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荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。
郡司 智; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也
Annals of Nuclear Energy, 209, p.110783_1 - 110783_7, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)燃料デブリの組成や性状は不確実であるため、臨界安全性評価に使用される計算コードや核データを検証するには臨界実験が必要である。このため、原子力機構は、臨界集合体STACYの改造を行っている。STACY更新炉の初臨界は2024年春に予定されている。本稿では、STACY更新炉の初臨界時の基本炉心構成仕様の特性について事前解析の結果を報告する。初臨界時には中性子減速条件の異なる2種類の格子板(格子間隔は1.50cmと1.27cm)を用意される。一方で、利用可能なUO
燃料棒の数には制限がある。これらの実験的制約を満たす最初の臨界のための炉心構成は、計算解析によって設計された。最適減速条件に近い1.50cmピッチの格子板を備えた円柱形の炉心構成では、臨界に達するには253本の燃料棒が必要となる。1.27cmピッチの格子板については、ピッチを2倍にして2.54cmピッチの炉心構成を検討した。この場合、臨界に達するには213本の燃料棒が必要となる。さらに、燃料デブリの様態をシミュレートするために、鉄またはコンクリート模擬棒を使用した実験炉心構成についても検討した。本稿では、これらの炉心構成と炉心特性の解析結果を示す。
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。
植木 太郎
Progress in Nuclear Energy, 173, p.105236_1 - 105236_10, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本論文は、不完全乱雑化ワイエルシュトラス関数(IRWF)によってモデル化された燃料デブリの乱雑化レプリカに対して、中性子実効増倍率(keff)計算の極値評価を効率化したことを報告する。対象とした効率化手法は、有界増幅(BA)として特徴づけられるものである。数値計算結果により、BAのIRWFへの適用が、必要とされる乱雑化レプリカ数を、少なくとも1桁減少させることが分かった。この効率性向上検証のため、BAを適用せずに計算されたkeffのデータセットに一般化極値(GEV)統計を適用し、極値分布がワイブル分布に従うことを明らかにした。GEV理論はワイブル分布の上限値の存在を保証しており、実際に計算された上限は、BAが適用されて乱雑化レプリカ数を1桁以上減らした場合に得られる上位2つのkeff値よりも小さいことが判明した。これは、BAによる効率性向上がGEV解析によって確認されたことを意味する。
郡司 智
炉物理の研究(インターネット), (77), 11 Pages, 2024/06
炉物理国際会議PHYSOR2024に参加し、会議の概要や感想等をまとめた。STACY更新炉におけるコンクリート模擬体を用いた実験に関する自発表の内容、質疑についてもあわせて示す。(本原稿は日本原子力学会炉物理部会編集小委員会からの執筆依頼に基づくものである)
渡邉 友章; 植木 太郎; 須山 賢也
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/04
原子力機構が開発中のモンテカルロソルバーSolomonは、燃料デブリの臨界性評価を目的とした複数の物質の乱雑体系における臨界性の計算が可能である。本研究では、Solomonを用いて燃料乱雑体系の臨界量計算を実施することにより、燃料デブリの臨界量計算へのSolomonの適用性を検討した。臨界量計算では、燃焼度の異なる燃料と水が乱雑に分布するような燃料乱雑体系に対してSolomonの不完全確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数(IRWF)モデルあるいはボクセル形状によりモデル化された。また、単純な均質系及び不均質系の臨界量計算を行い、燃料乱雑体系の臨界量と比較した。その結果、燃料の乱雑化によって臨界量が大きく変化することが分かった。得られた臨界量は正規分布に近い分布をしており、臨界量の不確かさをSolomonにより得られた標準偏差により推定できる見通しが得られた。また、燃料の乱雑さによる不確かさを考慮した場合、Solomonによって得られた臨界量は単純な非均質体系のものよりも小さくなるケースが見いだされた。この結果から、Solomonが燃料デブリの臨界安全評価において妥当な安全裕度の推定などに有用である可能性が示された。
郡司 智; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), p.227 - 236, 2024/04
東京電力福島第一原子力発電所事故では大量の燃料デブリが発生したと考えられている。特に、溶融炉心-コンクリート相互作用(MCCI)の生成物であるコンクリート成分を含む燃料デブリの臨界特性はこれまで十分に調査されていない。本研究では、コンクリートを含む模擬燃料デブリ試料を用いた臨界集合体での臨界実験を計画するため、コンクリート成分におけるSi断面およびCa断面の実効増倍率に対する感度を、試作試料の元素分析に基づき計算解析を用いて評価した。これらの感度計算は、試料の装荷方法および組成ごとに実施・評価された。我々は、
Ca捕捉反応の感度のエネルギープロファイルに注目し、試料組成や中性子減速条件によって感度エネルギープロファイルの形状が変化することを確認した。異なる実験ケースで得られた感度の傾向を明らかにすることで、各実験法の特徴を知見として得た。試料中のコンクリートの量を増やし、実験炉心構成における中性子減速条件を変更した場合にも、同様に感度エネルギープロファイルの形状に変化が生じることがわかった。この結果は、核分裂性物質を含まないコンクリート試料を用いた実施可能な臨界実験により、MCCI製品の核的特性を再現できる可能性を示す。
柴田 基樹*; 中西 洋平*; 阿部 淳*; 有馬 寛*; 岩瀬 裕希*; 柴山 充弘*; 元川 竜平; 熊田 高之; 高田 慎一; 山本 勝宏*; et al.
Polymer Journal, 55(11), p.1165 - 1170, 2023/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.24(Polymer Science)Marine ecosystem degradation due to micro plastics is a significant environmental problem, as acknowledged by Sustainable Development Goal 14. Decomposition of plastics using near critical or supercritical water is one of the promising methods to reduce micro plastics. To attain the optimization of the method for improving environmental friendliness, it is necessary to clarify the structural change of materials during the process. We, thus, investigated the decomposition processes of polystyrene particles dispersed in deuterated water (DO) during heating under near critical or supercritical conditions by using in situ small-angle neutron scattering. Under subcritical conditions, the PS particles were swollen by DO due to increased compatibility with temperature. Near the critical point in subcritical conditions, the cleavage of PS chains in the particles occurred, so that the swollen ratio was much enhanced though the PS particles kept their shapes. In a supercritical condition, the PS particles were degraded into oil including oligomers or monomers and the phase-separated structures with styrene-rich and DO-rich regions.
福田 航大; 山根 祐一
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
1970年英国Windscale Worksにて発生した臨界事故を対象に、過去の検討で報告されている"エマルジョン生成"や"水溶液流入による反応度増加"の傾向を、溶液の流動を詳細に考慮したうえで確認することを目的としたマルチフィジックス解析を行った。CFD計算ツールボックスOpenFOAMの混相流ソルバを用いて得られた物質配置の経時変化を使用して連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMVP3.0により反応度の経時変化を求めた。解析を行うために、OpenFOAMとMVP3.0間のデータ移動・変換を行うインターフェイスプログラムの開発も行った。実際に事故が発生したとされている移送容器を模擬した体系において、核分裂による発熱を考慮せず、溶液の流動並びに流動に起因する反応度変化を計算した結果、"エマルジョン生成"や"水溶液流入による反応度増加"の傾向を確認することができた。また、解析体系の解像度が結果に与える影響についても考察を行った。
郡司 智; 荒木 祥平; 渡邉 友章; Fernex, F.*; Leclaire, N.*; Bardelay, A.*; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、臨界安全分野において長年のパートナーシップを築いている。今回の共同研究でIRSNとJAEAは、JAEAが更新する新しい臨界実験装置STACYを用いた共同実験を計画している。STACY実験の計画で両機関が使用するコード(MVP3, MORET6など)や核データ(JENDL, JEFF)を比較するため、両機関がかつて所有していた臨界集合体であるApparatus BとTCAのICSBEPハンドブックからのベンチマーク、新しいSTACYの計算モデルについて計算結果の比較が実施された。新STACYの計算モデルを含め、数種類の中性子減速条件と臨界水高さを含む計算を行い、その計算結果には、核データライブラリの処理や形式に起因すると思われるわずかな系統的な差異があった。しかし、新しいコードと新しい核データを含む計算結果は、概して実験値とよく一致することがわかった。したがって、双方の有する計算ツールを新STACYの実験設計に利用することに問題はない。加えて、JENDL-5に含まれる新しいTSLデータが実効増倍率に与える影響についても計算解析で調査した。これらの計算結果に対する実験的検証は、両研究機関共同による新STACYの臨界実験によって行われる予定である。
郡司 智; 吉川 智輝; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10
燃料デブリの組成や特性は不確かであるため、安全評価に用いる計算コードや核データの妥当性を検証するための臨界実験が必要である。このため、原子力機構は「STACY」と呼ばれる臨界実験装置の更新改造を進めてきた。新STACYの初臨界は、2024年春に予定されている。本論文では、新STACYの初臨界時の炉心構成について検討した結果を報告する。初臨界時には、中性子減速条件の異なる2組の格子板(間隔は1.50cmと1.27cm)が用意される。しかし、使用可能なUO燃料棒の本数には400本までの制限がある。また、初臨界の臨界水高さを95cm程度に設定したい。これは、アルミニウム合金製の中間格子板(高さ約98cm)の有する反応度影響を回避するためである。この条件を満たす初臨界の炉心配置を計算機解析で構築した。最適な減速条件に近い1.50cmの格子板を用いた正方形の炉心構成では、臨界に達するまでに261本の燃料棒が必要である。1.27cmの格子板については、1.80cm間隔で市松模様に燃料棒を配置した2つの炉心配置を検討した。一つは1.27cmと1.80cmの2つの領域を持つ炉心配置で、もう一つは1.80cmのみの炉心配置である。臨界に必要な燃料棒は、それぞれ341本と201本である。本論文では、これら3つの炉心構成とその計算モデルについて示す。
郡司 智; 荒木 祥平; 新垣 優; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
原子力機構は、東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリの臨界特性の解析結果を検証するために、STACYと呼ばれる臨界集合体を溶液体系から軽水減速非均質体系に更新している。燃料デブリの組成や特性を実験的に模擬するために、特定の中性子減速条件を作る格子板や、棒状のコンクリートやステンレス鋼材を複数用意する予定である。これらの装置や材料を用いて、燃料デブリの臨界特性を評価する実験が予定されている。この一連のSTACY実験では、燃料デブリを模擬した試料の反応度測定、コンクリートやステンレス鋼などの構造材を含む炉心構成の臨界量測定、それらの配置が不均一になった場合の臨界量変化などが含まれている。さらに、燃料デブリの落下を静的に模擬した2つの分割炉心実験と、部分的に異なる中性子減速条件での未臨界測定実験などを予定している。これらの実験計画は、いくつかの実験的制約を考慮して検討された。本論文では、これらの実験のスケジュール、最適化された炉心構成の計算結果、及び各実験で期待される結果について示す。
植木 太郎
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
モンテカルロ法ソルバーSolomonは、C++14標準で記述されたオブジェクト指向の中性子輸送計算コードである。Solomonは、通常の臨界安全解析機能と乱雑化媒質の臨界性評価機能で構成されており、後者に関して、不完全確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数(IRWF)による乱雑化媒質のクラスが装備されている。このため、乱雑化媒質の臨界性揺らぎを、多数のIRWFレプリカを生成して、レプリカ毎に臨界計算を実施することにより評価できる。一方で、必要とされるIRWFレプリカ数を事前に知ることは不可能である。この問題への対処のため、Solomonに、乱雑化増幅機能を装備した。具体的には、オン-オフ型への有界増幅をIRWFレプリカに適用することにより、中性子実効増倍率の上限値推定に関して、レプリカ生成数の95%以上の削減が可能となる。また、Solomonには、ボクセル重ね合わせ機能も装備されている。この機能の有望な応用として、ステンレス鋼(SUS304)中の鉄同位体による共鳴吸収反応の評価例を示す。
奥野 浩; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10
1999年9月30日、茨城県にあるJCOの核燃料加工工場で住民の避難につながる臨界事故が発生した。本稿では、この事故の概要、技術的課題、背景、およびその後の状況について紹介する。この事故の検証は前回東海村で開催されたICNC2003の重要なテーマの1つであった。今般ICNCが日本で開催される節目にこの事故を再確認し、原子力災害から人と環境を守るために対応と備えを強化すべきであるという考えを共有したい。この事故はJCOの工場でU
O
から中濃縮(
U濃縮度18.8重量%)硝酸ウラニル溶液を調製するため、十分な厚さの水反射板を持つ無限円筒の臨界直径(約23cm)を超える直径45cmの沈殿槽を使用した非公式かつ通常とは異なる工程で発生した。このタンクは厚さ2.2cmの水ジャケットで囲まれており、それは工場の横にある冷却塔に接続されていた。この水ジャケットが中性子反射板の役割を行うだけでなく溶液の蒸発を防いだために、その後約20時間臨界が継続した。JCOでは臨界事故を想定しておらず事故後の対応は混乱した。事故当時、日本原子力研究開発機構の前身である原研とサイクル機構は、臨界を止めて住民の被ばくを減らすために行動した。事故後、東海村の村役場では原研と放射線医学総合研究所が電話相談に対応した。サイクル機構は茨城県庁で同様のことを実施して住民にアドバイスを行った。本発表ではスライドルールの適用、臨界事故発生の見極め、緊急時の対応などの問題を含めて発表する。
須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大; 山根 祐一; 井澤 一彦; 長家 康展; 菊地 丈夫; et al.
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10
2011年の福島第一原子力発電所の事故により発生した燃料デブリの臨界安全性評価において採用される手法の妥当性を臨界実験で得られたデータに基づいて検証するため、NRAからの委託により原子力機構は2014年から関連研究開発プロジェクトを実施している。このプロジェクトにおいては、i)燃料デブリの臨界特性の網羅的計算とデータベース化(燃料デブリ臨界マップの開発)、ii)新しい連続エネルギーモンテカルロコードの開発、iii)臨界事故の評価、iv)臨界安全性評価手法の検証実験のための臨界集合体STACYの改良などが行われている。前回のICNC2019以降、本プロジェクトは2024年5月に正式運転を開始するSTACYの改造やパワースペクトルに準拠した空間ランダム分布を持つ物質の臨界計算に適したモンテカルロコード「Solomon」の開発で大きな進展があった。本発表では、この研究開発プロジェクトの全体像と各技術トピックの状況について紹介する。
荒木 祥平; 郡司 智; 新垣 優; 吉川 智輝; 村上 貴彦; 小林 冬実; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10
福島第一原子力発電所で発生した燃料デブリの臨界管理に資するため、STACY更新炉においてデブリ模擬炉心の検討を進めている。燃料輸送の問題から実験に利用可能な燃料棒本数に制限がある中で、低減速条件の炉心を構成するため、テスト領域とドライバ領域からなる2領域炉心を検討した。中性子スペクトル及びコンクリート模擬体を装荷した際の感度をMCNPとENDF/B-VIIを用いて計算した。テスト領域が17
17の炉心は1313サイズの領域において低減速条件のスペクトルをRMSPEが5%以下で模擬できることを明らかにした。
荒木 祥平; 郡司 智; 新垣 優; 村上 貴彦; 吉川 智輝; 長谷川 健太; 多田 裕太; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 4th Reactor Physics Asia Conference (RPHA2023) (Internet), 4 Pages, 2023/10
STACY更新炉における熱出力校正試験に向けて、放射化箔を用いた積算出力の評価方法の妥当性を検証するため、溶液系STACYで測定された放射化実験データを用いて、積算出力を評価した。放射化法による評価結果と溶液系STACYにおいて出力評価に用いられていた核分裂生成物の測定による評価結果とを比較し両者がよく一致することを確認した。
variations by nonuniform core configurations郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也
Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2017 - 2029, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリには、非均質な組成だけでなく、不均一な組成も予想される。同様に原子炉容器内に残っている損傷した燃料集合体も一部の燃料棒が欠損しているため組成が不均一になっている。これらの不均一性は中性子増倍率の変化を引き起こす可能性がある。このような不均一性が中性子増倍率に及ぼす影響を計算により明らかにして、臨界管理に用いる計算の実験的検証の可能性を検討する。本研究では、日本原子力研究開発機構の新臨界集合体STACYにおいて、ウラン酸化物燃料棒,コンクリート棒,ステンレス鋼棒を不均一に配置した複数の炉心構成の臨界効果を調べ、ベンチマーク化の可能性を確認した。これらの配置の違いによって、中性子増倍率は1$以上変化し、局所的な中性子減速条件の変化と特定の部材のクラスター化がこの効果をもたらすことを確認した。さらに不均一配置のベンチマーク実験炉心の実現可能性も評価した。このような実験のベンチマークデータ化を実現できれば、計算コードの妥当性の検証、計算コードの検証、及び機械学習による臨界管理手法の開発に役立つと考えられる。
須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大
Proceedings of 20th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM22) (Internet), 5 Pages, 2023/06
1990年代以降計算機能力が向上して連続エネルギーモンテカルロコードが広く使用されるようになってから、どのような複雑な体系であっても必要なときに高精度な臨界計算が可能となり、臨界安全評価におけるハンドブック類の存在意義は大きく変化した。大量の計算をあらかじめ行ってデータを整理しておくことの価値は低下したため、1999年に第2版が公刊されて以降、過去四半世紀近く我が国では臨界安全ハンドブックの改訂は行われて来なかった。2011年に福島第一原子力発電所事故が発生した我が国では、複雑な構成元素を含む燃料デブリの輸送や貯蔵における臨界安全問題を取り扱う必要に迫られており、そのような複雑な物質の臨界安全管理のためのデータの整理が喫緊の課題となっている。また、燃焼度クレジットの分野では、事故の影響のために到達燃焼度の低い燃料集合体の輸送や貯蔵も課題となる。そして、連続エネルギーモンテカルロコードの入力となる核データは1990年代から数回改訂されてJENDL-5が2021年末から利用できるようになるなど、その取り入れも現場のニーズとして上がってきている。本報告では我が国における最新の臨界安全研究の概要と、輸送や貯蔵分野に適用することも可能な我が国における臨界安全ハンドブックの改訂計画について報告する。
柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
原子力規制委員会は2014年より日本原子力研究開発機構と共同して実際の燃料デブリを模擬した模擬燃料デブリの臨界性を判断するための実験に取り組んでいる。日本原子力研究開発機構は模擬燃料デブリの特性を解明することを目的とした燃料デブリを模擬した臨界実験を実施するためSTACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改造した。そこでは3種類のSTACY更新炉の炉心構成が提案されている。STACY更新炉での臨界実験では、提案した炉心構成が溶融炉心-コンクリート相互作用デブリを代表するものかどうかを判断することが重要である。本研究では、擬似燃料デブリと減速材の体積比(V
/V
)を考慮した擬似燃料デブリ・モデルを構築し、SCALE6.2の感度及び不確かさ解析手法の実装のためのツール-指標及びパラメータ(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation-Indices and Parameters: TSUNAMI-IP)を用いて、修正STACY炉心形状と疑似燃料デブリ・モデルの間の不確かさに基づく類似性値(C
)の算出を行った。その結果、我々が提案したSTACY更新炉の炉心に装荷される構造材棒は、V/V値を通じて疑似燃料デブリ模型と高い類似性を持つことが示された。C値への主な寄与は、極めて高いコンクリート成分を含む疑似燃料デブリモデルを除き、U 
, U 
, 
Fe (n,
)であった。
