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高橋 成雄*; 櫻井 大督*; 長尾 郁弥; 操上 広志; 眞田 幸尚
シミュレーション, 42(2), p.68 - 75, 2023/06
本稿では、事故後行われてきた地上および空中放射線モニタリングを通じて蓄積されてきた、空間線量率の時空間分布に関するデータから、放射性物質の沈着過程の理解や、除染作業による線量率低減度の評価に関する科学的知見を、視覚解析を通じて得ることができた事例を紹介する。また関連して、今後の原発事故からの復興の施策立案の一助となる重要な知見を効果的に得るための、今後の取り組みについての展望を図る。
高橋 成雄*; 操上 広志; 眞田 幸尚; 櫻井 大督*
ERAN2022年度成果報告書(インターネット), 1 Pages, 2023/04
本研究は、除染効果の多角的かつ定量的な評価を通じて、精度の高い除染効果評価技術の確立を目指すものである。試行的な解析により視覚解析技術の適用性を確認した。
佐藤 優樹
Isotope News, (781), p.19 - 23, 2022/06
福島第一原子力発電所(1F)事故により1Fサイト内外に飛散・沈着した放射性物質の分布を3次元的に可視化するために、放射性物質可視化カメラであるコンプトンカメラに、3次元測域センサを基盤とした環境認識デバイスやドローンを組み合わせることによる放射線イメージングシステムを開発した。本稿では、放射性物質の分布を3次元的に可視化する手法についてその原理を説明するとともに、1Fサイト内ならびに帰還困難区域におけるホットスポット可視化の実証例を紹介する。
佐藤 優樹
検査技術, 27(5), p.9 - 15, 2022/05
福島第一原子力発電所サイト内に飛散・沈着した放射性物質の分布を3次元的に可視化する統合型放射線イメージングシステム(iRIS)について、その原理と実証例を紹介する。
木村 隆志; 田崎 真樹子; 北出 雄大; 清水 亮; 玉井 広史; 中西 宏晃; 須田 一則
日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 5 Pages, 2018/11
本報告では、IAEAが開発・実施している国レベルコンセプト(SLC)の調査結果の概要、及び主にSLCの下にてIAEAによる拡大結論の導出を継続することの重要性について国内原子力事業者の理解を促進するために報告する。
齊藤 宏; 野澤 隆; 武宮 博; 関 暁之; 松原 武史; 斎藤 公明; 北村 哲浩
JAEA-Review 2017-040, 34 Pages, 2018/03
JAEA-Review-2017-040.pdf:9.52MB
平成23年3月11日に福島第一原子力発電所の事故が発生し環境中へ大量の放射性物質が放出された。これらは自然の駆動力によって移動、生活圏に到達し健康等に影響を及ぼす可能性が懸念されており、事故状況の把握や影響評価や対策のため調査研究が多く行われている。原子力機構は、取得データと関係省庁等が取得した公開データを収集・整理し「環境モニタリングデータベース」として公開している。また、これらデータ及び既存または開発した計算コードを用いて「統合解析支援環境」の中で事故後の状況再現や将来予測のため解析を行っている。また、これら知見は他研究機関の成果とあわせ「環境回復知識ベース」として一般の方々が理解できるよう公開ウェブサイトにQ&A方式で公開している。これら三要素を包含し「福島の環境回復に係る包括的評価システム」と呼ぶ。これらは本来は相互に関連し一システムとして機能すべきところ、現状では独立して機能している。また、十分にオープンで理解しやすい形で外部に発信されているとは言えない。そこで、データや成果に対しより理解を深めることができ求める情報に容易にたどり着けるよう、当システム全体及び各要素の整備を行っていく。
羽間 収; 中島 憲宏; 平山 俊雄; Post, P.*; Wolf, K.*
IWACOM, P. 161, 2004/11
数値手法やハードウェアの進歩に伴い、複数の物理場を同時に解明する汎用的手法として、連成シミュレーションの研究が可能となり、進められている。このような問題は多大な計算機資源を要するため、ITBLのような並列分散処理環境が必要不可欠である。したがって、われわれは異機種並列計算機間で弱連成解析が行える統合数値シミュレーション基盤の開発をこれまで行ってきている。本基盤は市販ソフトウェアを含めたあらゆるシミュレーションソフトの連携を並列分散処理環境下で可能にすることを目的の一つとしている。統合数値シミュレーション基盤を紹介するとともに、それを流体-構造連成解析に応用し、その有用性を示す。
羽間 収; Guo, Z.
Proceedings of International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications (SNA 2003) (CD-ROM), p.119 - 120, 2003/09
数値シミュレーションをより現実に近づけるためには、さまざまな物理現象の相互作用を考慮することが必要不可欠である。しかしながら、そのようなマルチフィジクスシミュレーションを行うには数々の障害があり、この分野の進展の遅さにつながっているのが現状である。例えば、マルチフィジクスシミュレーションを行うには、考慮すべき複数の物理現象を解けるソフトが必要であり、一本化されているものはいまだ市場に出回っていない。自主開発ソフトに関しても、単一現象を追う場合と比較すれば、より多くの計算資源が必要となり、詳細なシミュレーションを行うのは難しいと言える。そこで、われわれはドイツのフラウンホーファSCAI研究所にて開発されている高精度補間及びコード連成を行うMpCCIライブラリ並びに原研計算科学技術推進センターにて開発されてきた分散処理を可能とするSTAMPIライブラリの併用を実現しつつあり、それらを既存のシミュレーションソフトウェアで利用可能としている。両者の併用が実現できれば、詳細なマルチフィジクスシミュレーションが現在よりも手軽に、かつメタコンピューティング環境において詳細に行えるという期待が持てる。
羽間 収; Guo, Z.
計算工学講演会論文集, 8(2), p.759 - 760, 2003/05
今日、数値シミュレーションはあらゆる理工学分野で用いられ、その用途は設計から物理現象の解明と幅広い。数値シミュレーションはあらゆる場面で用いられるようになってきたが、物理現象の解明に役立てるためには往々にして種々の外的要因を考慮する必要があり、取り扱う問題はmulti-disciliplinaryやマルチフィジクスとなる。このようなシミュレーションには大変高度な知識と技術が要求されるため、その進展は遅いとされている。マルチフィジクス問題において大変重要であると認識されている問題に、流体-構造連成問題がある。われわれはドイツFraunhofer SCAI研究所と共同でMpCCIという通信及び物理量補間ライブラリの開発と普及に力を入れてきた。このMpCCIライブラリを用い、流体,構造ともに任意のプロセッサ数を用いた並列計算が可能な弱連成形式の数値シミュレーション基盤システムの開発を行ってきている。本報告では、今回開発を行った連成解析シミュレーションシステムの紹介を行う。
下岡 隆; 小栗 英知; 滑川 裕矢*; 富澤 哲男; 奥村 義和; 長谷川 和男
JAERI-Tech 2002-038, 30 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-038.pdf:1.74MB
日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で推進する大強度陽子加速器計画では、核破砕反応によって発生する二次粒子を用いて多様な分野の研究を展開するため、既存の加速器を大幅に上回るビーム出力1MWという性能を目指している。これに必要なビームを生成するイオン源には、ビーム電流60mA、デューティー2.5%以上が必要とされる。また、シンクロトロンへの入射効率を上げるため、ビームの種類は負水素イオンが必須となる。原研では、核融合炉で使用する大型負イオン源開発で培われた技術をベースに大強度陽子加速器用体積生成型負イオン源の設計・製作を行い、ビーム試験を進めてきた。その結果、セシウム添加状態において負イオンビーム電流72 mA、規格化RMSエミッタンス0.15
mm.mrad の負イオンビーム引き出しに成功した。また、運転ガス流量がパルスビーム電流波形に大きく影響し、16SCCM程度で良好なパルス平坦度が得られることがわかった。これらの開発により要求性能を充分満たすイオン源を実現した。
高瀬 和之; 秋本 肇; Torilski, L. N.*
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.593 - 603, 2001/04
被引用回数：16 パーセンタイル：73.21(Nuclear Science & Technology)核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時における2相流挙動の定量的把握及び核融合実験炉(ITER)安全システムの妥当性評価を目的としてICE統合試験装置が建設された。本報はICE統合試験装置による圧力上昇実験の結果をまとめたものである。ICE統合試験装置はコンパクトITERを約1/1600のスケールで縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー、ダイバータ、真空容器、サプレッションタンク等から成り、ITERで想定する最大ICE条件の温度、圧力、流量等を模擬できる。容器温度230
、侵入水温度150の条件で侵入水量を変えた実験を行った結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、TRACコードを使って実験解析を行い、実験結果を数値的に十分予測できる高い見通しが得られた。
大西 亮一*; Guo, Z.*; 今村 俊幸; 平山 俊雄
GMD Report 132, 1 Pages, 2001/04
原研計算科学技術推進センターでは多原理統合手法に基づいたシミュレーションの統合の研究が進められている。緩連結(loosely coupled)した流体-構造コードは、その先駆的なコードとして原研で開発され、さらに複数並列計算機を統合した環境下でその効果が確認されている。これまでの研究では、複数コードの連結には独自に開発したインターフェースを利用してきたが、ドイツ情報処理研究所(GMD)が開発したMpCCI(Mesh based Parallel Code Coupling Interface)を利用することにより複数アプリケーションの結合を各アプリケーションと分離した形で取り扱うことができるようになる。本報告では構造解析部分にMECANOとよばれる商用コードを利用しており、商用コードとのインターフェイスを準備することで商用コード間の結合がなされたことを示す。また、原研が開発してきた異機種並列計算機間通信ライブラリStampiとMpCCIを結合させた新たなライブラリの利用を通じて、将来異機種環境での効率的なアプリケーションの実行を計画していることも併せて報告する。
明午 伸一郎
JAERI-Tech 2000-088, 32 Pages, 2001/02
大強度陽子加速器計画の生命・物質科学実験施設を構成する短寿命核種実験施設(E),中間子実験施設(M),中性子散乱実験値施設(N)(合わせてNME施設と呼ぶ)における3GeV陽子ビーム輸送ラインのビームオプティクス,ビーム形状及びビームスピルについて検討を行った。ビームオプティクス及びビームスピルの計算は、TRANSPORT及びDECAY-TURTLEコードを用いて行った。TRANSPORTコードを用いた計算の結果,ビームラインは前長86mとなり、概念検討の施設の案に収まることがわかった。DECAY-TURTLEを用いたビーム形状及びビームスピルの計算の結果,ビームスピルは目標とする15%以下にできることがわかった。また、中性子ターゲットにおけるビーム形状も目標とする横13cm,縦5cmの一様にできることがわかった。以上の検討結果は、今後のNME施設内の詳細配置の基本設計として用いられる。
水本 元治
KEK Proceedings 2000-23, p.1 - 3, 2001/02
原研とKEKは、大強度陽子加速器計画を共同で推進している。本計画は、加速器によって発生させられる、陽子ビーム及び2次的な中性子、中間子ビーム等を用いて、生命・物質科学,素粒子・原子核物理,放射性廃棄物の核変換技術等の研究・開発を行う。本報告では、加速器施設のうち、本計画の特徴の一つである超伝導リニアックの開発の現状を示すとともに、開発の考え方を述べる。また、超伝導リニアックがここ数年世界的にも大きな関心を呼び起こしていることから、米国SNS(核破砕中性子源)計画における超伝導リニアックの概要を中心に世界の現状についても紹介する。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 柴田 光彦; 秋本 肇
第38回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.641 - 642, 2001/00
核融合実験炉ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)で真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress of Coolant Event)が起きた場合の安全システムの妥当性を評価するために、ITER構成要素を約1/1600で模擬したICE統合試験装置を製作した。本報はICE統合試験装置で得られた試験結果、TRACコードによる二相流解析結果及び蒸気凝縮可視実験の結果について述べる。一連のICE統合試験結果はTRAC-PF1コードを使って十分予測可能であることを確認した。また、サプレッションタンク内での蒸気凝縮に関しては蒸気はリリーフ配管からジェット流で放出されて低温水と直接接触することによって凝縮し、大きな気泡が多数の微小気泡に分割されながら凝縮が促進されることが明らかになった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.623 - 630, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：12.1(Nuclear Science & Technology)核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)下における2相流挙動を定量的に把握し、核融合実験炉(ITER)建設のための安全性データベースに資することを目的としたICE統合試験装置を計画している。本報はICE統合試験装置を設計するに当たって行った予備解析の結果をまとめたものである。軽水炉の安全性評価で実績のあるTRAC-PF1コードを使って数値予測を行い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性に関して次の結論を得た。(1)圧力上昇は水注入ノズルのサイズや個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器及びプラズマチェンバーの容積に依存する、(3)容器表面温度が低い場合には凝縮効果により圧力上昇は抑制される、(4)圧力上昇はダイバータ部に設けられたオリフィス状のダイバータギャップのサイズやピッチに依存する、(5)サプレッションタンク使用により圧力上昇は抑制されるが、圧力上昇抑制の度合いはリリーフ配管の直径や数量に依存する。今後は本報で示した解析体系を核融合実験炉の体系に拡張し、実機条件下でのICE事象解析を行う考えである。
萩原 茂*; 坂本 義昭; 武部 愼一; 奥田 勝三*; 小川 弘道
JAERI-Research 2000-039, 119 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-039.pdf:5.04MB
RI・研究所等廃棄物の処分は、その放射能濃度に応じて、素堀り処分・コンクリートビット処分・地下深部埋設処分に区分することが考えられている。これまで、これらの処分は個別のサイトで、それぞれの安全評価などが進められている。しかし、我が国では処分場立地の困難さがあり、限られた処分サイトを有効に活用する方法として、同一平面内でこれらの処分システムを立体的に配置する統合化処分システムについて検討を行った。ここでは、この統合化処分システムについて、新第三紀以降に形成された堆積岩中への処分場建設を想定し、岩盤力学的な観点から処分場の概念設計、及びその結果に基づく建設費の算定を行った。これらの結果から、新第三紀以降に形成された堆積岩において、地上に素堀り処分場・地下50m付近に地下空洞式浅地中埋設処分場・地下100mまたは200mに地下深部埋設処分場を、立体的に設置することは十分に可能であることがわかった。また、処分場建設の観点からは、国内における処分場用地取得の困難さを考慮すると、必要な用地面積が個別処分場の設置に比べ半分でよいことからも、統合化処分システムは有効であると推察された。
新部 信昭; 島川 佳郎; 石川 浩康; 早船 浩樹; 久保田 健一; 笠井 重夫; 一宮 正和
JNC TN9400 2000-074, 388 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-074.pdf:13.32MB
ナトリウム冷却大型炉については、国内外に多くの研究・運転実績があり、これに基づく豊富な知見がある。本実用化戦略調査研究では、ループ型炉1概念、タンク型炉3概念について経済性向上を主眼にプラント基本概念の検討を実施した。具体的なコストダウン方策としては、ナトリウムの特長を活かした機器の大型化、系統数削減、機器の集合・合体化などを採用している。これらの革新的な設計については、その技術的成立性に関して更なる確認を必要とするが、いずれの炉型においても経済性目標(20万円/kWe)を達成できる見通しが得られた。また、ナトリウム炉の更なる経済性向上策として、以下の項目を抽出しコストダウンの可能性を検討した。・更なる高温・高効率化追求・建設工期短縮・検出系高度化による安全系局限化・SG-ACS
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
第37回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.703 - 704, 2000/05
国際熱核融合実験炉(ITER)で真空容器内冷却材侵入事象(ICE)が発生すると水の沸騰・蒸発に伴って圧力が急上昇して容器破損を引き起こすことが考えられるため、圧力上昇を抑制するための安全系としてサプレッションタンクシステムが検討されている。これは沸騰蒸気をサプレッションタンク内で凝縮させて系統内の圧力を低下させるシステムである。本研究ではサプレッションタンクシステムの有効性をICE統合試験装置を使って実験的に確認した。ICE統合試験装置はITERの構造を約1/2000で簡略模擬した試験装置で、プラズマチャンバー、真空容器、ダイバータ、サプレッションタンク及びリリーフ配管から構成される。また、TRAC-PF1コードを使って試験データ解析を行い、解析結果は試験結果を十分予測できることを確認した。
横山 賢治*; 沼田 一幸*; 石川 眞*; 大井川 宏之; 飯島 進
JNC-TY9400 2000-006, 168 Pages, 2000/04
核燃料サイクル開発機構と原研は共同研究として、高速炉設計のための統合炉定数の精度向上と信頼性確保の観点から、FCA実験データの整備及び炉定数調整計算への適用を進めてきた。本報告書では、FCA-X-1炉心の計算精度評価及び感度解析、FCA-XVII-1炉心のNaボイド反応度価値に対する詳細検討、FCA炉心とJUPITER炉心の間の整合性評価についてまとめる。
