MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113088

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

A Suitable procedure for preparing of water samples used in radiocarbon intercomparison

高橋 浩*; 南 雅代*; 荒巻 能史*; 半田 宙子*; 國分 陽子; 伊藤 茂*; 熊本 雄一郎*

Radiocarbon, 61(6), p.1879 - 1887, 2019/12

https://doi.org/10.1017/RDC.2019.104

水試料の放射性炭素の研究機関ごとの比較プログラムを実施するためには、適切な比較試料を配布することが重要である。そのために、人工的に調製した試料を用いることが必要で、その調製法や均質性についての検討を実施した。さらに、作製した試料を用いて国内の関連機関による相互比較を実施した。

Multi-machine comparisons of H-mode separatrix densities and edge profile behaviour in the ITPA SOL and Divertor Physics Topical Group

Kallenbach, A.*; 朝倉 伸幸; Kirk, A.*; Korotkov, A.*; Mahdavi, M. A.*; Mossessian, D.*; Porter, G. D.*

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.381 - 385, 2005/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.10.099

ITPA活動で収集した周辺プラズマ分布のデータを利用して、6つのダイバータトカマクの典型的なELMyHモードについて、周辺輸送障壁での電子密度・温度分布,それらの勾配、及び最も急勾配になる領域の幅などに注目し、解析結果をまとめた。特に、セパラトリクスにおける密度は、高密度ダイバータ生成に重要な要因であり、ペデスタルにおける密度との比を比較し0.3-1まで広範囲で異なることがわかった。密度勾配の特性長に関して、中性粒子の密度や荷電交換反応の発生確率などのパラメータを設定し、スケーリングを行った。また、電子温度分布の勾配の特性長と急勾配領域の幅は、装置の主半径の大きさとともに増加することが明らかとなった。

Aqueous solutions of uranium(VI) as studied by time-resolved emission spectroscopy; A Round-robin test

Billard, I.*; Ansoborlo, E.*; Apperson, K.*; Arpigny, S.*; Azenha, M.-E.*; Birch, D.*; Bros, P.*; Burrows, H. D.*; Choppin, G. R.*; Couston, L.*; et al.

Applied Spectroscopy, 57(8), p.1027 - 1038, 2003/08

https://doi.org/10.1366/000370203322259002

時間分解レーザー誘起蛍光分光法(TRLFS)のウラン(VI)水溶液分析への応用に関して、13の独立した研究所において異なる装置及び解析方法による共同測定(ラウンドロビンテスト)を実施した。適切な状態図に基づいて調製した測定試料は、少なくとも6か月間は化学的に安定であった。4つの異なるタイプのウラン(VI)水溶液:UOだけを含む酸溶液,フッ素イオンを含む溶液,硫酸イオンを含む溶液、及び種々の加水分解種を含む溶液について、各研究所で測定した蛍光スペクトルの波長,蛍光寿命及び蛍光成分数の結果を比較した。また、幾つかの研究所で測定されたデータは異なるソフトウェアにより解析された。これらの研究に基づいて、水溶液中のウラン(VI)の状態分析におけるTRLFSの実用性について議論した。

JAERI-Tokai radionuclide laboratory in CTBT verfication regime

篠原 伸夫; 山本 洋一; 井上 洋司; 熊田 政弘; 小田 哲三; 打越 貴子*; 伯耆田 貴憲; 広田 直樹*; 中原 嘉則; 臼田 重和

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.45 - 52, 2002/12

CTBT放射性核種公認実験施設は、放射性核種観測所の支援をその役割とし、大気粒子補集フィルター試料等について、観測所の品質管理のための測定,核爆発起源のFP核種の有無を検証するための詳細測定等を行う。原研東海は、全世界16ヶ所の実験施設の一つとして条約議定書に記載されており、現在、認証の一環としてCTBT機関が主催する国際相互比較試験に参加するとともに認証に必要な実験施設の整備を行っている。本発表では、公認実験施設の役割,同施設の技術的要件等について報告するとともに、国際比較試験結果にも言及する。

Comparison of burnup calculation results using several evaluated nuclear data files

須山 賢也; 片倉 純一; 清住 武秀*; 金子 俊幸*; 野村 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.82 - 89, 2002/01

https://doi.org/10.3327/jnst.39.82

JENDL-3.2,ENDF/B-VI及びJEF-2.2の評価済核データライブラリの最新版をそれぞれ用いた場合の、燃焼計算結果の相互比較を行った。その結果、ウラン及びプルトニウムの多くの同位体核種の生成量の計算値には、これら核データライブラリーの違いによる影響は少なかった。しかしながら、Pu,Cm,Sm,Csのような核燃料サイクル評価上重要な数核種同位体については明らかな差異が認められた。この原因について検討し、核種生成崩壊チェーンの分析を行った。

Comparison method for neutron activation analysis with - matrix

藤 暢輔; 大島 真澄; 初川 雄一; 早川 岳人; 篠原 伸夫

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 250(2), p.373 - 376, 2001/11

https://doi.org/10.1023/A:1017995003465

一般的に放射化分析では、元素の定量を行う際にあらかじめ定量されている標準試料との線強度の比較を行うことによって、定量を行う。この相対的な定量(比較法)では、絶対定量の際に必要であるさまざまな核データや検出器の効率などを用いないため、それらに起因する誤差が大幅に低減され、精度の高い定量を行える。これまでは単元素に対して比較法による定量が行われてきた。多重線を用いた微量元素分析では、化学分離を行うことなく同時に多種の核種を定量することが可能である。従来の1次元スペクトルを用いた放射化分析では、多くの場合、多種の核種を同時に定量することが困難である。そのため、多元素同時に扱った比較法はこれまで行われていない。多重線を用いた微量分析において、精度の高い定量を行うために多元素同時に比較法を適用した。23種類の元素を含む標準試料を用意して比較法による定量を行った結果、多重線を用いた微量分析においても比較法が適用可能であり、また有効であることを示した。さらにこの方法を用いて同時に50元素まで定量が可能であることを示唆した。

重金属冷却炉の崩壊熱除去特性解析 - 鉛、鉛-ビスマス、ナトリウム冷却炉の比較評価 -

堺 公明; 岩崎 隆*; 大島 宏之; 山口 彰

JNC TN9400 2000-033, 94 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-033.pdf:4.36MB

サイクル機構では、高速増殖炉の実用化戦略調査研究として、多様な冷却材を対象とした幅広い実用化像に関する設計研究を進めている。その一環として、本研究では、鉛及び鉛-ビスマス合金を冷却材とする重金属冷却炉を対象として、重要な熱流動評価項目である崩壊熱除去特性について、ナトリウム冷却炉と比較し、冷却材の相違に基づく崩壊熱除去特性を比較整理することを目的としている。鉛及び鉛-ビスマスの重金属冷却材は、空気及び水と化学的に不活性であることから、経済性に優れた2次系削除のプラント概念が多く提案されている。本解析では、2次系削除プラントを等価的な比較対象プラントとして設定し、ナトリウム、鉛及び鉛-ビスマス冷却材についてSuper-COPDコードによる崩壊熱除去特性解析を実施し、それらのプラント動特性の相違について比較した。また、鉛冷却大型ループ型炉として最適化された設計概念を対象として、崩壊熱除去特性解析を実施した。その結果、一般的な特性として、重金属冷却材は伝熱面の酸化膜形成及び腐食等による伝熱への影響について今後確認が必要であるものの、崩壊熱除去特性に関しては、重金属冷却材は冷却性に優れたナトリウムと同等な除熱能力を有し、特に、受動的崩壊熱除去特性である自然循環特性に優れた能力を有することが明らかになった。

分配係数の比較実験及びアンケート調査

高橋 知之*; 武部 愼一; 木村 英雄; 松鶴 秀夫; 保田 浩志*; 内田 滋夫*; 佐伯 明義*; 馬原 保典*; 佐々木 規行*; 芦川 信雄*; et al.

KURRI-KR-44, p.169 - 176, 2000/02

分配係数は原子力施設の安全評価上極めて重要なパラメータである。原研に設けられた環境放射能挙動専念部会・安全評価用パラメータ検討グループでは、分配係数測定値の利用に関して標準的な条件を提言することを目的に各研究機関における相互比較実験等を実施してきた。本報では、各研究機関においてこれまで実施してきた分配係数測定値に与える各種の変動因子による影響について、得られた実験結果を報告するとともに、分配係数の測定条件やその条件の設定に関する考え方等についてのアンケート調査状況、並びに現在問題となっている項目や今後検討すべき課題等について報告する。

不均質媒体中の水理解析の不確実性に関する研究(コア研究協力)(研究委託内容報告書)

小山田 潔*

JNC TJ1400 99-023, 63 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-023.pdf:11.88MB

本研究は、サイクル機構が実施している第二次取りまとめ(以下H-12レポートと称する)における亀裂ネットワークモデルによる地下水流動解析について、概念モデルやデータに起因する不確実性を評価することを主眼として、複数の異なる研究機関によって開発された同種の解析コードを用いて解析を実施し、得られた結果を相互に比較することにより、(1)仮想的なサイトを対象としたH-12レポートにおける地下水流動解析で見過ごされている可能性のある不確実性要因を抽出する(2)それぞれの不確実性要因が解析結果である地下水流動にどの程度の影響を及ぼし得るかを定量的に示す ことが主要な目的である。また、主要な差異の分析を通じて、上記の相互比較の結果がH-12レポートドラフトの性能評価の信頼性にどのようなインパクトを持ち得るか、そして、今後の研究開発においてどの様な事項が課題として認識される必要があるかについて検討を加えた。各研究機関の解析は2段階に分けて実施された。第1段階は、平成10年11月時点でのH12レポートドラフトと同じ条件及びデータを用いて、各研究機関が開発した水理解析コードを用いて解析を実施し、各コードの特徴や制約条件を明らかにした。第2段階は、JNCがH12レポートドラフトの作成について参考とした文献情報や、JNCがこれまでに実施した試験結果を提供し、これらの情報について、各研究機関が独自に解釈を行い、モデルやパラメータの代替案を作成し、解析を実施することによって、着目したオプションがどの程度解析結果に影響を及ぼすかを検討した。解析結果を総合すれば、各機関種々のモデルによって得られた結果は、比較的小さな差異しか示さなかった。第2段階で各機関が着目したオプションの種類によって、差異の程度は異なるものの、H-12レポートにおける水理解析結果は、他の手法によっても再現可能な代表性を有するものと考えられる。今後の課題としては、水理解析結果に核種移行解析を付加して、核種移行抑制性能を含めた多様な指標により比較検討を実施し、解析モデルの信頼性向上を図ることがあげられる。