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第56回日本原子力学会賞受賞記念寄稿
遮蔽実験を活用した革新炉核設計の信頼性向上の研究について丸山 修平
炉物理の研究(インターネット), (78), 7 Pages, 2025/03
第56回日本原子力学会賞受賞した論文の解説記事である。本稿では、受賞論文の研究の背景/狙いや関連する今後の研究計画等について述べる。
大泉 昭人; 福島 昌宏; 郡司 智; McKenzie, G.*; Amundson, K.*
International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP) Handbook (2022/23 edition) (Internet) , 313 Pages, 2024/11
本稿は、加速器駆動システム(ADS)の設計精度向上を目的として2015-2019年にかけて実施された米国ロスアラモス研究所との共同実験シリーズの内の低濃縮ウラン(LEU)体系炉心について、国際臨界安全実験データ評価プロジェクト(ICSBEP)への登録用にまとめられた、ベンチマーク評価結果である。体系は、高濃縮ウラン(HEU)及び天然ウラン(NU)を交互に装荷することで、LEUを模擬している。また、加速器駆動システム(ADS)の冷却材の一部である鉛の核データを検証するために、HEU, NUと共に鉛を交互に装荷した高速中性子スペクトル場を有する炉心となっている。本評価において、実効増倍率に対する実験誤差はおおよそ100pcmであることが明らかとなり、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPと核データENDF/B-VIII.0及びJENDL-4.0を用いた解析結果との比較では、C/E-1値はそれぞれおおよそ-70pcm及び-145pcmとなった。
多田 健一
炉物理の研究(インターネット), (77), 6 Pages, 2024/06
2024年4月21日から24日に米国のサンフランシスコで開催された炉物理分野の国際会議Physor2024に参加した。本稿では、私が参加したマルチフィジクスプラットフォームKraken及びMOOSEに関するWorkshopと、聴講した「Data Methods, Code Validation」と「Multi-Physics Reactor Simulations and Validation」の概要と、個人的な感想について記載した。
田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。
沖田 将一朗
炉物理の研究(インターネット), (75), 3 Pages, 2023/03
本稿は、2022年5月15日
19日にかけて米国・ピッツバーグにて開催されたInternational Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR2022)の報告である。
横山 賢治; 石川 眞*
International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments (CD-ROM), p.ZPPR-LMFR-EXP-001, 002, 005, 006 - Appendix M, D, G, G, 2023/00
OECD/NEAの国際炉物理ベンチマークハンドブック(IRPhEP)には、JUPITER計画のNa冷却MOX燃料高速炉を模擬した9つのZPPR炉心(ZPPR-9, 10A, 10B, 10C, 13A, 17A, 18A, 18C, 19A)の実験データが炉物理ベンチマーク問題として登録されている。ZPPR炉心のas-builtモデル(幾何形状を忠実に模擬したモデル)を作成するには、ZPPRベンチマーク問題にEXCELファイルとして添付されているAMMモデル(All Master Model)とドロワマスターモデルを使う。通常はこれらのファイルの情報を使うことで完全なas-builtモデルを再現できるが、一つ例外があり、いくつかの炉心の「吸収材安全ロッド(Poison Safety Rod: PSR)」,「シムロッド(Shim Rod)」と呼ばれるナロードロワ(ドロワ:燃料を装荷するための引き出し)については完全には再現できない。これらのナロードロワには、緊急時炉停止や臨界調整のために吸収材を挿入するために片側半分に空隙が設けてある。このため、ナロードロワの方向を決めるためには、空隙がどちらにあるのかをAMMモデルやドロワマスターモデルで明示しなければならない。残念ながら、JUPITER-Iシリーズ炉心(ZPPR-9, 10A, 10B, 10C)では、このナロードロワの方向が区別されていなかった。このため、アルゴンヌ国立研究所(ANL)実験者が作成したオリジナルの実験炉心図や燃料装荷記録から、これらの4つの炉心のナロードロワの方向を調査した。これらの4つの炉心のas-builtモデルを作成できるようにするため、この調査結果に基づいてナロードロワの方向を、これらのベンチマーク問題の新しい付録としてEXCELファイルの形でまとめた。
山本 章夫*; 千葉 豪*; 桐村 一生*; 三木 陽介*; 横山 賢治
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.241 - 245, 2018/04
日本原子力学会炉物理部会の傘下に設置された「炉物理ロードマップ調査・検討」WGにおけるロードマップ策定の概要を紹介する。本ロードマップの特徴は、(1)次世代を担う若手の技術者・研究者を中心に議論・策定を進めたこと、(2)現状から類推して課題を設定するフォアキャストアプローチに加え、原子炉物理分野のビジョンとミッションを検討し、これらを達成するために解決すべき課題をバックキャストアプローチにより設定したこと、にある。本ロードマップの詳細は、報告書として炉物理部会のホームページより閲覧可能である。
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06
経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。
北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07
被引用回数：10 パーセンタイル：63.56(Nuclear Science & Technology)フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K
)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K
)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。KのC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、Kは等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2
C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。
多田 健一; 羽倉 尚人*
炉物理の研究(インターネット), (67), 105 Pages, 2015/03
2014年の日本原子力学会秋の大会において、「炉物理分野の人材育成の現状と今後の課題」という題目で、炉物理部会の企画セッションを実施した。その際に、チェルノブイリ発電所の事故などの前後で、各大学の原子力関係の学生及び炉物理分野の学生の就職動向がどのように変化したかを調査した。また、原子力を志望する学生の数を維持するためには、今の学生や若手研究者・技術者が、どのようなきっかけで原子力業界を志望するようになったのか、また進路選択においてどのような点を重視していたかを把握することが重要である。これらのことを調査するためには、学生や若手研究者・技術者の考えやニーズを直接アンケートで聞き取ることが必要と考え、炉物理部会に関わる学生や若手研究者・技術者を対象にアンケートを実施した。企画セッションにおいて、進路調査及びアンケート結果の概要について紹介したが、時間の関係上、全てを紹介することは困難であった。また、進路調査及びアンケート結果は、今後の人材育成の検討をする上で重要な参考資料になると考えた。本資料は、就職動向調査及びアンケート集計結果を再度詳細に考察し、まとめたものである。
須山 賢也
炉物理の研究(インターネット), (66), p.11 - 14, 2014/03
我が国独自の核データ処理コードの開発は、以前より重要問題として認識されていた。本稿では、現在原子力機構で実施している当該コードの開発の背景を解説する。
辻本 和文; 田澤 勇次郎; 大井川 宏之; 佐々 敏信; 高野 秀機
JAERI-Tech 2003-085, 158 Pages, 2003/11
JAERI-Tech-2003-085.pdf:7.79MB
加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換技術の炉物理に関する研究開発を目的とした「核変換物理実験施設」の安全性の検討を行った。まず、実験施設の設計に反映させるために、以前に作成した「核変換物理実験施設の安全設計方針」及び重要度分類を見直し、安全設計方針の各項目に対する適合のための設計方針を検討した。この結果に基づき、陽子ビーム導入にかかわる機器・系統及び安全上重要な機器・系統について具体的な設計方針と主要設備の検討を行った。また、安全上重要な機器・系統に関する設計方針の検討結果を反映して、以前に実施した安全評価の判断基準,主要な解析条件及び予備解析結果の再評価を行った。この際に、公衆被ばく評価事象については、ICRP1990年勧告を取り入れて改訂された安全評価指針類に基づく線量評価を行った。さらに、核変換物理実験施設における設計基準外事象として、再臨界事象に伴う炉心崩壊事故を最新の知見及び計算機コードを用いて解析した。解析の結果、再臨界事象時においても原子炉建家の閉じ込め性能は十分確保される見込みであることがわかった。
原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部会
JAERI-Conf 2000-018, 342 Pages, 2001/01
JAERI-Conf-2000-018.pdf:19.4MB
第一回「モンテカルロシミュレーション」研究会が、1998年9月10日と11日の両日、東京大手町の三菱総合研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所の原子力コード委員会が主催して調べたものである。口頭で、コード開発、並列計算、炉物理、燃焼、臨界、遮蔽、被曝、核融合炉、核融合プラズマ、放射能消滅処理、電磁カスケード、核燃料サイクル施設の21件の報告があった。本報文集は、これらの論文をまとめたものである。
井田 俊一*; 須山 賢也; 島津 洋一郎*; 杉野 和輝*; 松本 英樹*; 白木 貴子*
日本原子力学会誌, 42(9), p.903 - 906, 2000/09
ANS主催の標記国際学会が、米国ピッツバーク市のWestin William Penn Hotelにて開催された。本国際会議には、日本を含む28ヵ国から332名(内訳は、米国181,フランス24,韓国18,日本17,ドイツ13,イギリス10,カナダ9,スウェーデン9,ベルギー8,ロシア7ほか)が参加しており、57のセッションと4つのワークショップ(6会場,総発表論文数259)で構成された。会議内容については、2000年を迎えたPHYSORということで、技術的なディスカッションはもとより、次世紀に向けた展望や課題等についても多くの意見交換がなされていた。
石川 信行; 中塚 亨; 岩村 公道
JAERI-Conf 2000-010, 267 Pages, 2000/06
JAERI-Conf-2000-010.pdf:18.03MB
原研が将来型水冷却炉として研究を進めている低減速スペクトル炉について、所内外の研究者との情報交換を行うことを目的として、「第3回低減速スペクトル炉に関する研究会」を平成12年3月3日に開催した。本報告書は、その研究会における発表・討論の内容を取りまとめたものである。発表内容は以下のとおりである。(1)低減速スペクトル炉を巡る最近の情勢。(2)プルサーマル計画について。(3)実用化戦略調査研究について。(4)低減速スペクトル炉の設計研究の進展。(5)発電炉・燃料サイクルの長期シナリオと低減速スペクトル炉の導入効果。(6)熱流動実験・解析研究。(7)炉物理実験計画。最後に、低減速スペクトル炉の研究開発に関しての総合討論を行った。
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。
和田 浩明
JNC TN8400 2000-015, 37 Pages, 2000/03
本報告は、博士研究員として平成9年10月から平成12年3月までに行なった研究内容をまとめたものである。本報告は、大きく2つの内容に分かれている。すなわち、1つは、高エネルギー光による電磁遷移過程の遷移率の厳密解を求める研究である。2つめの研究は、 
Cs(n,
) 
Cs熱中性子吸収反応で Csのアイソマー(
Cs)が生成される確率の測定である。(1)最近の高エネルギービーム技術の発展により、高エネルギー光の研究に対する関心が高まっている。本研究では、高エネルギー光に対する電気的遷移(El遷移)厳密なものを使い、原子核の波動関数として調和振動子型波動関数を使った。(2)放射性核種 Csの熱中性子吸収断面積を高精度化するため、Cs(n,) Cs反応でCsが生成される確率を測定し、Cs生成の寄与を含む断面積を求めた。
CsとCsの両方の崩壊から放射される1436KeV線の時間変化から、CsとCsが熱中性子吸収反応で生成される割合を求めた。その結果、Csが生成される確率は0.75
0.18となった。この場合、Cs生成が熱中性子吸収断面積に与える寄与はこれまでの実験値を92%上方修正させ、熱中性子吸収断面積として
0=0.270.03bが得られた。
JRR-3管理課; 研究炉利用課
JAERI-Tech 2000-027, p.194 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-027.pdf:8.47MB
アルミナイド燃料炉心を配したJRR-3Mは、平成2年3月22日の初臨界から平成11年9月5日まで運転され、それまでの積算熱出力量は、688,719.9MWHに達した。JRR-3Mは、今回、年間の使用済燃料の発生を抑制するためシリサイド燃料炉心に変更した。JRR-3Mにおいては、原子炉の安全確保を主眼とする炉物理試験を中心としたJRR-3Mシリサイド燃料炉心特性試験を平成11年9月から平成11年11月の期間に行った。本報告は、これらの特性試験により、シリサイド燃料炉心となったJRR-3Mが、以前のアルミナイド燃料炉心と同程度の性能を有していることが確認され、今後燃料の効率的利用と原子炉の安定運転達成の見通しが得られた結果について報告する。なお、JRR-3Mシリサイド燃料炉心特性試験の一環として行われたシリサイド燃料炉心の初臨界は、平成11年9月17日14時38分に達成した。
岩村 公道
原子力eye, 46(1), p.19 - 23, 2000/00
日本原子力研究所では、エネルギーの長期的確保を図るため、ウラン資源の有効利用、高燃焼度・長期サイクル運転、及びプルトニウム多重リサイクル等の広範囲なニーズに柔軟に対応できる将来型軽水炉である低減速スペクトル炉の研究開発を進めている。低減速スペクトル炉は、中性子エネルギーを現行軽水炉より高くすることで転換比を増大させている。炉心設計においては、転換比の増大とともにボイド反応度係数を負とするため、燃料格子の稠密化、炉心の扁平化、ブランケットの活用、ストリーミング効果等のアイデアを組み合わせて、最適な炉心概念の創出を目指している。これまでBWRとして、高転換比炉心、長期サイクル型炉心、ブランケット無し単純炉心を、PWRとして、プルトニウム多重リサイクル型炉心の概念を創出した。本炉を実現するためには、今後炉物理研究、熱流動研究、実証試験計画等の検討を進める必要がある。
Dietze, K.
JNC TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11
核燃料サイクル開発機構の炉心核特性解析手法JENDL-3.2/SLAROM/CITATION/JOINT/PERKYを用いて、ルッセンドルフ研究所の高速・熱中性子炉心RRR/SEGで行われた積分実験の解析を行った。このルッセンドルフの実験の一部として、中性子束及び随伴中性子スペクトルの異なる5つの体系において、純粋な核分裂生成物及び構造材についてのサンプル反応度の測定が行われた。この実験では、中性子捕獲や散乱の効果に対して大きな感度を持つような随伴中性子スペクトルとなるよう設計がなされている。今回の解析で得られた中性子スペクトル及び随伴中性子スペクトルは、以前に欧州解析手法JEF2.2/ECCO/ERANOSにより解析された結果と良く一致した。また、炉中心のサンプル反応度のC/E値についても検討している。両解析手法による結果には差が見られ、これらの差は、核データライブラリ、計算コード、自己遮蔽効果の取扱方法の違いにより生じたものである。誤差範囲を超えて違いの見られる結果についての議論も行っている。
