮施設(電磁同位体分離法及び遠心分離法施設)や核兵器研究開発施設等を建設した。イラクの非核化は、1991年の湾岸戦争での敗北により、同年の国際連合安全保障理事会決議第687号(1991)を受入れざるを得なかったことから始まる。同決議は、イラクの非核化を含む大量破壊兵器(WMD)廃棄の枠組みを規定しており、うち非核化に係り、国際原子力機関(IAEA)は、国際連合大量破壊兵器廃棄特別委員会(UNSCOM)の支援と協力を得て、イラクの過去の核活動の検証及びイラクによる核物質や核関連施設及び設備・機器等の廃棄、撤去、無害化等の監視・検証を行い、1997年後半までにイラクの核開発の全体像を明らかにした。イラクの非核化の特徴としては、イラクが非核化を受入れざるを得なかったこと、検証を行うIAEAに対して、後にIAEA保障措置協定追加議定書(AP)として結実した未申告の核活動を探知することが可能な査察手段や方法を実施する権限が付与されたこと、イラクのWMD廃棄を促進させるための経済制裁がそれほど功を奏しなかったこと、さらにイラクの非核化とその後のイラク戦争によるフセイン体制の崩壊が、リビア、北朝鮮及びイランの非核化に影響を与えたこと等が挙げられる。またイラクの非核化の教訓としては、APの普遍化や、不正利用されることがなく本来目的に適う経済制裁の必要性、外交交渉等の努力による非核化対象国にも非核化のインセンティブを段階的に与えられるような、かつ明確なロードマップを伴った非核化の枠組みや措置の必要性等が挙げられる。
木村 隆志; 田崎 真樹子; 清水 亮; 玉井 広史; 中谷 隆良; 須田 一則
日本核物質管理学会第40回年次大会プロシーディングス集, p.85 - 88, 2019/11
本報告は、南アフリカにおける非核化及びその非核化後のIAEA検証の方法を調査し、その結果の概要を示すものである。南アフリカは、核兵器を開発及び保有し、関連する施設や設備を含め核兵器を秘密裡に自ら解体廃棄した。その非核化の方法は、世界で唯一の方法である。本報告では、非核化及びその検証方法を調査し、その教訓を提供するものである。
田崎 真樹子; 木村 隆志; 清水 亮; 玉井 広史; 中谷 隆良; 須田 一則
日本核物質管理学会第40回年次大会プロシーディングス集, p.81 - 84, 2019/11
南アフリカは、核兵器を開発、製造、保持したが、後に核兵器及び関連機器等を解体・廃棄した。その後、非核兵器国として核兵器不拡散条約に加盟、国際原子力機関と包括的保障措置協定を締結し、原子力平和利用を実施している。南アフリカの非核化は、アパルトヘイト政策という特殊な制度が存在したという事情はあるものの、過去の非核化の良好事例の一つと言える。そのような南アフリカの核兵器開発や核開発のインセンティブ及び非核化の特徴を分析することは、現在及び将来の核開発の阻止及び非核化に参考となると思われる。
田中 正暁; 工藤 義朗*; 中田 耕太郎*; 越塚 誠一*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1473 - 1484, 2019/08
現在、モデリング&シミュレーションにおける不確かさ評価を含む検証と妥当性確認(V&V)の重要性が注目されている。シミュレーションの信頼性を確保するためV&V及び予測解析のプロセスに対する標準化への要求の高まりから、日本原子力学会においてガイドライン策定に係る作業チームが設置された。10年間の議論を経て、「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン」(AESJ-SC-A008: 2015)が2016年7月に発行された。本論文では、ガイドラインの策定までの議論の経緯とガイドラインで規定される5つの要素等について概説するとともに、ガイドラインで示される基本的な考え方に沿ってわれわれが実施した適用例題について、その一例を示す。
田中 正暁
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2018/10
ナトリウム冷却高速炉におけるサーマルストライピング現象の把握及びそれによる高サイクル熱疲労現象の評価を目的とした数値解析コード(MUGTHES)の開発整備を実施している。数値解析コード及び解析手法開発においては、検証、妥当性確認、そして不確かさ評価からなる一連のステップを踏んで、数値解析結果の妥当性をこのVVUQの作業を通じて定量的に示す必要がある。そこで、本研究では、VVUQの妥当性確認の基本問題として、T字合流配管の水試験WATLONにおける衝突噴流と呼ばれる流動状態を対象として数値解析を実施し、それにより得られた数値解析結果と実験結果を用いて不確かさ評価を実施し、その実施手順について確認した。これまでの検討結果を受け、単純化最小二乗法GCI評価手法(SLS-GCI)とエリアバリデーション法(AVM法)を用いて数値解析結果の不確かさと、実験結果と解析結果との差の大きさの評価を実施した。数値解析と不確かさの定量評価を通じて、MUGTHESのサーマルストライピング現象への潜在的な適用性を示すとともに、不確かさ評価結果からMUGTHESの解析モデルの改良点について抽出することができた。
多田 健一
核データニュース(インターネット), (117), p.23 - 29, 2017/06
積分実験を用いた核データの検証は、重要な核データ検証プロセスの一つである。近年、核データや核計算コードの高度化に伴い、これらに求められる精度要求が厳しくなってきており、積分実験を用いた核データの検証の重要性が高まってきている。積分実験を用いた核データの検証には、炉物理や核データ処理、核計算コードに関する深い知識が必要であり、核データ評価者だけで実施することは困難であり、長年炉物理の専門家が担当してきた。また、これらの作業は多くの手間と時間が必要であり、今までのJENDLの検証でも多くの労力が割かれてきた。そこで、次期JENDLに向けた効果的な核データ検証サイクルを実現するため、これらの作業を自動化し、核データ評価者自身が積分実験を用いた核データの検証が行えるシステムを構築するため、臨界実験解析と解析結果を編集する自動核計算実行システムVACANCE(Validation Environment for Comprehensive and Automatic Neutronics Calculation Execution)を開発した。本発表ではVACANCEの機能の概要と核データ評価とそれに連なる臨界実験解析の例について発表する。
田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 22, 4 Pages, 2017/05
ナトリウム冷却高速炉における重要な評価課題の一つである高サイクル熱疲労現象に対する数値解析評価手法の整備およびそれによる実機評価では、不確かさ評価を含むV&Vの実施が重要となる。そのため、原子力学会で策定されたモデルV&Vに関するガイドラインに準拠した実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」を整備しており、整備課題の一つである品質マネジメントの実装について、日本計算工学会標準「工学シミュレーションの標準手順」を基づいて検討した結果について報告する。
Li, Y.; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 眞崎 浩一*
JAEA-Review 2017-005, 80 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-005.pdf:16.85MB
日本原子力研究開発機構では、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価手法の高度化を目的に、中性子照射脆化を考慮して、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、PASCALの確率変数、評価機能、評価モデル等を含めた機能検証を行い、その検証過程を整理するとともに、検証結果を取りまとめておくことが必要不可欠である。こうした背景を踏まえ、開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、PASCALの確率論的破壊力学ソルバーであるPASCAL3をソースコードレベルで機能検証することにより、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上WGを設立した。一年の活動を通じて、PASCAL3が十分な信頼性を有することが確認された。本報は、PASCAL信頼性向上WGの平成27年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。
市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*
JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02
JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: 
2.04
C)を長期間にわたり有することを確認した。
田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-5) (Internet), 14 Pages, 2014/09
ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労の数値解析評価の信頼性を確保するため、既存の安全解析を対象とした解析評価の信頼性確保の手法を参照し、PIRTを起点として実機外挿評価までを念頭においたV&V実施計画を策定した。次の5つのカテゴリー((1)PIRTによる現象分析、(2)V&Vの実施(数値解析コード・手法の整備)、(3)検証用試験の設計および配置、(4)各問題に対する不確かさ評価と不確かさの統合、(5)実機予測)からなるV2UPについて、現時点における整備状況と合わせ、その概念について述べる。
篠原 伸夫; 井上 洋司; 打越 貴子*; 小田 哲三*; 熊田 政弘; 黒沢 義昭; 広田 直樹*; 伯耆田 貴憲; 中原 嘉則*; 山本 洋一
第25回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.51 - 58, 2005/00
原研は、核兵器を究極的に廃絶し、原子力の平和利用を推進する国の基本的な政策に基づき、包括的核実験禁止条約(CTBT)に関して、条約遵守を検証するための国際・国内体制のうち放射性核種にかかわる施設・システム等の整備・開発を行っている。条約議定書に記載された国際監視システム(IMS)のうち、原研では沖縄監視観測所(RN37),高崎監視観測所(RN38),東海公認実験施設(RL11)、及び国内データセンター(NDC)にかかわる技術開発研究と整備・運用を行っている。本発表では、原研におけるCTBT検証制度に関連する核不拡散技術開発研究の状況について報告する。発表の主題は、(1)CTBT検証制度の概要,(2)RN37, RN38並びにRL11の整備及び運用,(3)放射性核種データのためのNDCの整備である。このうちNDCでは、国際データセンター(IDC)から世界中の観測所で測定されたデータを受信して試験的に解析評価するとともに、大気拡散モデルコード(WSPEEDI: Worldwide Version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)を用いた放出源情報推定のためのシステム開発を行っている。
天野 光; 高橋 知之*; 内田 滋夫*; 松岡 俊吾*; 池田 浩*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*
JAERI-Conf 2003-010, p.112 - 121, 2003/09
原研が中心となって開発した環境負荷物質陸域移行予測コードMOGRAを使用して、原子力施設の事故等によって放射性核種等の環境負荷物質が地表に沈着した場合の陸域移行予測を実施している。本研究では、土地利用形態別にコンパートメントモデルを構築し、負荷物質が種々の土地利用形態間を移行するような仮想的陸域環境系について解析することにより、MOGRAの機能を検証した。すなわち、整備されたテンプレートを用いて仮想的広域環境を構築し、地表がCs-137(1.0Bq/m
)で汚染したという仮定のもとでの機能評価を行った。
