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論文

3次元輸送計算コードMCNPを用いた森林除染による空間線量率の低減効果の検討

邉見 光; 山口 徹治; 武田 聖司; 木村 英雄

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(1), p.3 - 14, 2017/06

福島第一原子力発電所の事故起源の放射性セシウムにより汚染された森林の除染に関して、居住区域における空間線量率の低減が顕著になる汚染源の条件や除染の範囲を感度解析によって検討した。汚染源を$$^{134}$$Csおよび$$^{137}$$Csを含む堆積有機物層(A$$_{0}$$層)と表層土(A$$_{1}$$層)とし、モンテカルロ法による3次元輸送計算コードMCNPを用いて空間線量率を算出した。森林斜面の数、角度、汚染の分布状態、森林土壌中の放射性セシウムの量、除染範囲、林縁から評価点までの距離、評価点の高さをパラメーターとした。その結果、汚染の分布が均一の場合、林縁から20mまでのA$$_{0}$$層の除染が、空間線量率の低減に効果的であることがわかった。一方、林縁から20m以遠の汚染が20m以内よりも高いような、汚染の分布が不均一の場合、A$$_{1}$$層に比べA$$_{0}$$層に含まれる放射性セシウムの量が多い条件においてのみ、林縁から40mまでのA$$_{0}$$層の除染により、空間線量率が顕著に低減した。

論文

3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震応答解析モデルの構築のための感度解析

崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏

構造工学論文集,B, 63B, p.325 - 333, 2017/03

日本原子力研究開発機構では、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。本研究では、HTTR建屋の3次元有限要素モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震応答解析を実施し、不確定性を持つ入力パラメータに対して感度解析を行った。また、3次元有限要素モデルにおける不確定性を持つ入力パラメータ設定に関して、建屋応答解析結果のばらつき評価を実施した。

論文

Sensitivity analysis on safety functions of engineered and natural barriers for fuel debris disposal

島田 太郎; 西村 優基; 武田 聖司

MRS Advances (Internet), 2(12), p.687 - 692, 2017/01

東京電力福島第一発電所の事故で発生した燃料デブリは、その特性調査が開始された段階であり、具体的な処分方法は示されていない。本研究では、燃料デブリ処分に求められるバリア機能を予察的に把握するため、HLWと同様の地層処分概念を前提に、既往文献から核種量や廃棄体形状を仮想し、燃料デブリ特性、人工バリア及び天然バリアの不確実性を想定した核種移行の感度解析を行った。その結果、燃料デブリの主要核種である$$^{238}$$Uを含む4n+2系列核種の天然バリア出口での移行フラックスは、燃料デブリ特性や人工バリアの不確実性を考慮しても、天然バリアの性能が確保されればHLWと同程度に収まり、また、他の系列及びFP核種の移行フラックスはHLWを下回ることがわかった。一方、燃料デブリ特有の$$^{14}$$C, $$^{129}$$Iについては、燃料デブリからの瞬時放出割合の感度が高く、これら核種の放出時の物理化学特性の把握が重要であることを示した。

報告書

感度解析による地層処分安全評価生物圏モデルのパラメータの不確実性に関する検討

加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正

JNC-TN8400 2001-014, 212 Pages, 2001/03

JNC-TN8400-2001-014.pdf:8.21MB

地層処分安全評価の生物圏モデルに適用されるレファレンスバイオスフィアの考え方は、生物圏を、地層処分の安全性を判断するうえで線量などの適切な指標に変換するための道具としてとらえるものであり、予測が困難な将来の人間の環境や生活様式の想定に伴う不確実性に対して有効となる。一方、モデルで用いるパラメータには、分配係数の測定などデータ取得に伴う不確実性、統計値などに含まれるデータ加工に伴う不確実性、さらに蓄積された多くのデータで構成されるデータ範囲の中からデータを選択する際の判断に伴う不確実性などが存在し、結果としてモデル特性の不確実性として内在することになる。これらの不確実性については、感度解析を行うことによってモデル全体に与える影響を定量的に把握することが可能である。本検討では、一例として地形が平野にあり地下水が降水系の場合で河川に放射性核種が流入することを想定した生物圏モデルを取り上げ、各パラメータの取りうる範囲に基づく感度解析を行い、モデル全体に与える影響を定量的に求めることによって、各パラメータの重要度を把握することを試みた。

報告書

ニューラルネットワークを用いた原子炉異常監視技術の研究

鍋島 邦彦

JAERI 1342, 119 Pages, 2001/03

JAERI-1342.pdf:7.52MB

本研究は、ニューラルネットワークに過去の正常な運転データを学習させることによって原子炉のモデル化を行い、原子力プラントの異常診断に利用する手法について検討したものである。もし、異常な運転パターンがネットワークに入力された場合には、各プラント変数のネットワーク推定値は測定値と大きく異なってくるはずである。したがって、その偏差を監視することにより、原子力プラント内の微少な異常兆候を検知することが可能になる。まず、さまざまな異常事象を容易に模擬できるPWRプラントシミュレータを利用して、フィードフォワードニューラルネットワークとリカレントニューラルネットワークの異常検知性能の評価を行った。適応学習法を取り入れたフィードフォワードニューラルネットワーク及びフィードバック結合を持つリカレントニューラルネットワークは、プラント動特性や緩やかな状態の変化にモデルを追従させることが可能で、しかも定常運転時だけでなく過渡運転時に発生した異常事象についても、従来の監視システムよりもはるかに早い段階で検知できた。次に、フィードフォワードニューラルネットワークによる異常監視システムを、実際の原子力発電所(PWR)に適用した結果を示した。1年間にわたるオフライン及びオンライン監視の結果、ニューラルネットワークが従来の監視システムや運転員が気づかないようないくつかの微小な異常事象を検知できた。さらに、ニューラルネットワークを用いた感度解析を行い、ニューラルネットワークが適切にプラントをモデル化できていることが証明された。最後に、ニューラルネットワークによる異常検知手法にエキスパートシステムを組み合わせた、高温ガス炉用ハイブリッド監視システムの開発について述べた。リカレントネットワークを採用することにより、比較的ゆっくりした動特性をもつ高温ガスのモデル化が可能になることがシミュレーション結果から明らかになった。

論文

放射性ヨウ素吸入時の甲状腺被曝線量と安定ヨウ素剤投与効果の感度解析

松永 武; 小林 健介

保健物理, 36(1), p.31 - 44, 2001/03

安定ヨウ素剤の投与は原子力施設の緊急時における初期防護対策の1つである。安定ヨウ素剤を投与した場合の甲状腺の内部被曝線量には、放射性ヨウ素の物理化学的性状に加えて、身体的因子が密接に関連すると考えられる。そこで、安定ヨウ素剤の日本人における投与効果を検討するために、日本の身体的因子を考慮したパラメータ感度解析を実施して次の点を明らかにした。その結果、放射性ヨウ素エアロゾルの呼吸器系ほの沈着割合に関しては、日本人パラメータとICRP新呼吸器系モデルの欧米標準人パラメータによる相異よりも放射性ヨウ素エアロゾル粒径への依存性が大きいことがわかった。甲状腺被曝線量回避率に関しては、血液中のヨウ素が甲状腺へ移行する速度を規定するパラメータの感度が高いことがわかった。以上の感度解析により、安定ヨウ素剤投与効果の変動範囲に影響の大きなパラメータを同定した。

論文

Sensitivity analysis on the effectiveness of iodine prophylaxis to reduce thyroid gland exposure in nuclear emergency

松永 武; 小林 健介

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/05

安定ヨウ素剤の投与は、原子力施設の緊急時における甲状腺被曝の低減のための初期防護対策の1つである。安定ヨウ素剤を投与した条件下での放射性ヨウ素の吸入による甲状腺の内部被ばく線量に関係する種々のパラメータの感度解析を行った。日本人は、欧米人に比較して海草を多食することにより日常のヨウ素摂取が欧米人よりも多い。そこで、欧米人とは異なり得る日本人に対する安定ヨウ素剤の投与効果の大きさとその変動範囲の推定をICRPのヨウ素の代謝モデルと同等のモデルに基づいて行った。解析に用いた日本人における代謝パラメータは、1930年代以降の国内文献の広範な調査に基づいて推定した。解析の結果、日本人・欧米人の相違により生ずる、呼吸器系において放射性ヨウ素が捉えられる割合の差は数%以内と小さなことが明らかとなった。甲状腺被ばく回避率に関しては、血液内のヨウ素が甲状腺へ移行する速度を規定する代謝パラメータの感度が高いことがわかり、今後、この移行過程をさらに日本人について検討すべきことが明らかとなった。また、日本人の場合には回避率の大きいは欧米人に比較してやや小さなことが推定されるが、放射線ヨウ素の吸入による線量換算係数が日本人では欧米人に比較して小さいと考えられるために、甲状腺への放射線影響は日本人・欧米人であまり大きな差は生じないことが示唆される。

報告書

核設計基本データベースの整備(XII) - FCAX-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価 ‐

横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*

JNC-TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。

報告書

核種移行解析コードMATRICSによる解析の信頼性の検証

白川 敏彦*; 井尻 裕二*; 長坂 和佳*; 松本 昌昭*

JNC-TN8400 2000-021, 66 Pages, 2000/04

JNC-TN8400-2000-021.pdf:1.74MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分研究における、第2次取りまとめの核種移行解析において使用した核種移行解析コードMATRICSの信頼性を検討した。検討方法としてMATRICSおよび解析解により核種移行パラメータについての感度解析を行い、各々の計算結果を比較した。また、MATRICSで使用している逆ラプラス変換法であるTalbot法とCrump法、細野法に関して核種移行パラメータについての感度解析を行い、各々の逆ラプラス変換法による結果を比較した。検討の結果、以下の事項が判明した。・マトリクス拡散距離無限の場合におけるMATRICSによる解析結果と解析解との比較の結果、Pe数が1.0$$sim$$100のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約0.4%であり、透水量係数が1.0$$times$$10-10$$sim$$1.0$$times$$10-5(m2/s)のとき、MATRICSによる解析結果との誤差は、最大で約5.5%であった。・マトリクス拡散距離有限(0.03$$sim$$1.0(m))の場合におけるMATRICSによる解析結果と解析解との比較の結果、Pe数が1.0$$sim$$100のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約0.7%であり、透水量係数が1.0$$times$$10-10$$sim$$1.0$$times$$10-5(m2/s)のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約2.4%であった。・逆ラプラス変換法であるTalbot法を他の逆ラプラス変換法による結果と比較した結果、Talbot法は、Pe数が5.0$$times$$10-1$$sim$$2.0$$times$$103、透水量係数が1.0$$times$$10-7(m2/s)以下の場合は、計算結果は、Crump法、細野法と同様の結果となった。以上のことから、第2次とりまとめにおけるPe数及び透水量係数の範囲においては、MATRICSによる解析結果は信頼できるものであると結論づけられる。

論文

核設計基本データベースの整備,12; FCA-X-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価,共同研究最終報告書

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。

報告書

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC-TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・$$eta$$値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の$$eta$$値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

報告書

核設計基本データベースの整備(XI) ‐ 高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析 -

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC-TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

報告書

屈折法弾性波探査におけるインバージョン解析と統計的速度区分

八野 祐二*; 中司 龍明*

JNC-TJ7440 2000-004, 52 Pages, 2000/03

JNC-TJ7440-2000-004.pdf:12.62MB

本報告書は、月吉断層規模の地質構造について、通常の屈折法で用いられる萩原の方法で解析した場合と、インバージョン技術で解析した場合とで、解析精度の違いの有無を確認し、断層調査への適用性を把握するために、既存データによる再解析を実施したものである。屈折法弾性波探査の速度走時を、統計的および定量的に整理して、従来法での速度層区分の品質保証資料の作成を試み、合わせてインバージョン技術を応用した解析と品質面での比較を行った。また、月吉断層の物理的性質をパラメータとした感度解析結果から、断層の検出を目的とした場合の適切な調査計画について整理した。結果として、萩原の方法とインバージョン法とでは、観測走時と理論走時との全体的な誤差はそれほど変わらないが、インバージョン法は断層の幅や傾き等の詳細な地質構造を把握できる可能性があるという結果が得られた。最後に、インバージョン法の中で今回用いた手法では、その連続体を仮定した解析原理から、急激な速度境界面の解析には不向きで、物理探査における屈折法探査としては、萩原の方法と併用して行く必要があると考えられる。また、地質技術者が屈折法の解析断面図を地質構造解釈する場合に、今までの萩原の方法で3$$sim$$4層程度に解釈された図に対しては慣れているが、今回のインバージョン法で得られる多層速度構造に対しては、地質パターンと速度構造とを対応付けるため、経験を積み重ねる必要があると考えられる。

報告書

レーザーブレークダウン分光法によるナトリウムエアロゾル検出感度評価試験

林田 均; 荒 邦章

JNC-TN9400 2000-020, 54 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-2000-020.pdf:2.36MB

レーザ誘起ブレークダウン分光法によるレーザNa漏洩検出システム(Laser Sodium Leak Detector:以降LDDと略す。)は,レーザ光によりナトリウムエアロゾルをプラズマ化し,それにより発生する蛍光中からナトリウム特有の光スペクトルを検出するもので,ナトリウムを選択的に検出するために,ナトリウム微少漏洩を早期に信頼性高く検出できる可能性がある。本報告では,LLDのナトリウム微少漏洩検出への適用性を検討するために,LLDの原理的な動作確認と基本的な性能把握を目的に,ナトリウムエアロゾルを用いて各種条件で検出特性を試験した結果についてまとめた。その結果,以下のような知見を得た。1)LLDにより,原理通りにナトリウム特有の光スペクトルを検出できることが確認できた。2)ナトリウム濃度とLLD蛍光強度の関係は,Na濃度10のマイナス11乗$$sim$$10のマイナス8乗g/cmの3乗の広い範囲で,ほぼ比例する。3)本試験範囲でLLD信号は,サンプリングガス流量,酸素濃度,水分濃度などの影響をほとんど受けない。LLDはナトリウム濃度にのみ大きな反応を示すので,極微少な漏洩においても高SN比の信号が得られ,信頼性の高い検出が可能である。これらから,LLDは,ナトリウム微少漏洩を,早期に信頼性高く検出する手法として適用できる可能性が明らかになった。

報告書

多孔質岩盤を対象とした天然バリア中の核種移行解析

井尻 裕二; 澤田 淳; 坂本 和彦*; 亘 真吾; K.E.Web*; 中島 研吾*; 野邊 潤*

JNC-TN8400 99-092, 91 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-092.pdf:6.62MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における天然バリアの性能評価においては、我が国の岩盤を亀裂中の流れが支配的な亀裂性岩盤と岩石基質内の流れが支配的な多孔質岩盤に分類し、それぞれに対して亀裂ネットワークモデルを用いた核種移行評価手法と不均質連続体モデルを用いた核種移行評価手法を開発した。本書は、後者の多孔質岩盤モデルによる核種移行評価手法とその評価結果について報告するものである。多孔質岩盤モデルに関しては、東濃鉱山の新第三紀堆積岩で測定されたデータに基づいて不均質連続体モデルを構築し、核種移行解析を実施した結果、Se-79やCs-135が支配的な核種となることがわかった。多孔質岩盤モデルに対するパラメータの感度を評価するために1次元均質モデルを用いて感度解析を実施した結果、有効間隙率が解析結果に及ぼす影響は小さいのに対し、透水係数が結果に及ぼす影響は大きいことがわかった。また、岩種では泥質岩・凝灰質岩よりも砂質岩の方が、地下水では降水系地下水よりも海水系地下水の方が分配係数が小さく核種移行率が大きくなることがわかった。さらに、亀裂だけでなく岩石基質中の流れも有意な亀裂性岩盤と多孔質岩盤の特性を併せ持つ一部の新第三紀堆積岩に対して亀裂性岩盤モデルと多孔質岩盤モデルの重ね合わせにより評価を実施した結果、多孔質岩盤モデルよりも亀裂性岩盤モデルの方が保守的に評価されることがわかった。本書で得られた結果は、東濃鉱山の深度数10mから200m以浅のボーリング孔で得られたデータに基づいた結果であるため、実際の処分深度500mでは岩盤の透水性はさらに低くなり、核種移行率もさらに低減されると考えられる。

報告書

人工バリアからの核種移行率に対するオーバーパックの腐食膨張と緩衝材の流出に関する感度解析

吉田 隆史; 石原 義尚; 石黒 勝彦; 仲島 邦彦*; 大井 貴夫

JNC-TN8400 99-087, 41 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-087.pdf:2.78MB

地層処分システムの性能評価において、人工バリア中の核種移行に影響を及ぼす現象として、オーバーパックの腐食膨張および緩衝材の流出が挙げられている。このため、この二つの現象によって影響を受ける緩衝材パラメータ(緩衝材厚さ、空隙率、拡散係数)を変化させて人工バリア中核種移行の感度解析を行い、人工バリアから周辺岩盤への核種移行率の変動について調べた。オーバーパックの腐食膨張と緩衝材の流出を考慮し、緩衝材厚さ、空隙率、拡散係数を変化させて解析を行った結果から、この二つの現象は半減期が1万年未満の核種の移行率に対して大きな影響を及ぼすことが分かり、オーバーパックの腐食膨張はこれらの核種の最大移行率を減少させ、緩衝材の流出は逆に最大移行率を増加させることが示された。しかしながら、半減期が10万年を超える核種(例えば、Cs-135やNp-237など)の移行率については、オーバーパックの腐食膨張および緩衝材の流出による緩衝材パラメータの変化が最大移行率に及ぼす影響はほとんどないことが示された。

報告書

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:3.14MB

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30$$sim$$40%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$$nu$$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、30$$sim$$200%まで見られた。

報告書

地層処分システム性能評価のための概括的感度解析手法の高度化(II)(要約版)

小山田 潔*; 池田 孝夫*

PNC-TJ1281 98-006, 63 Pages, 1998/02

PNC-TJ1281-98-006.pdf:2.08MB

探索型システム性能評価の雛型となる手法としては、環境シミュレーション法が挙げられる。この手法の重要な特徴の一つは、入力パラメータの値を統計的に変動させることにより、対象とするシステムの将来挙動の「あり得べき」姿を定量的かつ統計的に多数作り出すことが可能であるという点である。しかし、これまでの環境シミュレーション法では特定の数学モデルが用いられていたために、この方法で網羅できる挙動の範囲には自ずと限界があり、この点が大きな問題点として認識されている。そこで、探索型システム性能評価では、この問題点を克服するために、シャドウモデルという極めて汎用性及び柔軟性に富んだツールを用いることにより未だ専門家によって完全には否定されていない領域を含んだ全てのパラメータ/モデル空間を概括的に調べることとする。昨1996年度には、以上の思想に則り、人工バリア中核種移行シャドウモデルの開発を行った。このモデルの核種移行モデルとしての特徴は、種々の現象や特徴を表現することが可能な柔軟かつ汎用的な定式化にある。人工バリア中核種移行シャドウモデルを用いて多数の統計的な計算が行われ、この結果として人工バリアシステム中の幅広い核種移行挙動が具現化された。また、これらの結果に対する主成分分析と感度分析は、リファレンスケース近傍での感度構造についての既存の知識をより客観的かつ定量的な方法で再構築することに成功した。さらに、核種放出率の特に高い部分集合についての統計的な分析により、リファレンスケースよりも有意に高い核種放出率に至るようなクリティカルな核種挙動の組み合わせを同定することができた。この結果は、今後のシナリオ解析や評価ケースの設定に於いて、これらのクリティカルな核種挙動の組み合わせが具体的にどの様な現象群によって如何にして引き起こされ得るものであり、その生起はどの程度確からしいものであるのかを詳しく調べていくことの重要性を示唆するものである。また、この様な過程を経ることにより、探索型システム性能評価が、将来の地層処分システムの振る舞いに関する各専門家の理解を導きあるいは支援する、という意味に於いて従来の性能評価手法を補完するものとして有効であることが明らかとなった。以上の成果を踏まえ、本年度の研究では以下の三つの課題に取り組むこととする。(1)人工バリア中核種移行シャドウモデル及びこれを用

報告書

地層処分システム性能評価のための概括的感度解析手法の高度化(II)

小山田 潔*; 池田 孝夫*

PNC-TJ1281 98-005, 400 Pages, 1998/02

PNC-TJ1281-98-005.pdf:10.68MB

探索型システム性能評価の雛型となる手法としては、環境シミュレーション法が挙げられる。この手法の重要な特徴の一つは、入力パラメータの値を統計的に変動させることにより、対象とするシステムの将来挙動の「あり得べき」姿を定量的かつ統計的に多数作り出すことが可能であるという点である。しかし、これまでの環境シミュレーション法では特定の数学モデルが用いられていたために、この方法で網羅できる挙動の範囲には自ずと限界があり、この点が大きな問題点として認識されている。そこで、探索型システム性能評価では、この問題点を克服するために、シャドウモデルという極めて汎用性及び柔軟性に富んだツールを用いることにより未だ専門家によって完全には否定されていない領域を含んだ全てのパラメータ/モデル空間を概括的に調べることとする。昨1996年度には、以上の思想に則り、人工バリア中核種移行シャドウモデルの開発を行った。このモデルの核種移行モデルとしての特徴は、種々の現象や特徴を表現することが可能な柔軟かつ汎用的な定式化にある。人工バリア中核種移行シャドウモデルを用いて多数の統計的な計算が行われ、この結果として人工バリアシステム中の幅広い核種移行挙動が具現化された。また、これらの結果に対する主成分分析と感度分析は、リファレンスケース近傍での感度構造についての既存の知識をより客観的かつ定量的な方法で再構築することに成功した。さらに、核種放出率の特に高い部分集合についての統計的な分析により、リファレンスケースよりも有意に高い核種放出率に至るようなクリティカルな核種挙動の組み合わせを同定することができた。この結果は、今後のシナリオ解析や評価ケースの設定に於いて、これらのクリティカルな核種挙動の組み合わせが具体的にどの様な現象群によって如何にして引き起こされ得るものであり、その生起はどの程度確からしいものであるのかを詳しく調べていくことの重要性を示唆するものである。また、この様な過程を経ることにより、探索型システム性能評価が、将来の地層処分システムの振る舞いに関する各専門家の理解を導きあるいは支援する、という意味に於いて従来の性能評価手法を補完するものとして有効であることが明らかとなった。以上の成果を踏まえ、本年度の研究では以下の三つの課題に取り組むこととする。(1)人工バリア中核種移行シャドウモデル及びこれを用

報告書

地層処分システム性能評価のための生物圏モデルの高度化(要約版)

池田 孝夫*; 吉田 英爾*

PNC-TJ1281 98-002, 123 Pages, 1998/02

PNC-TJ1281-98-002.pdf:5.58MB

生物圏は、地層処分された高レベル放射性廃棄物を起源とする放射性物質が種々のプロセスを経て移行し、最終的に人間に対して影響を及ぼす場である。従って、地層処分システムの安全性を評価するためには、生物圏における人間への影響を評価することが不可欠である。本研究においても昨年度までに生物圏評価に関する国際協力研究であるBIOMOVS計画及びBIOMASS計画で検討並びに整備された「代表的生物圏手法」等の調査を行い、それに基づいて種々の評価条件に適用可能な汎用的な生物圏評価モデル(コンパートメントモデル)の開発、生物圏データの収集そして計算コードの開発を行ってきた。本年度はこれまでの成果を踏まえ、高レベル放射性廃棄物処分に係る第2次取りまとめの円滑な実施に資することを目的として、段階的なアプローチを用いてこれまで明らかとなっている第2次取りまとめの前提条件に従い代表的生物圏を設定するとともに、モデルの開発及びデータ整備を行い生物圏内での放射性核種の移行/蓄積並びに人間への影響を解析し概括的評価を行った。さらに、各コンパートメントの重要度及びコンパートメント間の核種移行プロセスの重要度についての感度解析を行い、モデルの簡略化についての検討を実施した。なお、本年度の研究対象としては、前提条件に関わる不確実性を排除し、評価に保守性を確保する観点から深井戸を放出経路とする場合について検討した。

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