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報告書

多孔質岩盤中の水理/核種移行解析評価プログラムの理論的背景と使用方法の整備

白川 敏彦*; 畑中 耕一郎

JNC-TN8400 2001-027, 131 Pages, 2001/11

JNC-TN8400-2001-027.pdf:0.8MB

不均質多孔質岩盤中の水理/核種移行解析における入出力データ、実行手順を基本マニュアルとして取りまとめることを目的として、既存の不均質透水係数場作成コードの理論的背景と3次元水理解析コード、核種移行経路抽出コード、1次元核種移行計算コードからなる水理/核種移行解析プログラムの使用方法について調査した。本報告書では、調査結果に基づいて不均質透水係数場の作成に関する地質統計学的背景を説明した。さらに、不均質透水係数場作成プログラムおよび水理/核種移行解析プログラムのファイル構成、入出力データ、実行方法、実際の計算例を記載した。以上のように既存の不均質透水係数場作成コードおよび水理/核種移行解析プログラムの理論的背景と使用方法についてまとめることにより、上記の計算プログラムによる解析方法を手順化することができた。また、本報告書でまとめられた情報を活用することにより、自由に不均質多孔質岩盤をモデル化して水理/核種移行解析をすることが可能になった。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」2次主冷却系設備におけるナトリウム燃焼解析

宮園 敏光; 大野 修司; 中井 良大

JNC-TN2400 2000-006, 56 Pages, 2000/12

JNC-TN2400-2000-006.pdf:1.22MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい対策について設計の妥当性を確認する際の判断材料を得るため、ナトリウム燃焼解析コードASSCOPS version2.1を使用し、2次主冷却系設備に諸けるナトリウム漏えい時の建物や床ライナへの影響解析(ナトリウム燃焼解析)を実施した。本報告書は、ナトリウム燃焼解析で得られた雰囲気圧力、床ライナ温度及び水素濃度等をまとめたものである。主要な解析結果は以下のとおりである。(1)雰囲気圧力-圧力最高値約4.3kPa[gage]、(2)床ライナ温度-床ライナ最高温度約870度C, 床ライナ最大減肉量約2.6mm、(3)水素濃度-水素濃度最高値2%未満、(4)貯留室の床ライナ温度及び床コンクリート温度-床ライナ最高温度約400度C, 床コンクリート最高温度約140度C

報告書

多次元ナトリウム燃焼解析コードAQUA-SFの開発と検証

高田 孝; 山口 彰

JNC-TN9400 2000-065, 152 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-065.pdf:6.26MB
JNC-TN9400-2000-065(errata).pdf:0.12MB

液体ナトリウムを冷却材としている高速増殖炉において、ナトリウム漏えい時のナトリウム燃焼が構造物等へ及ぼす影響を評価することは重要である。しかしながら従来の数値解析では、大きな空間を平均化した一点近似モデル(zoneモデル)が主流であり、燃焼現象に於けるガス温度、ガス成分各種の空間的な分布が及ぼす影響についての評価はなされていない。このため、ナトリウム燃焼現象について多次元効果を考慮して機構論的に解析することを目的とし、多次元ナトリウム燃焼解析コードAQUA-SF(Advanced simulation using Quadratic Upstream differencing Algorithm-Sodium Fire version)を開発した。本コードは完全陰解法であるSIMPLEST-ANL法を用いた単相伝熱流動解析コードAQUAをベースとし、スプレイ燃焼、フレームシート燃焼、ガス輻射、多成分ガス移流・拡散、圧縮性等の燃焼に必要な各モデルを組み込んでいる。なお計算スキームとして、空間項についてはBounded QUICK法を、時間項についてはBounded3点陰解法を組み込んでいる。また開発されたAQUA-SFコードを用い、以下に示すナトリウム燃焼実験の検証解析を実施した。・プール燃焼実験(RUN-D1)・スプレイ燃焼実験(RUN-E1)・漏えい燃焼実験(ナトリウム漏えい燃焼実験-II)・小規模漏えい燃焼実験(RUN-F7-1)いずれの検証解析に於いても、実験をほぼ再現しており、AQUA-SFコードの妥当性が確認された。

報告書

オンサイトプラントアナライザの開発(1)-モデル構築GUI・プラントデータ取り込み機能の開発-

not registered

JNC-TN4400 2000-002, 33 Pages, 2000/06

JNC-TN4400-2000-002.pdf:5.22MB

オンサイトプラントアナライザは、原子力プラントの非定常運用や事故発生時に、生起する事象の詳細解析を支援する計算機応用システムとして提案されている。同アナライザは、動特性解析コードを内在し、プラントの事象解析を短時間で効率よく実施できる解析支援システムである。このようなオンサイトプラントアナライザにおける開発要素は、解析モデル構築機能およびプラントデータ取得機能である。また、現在の解析コードにこれらの機能を付加することは、もんじゅのプラント動特性解析作業全般の効率化にもつながる。そこで、主として、「もんじゅ」性能試験時のプラント動特性解析作業を支援することに目的を絞り、これらのプラントアナライザの基本機能を開発した。システムでは、もんじゅの安全評価などに使用されたFBR動特性解析コードCOPDを発展させたSUPER-COPDを動特性解析実行部分に採用した。モデル構築においては、GUI(グラフィカルユーザインタフェース)画面上で機器に対応したアイコンを操作し、解析モデルをそのまま構築できるようにするなど、操作を全てGUIにより行えるようにした。また、「もんじゅ」プラントデータ収録システムからプラントデータをオンラインでリアルタイムに直接取り込む機能を設けた。取り込んだプラントデータは、解析時に境界条件としてプロセス量を格納する

報告書

核燃料サイクルにおける物質収支解析手法の機能拡張

大滝 明; 小野 清; 篠田 佳彦; 辺田 正則*; 久保田 貞衣*; 平尾 和則

JNC-TN9410 2000-006, 74 Pages, 2000/04

JNC-TN9410-2000-006.pdf:3.01MB

核燃料サイクルにおける物質収支を迅速かつ定量的に評価する目的で、サイクル諸量評価コード「FAMILY」の機能拡張、ならびに廃棄物中に含まれるTRUとLLFP(長寿命FP)の蓄積量計算コードの開発などを行った。実施内容は次の通り。(1)MAの収支計算が可能な「FAMILY-MA」を作成した。(2)FAMILYコードのポスト処理ツールを作成した。(3)汎用表計算ソフトを用いてサイクル諸量簡易計算ツールを作成した。(4)廃棄物中のTRU,LLFP蓄積量計算コードを開発した。

報告書

乾式リサイクルシステム物流システムの構築

掛樋 勲; 戸澤 克弘; 松本 俊一; 田中 健哉; 吉氏 崇弘*

JNC-TN9400 2000-053, 99 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-053.pdf:7.47MB

本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ移送するバッチ処理システムである。このため、工程間の燃料移送はハンドリングロボットを用いて自動化された物流システムで行う。本研究では、米国アルゴンヌ国立研究所(ANL)の金属燃料プロセスを例に、乾式プロセスのロボットによる自動化操業システムについて、ロボットの必要機能、ロボットと工程機器の相互の操作性、動作・移送時間等の観点でシステム評価を行った。評価は、プロセス機器、機器動作、プロセス移送物及びハンドリングロボット機能の現実化したモデルをシミュレーションコードに組み込んで、ロボットによるプロセス操業をシミュレーションする、バーチャルエンジニアリング手法を適用して行い、ロボットによる乾式プロセス物流操作の現実性を示した。またプロセス設計、技術開発の進捗による、より実際的で、合理的な乾式システムの物流システム構築の課題を摘出して示した。

報告書

乾式リサイクルシステム解析コードの開発

戸澤 克弘; 松本 俊一; 掛樋 勲

JNC-TN9400 2000-052, 110 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-052.pdf:4.39MB

本研究は、従来のPurex再処理法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理)について、主要機器であるカソードプロセッサ(蒸留器)の蒸留挙動を模擬し、処理時間及び物質収支などを把握するための蒸留解析コード及び、プロセスセルの冷却挙動解析をパーソナルコンピュータ上で実施できるように解析モデルを作成したものである。これらは、乾式リサイクルシステム構築、評価のためのシステム解析ツール(設計ツール)開発の一環として行ったものである。カソードプロセッサ蒸留解析コードの作成にあたっては、検証計算としてベンチマークデータが公開されている2次元キャビティ内の自然対流問題のベンチマーク解と本解析コードでのパーソナルコンピュータ上での計算結果を比較した結果、よく一致することを確認した。次に、本解析コードの精度向上、作業効率向上を目的とした改良を行った上で、本解析コードを用いてカソードプロセッサを模擬した円筒状の密閉容器の体系にてCdの蒸留について蒸留解析を実施し、蒸留挙動がシミュレーションできることを確認した。乾式プロセスセルの冷却挙動解析モデルの作成に当たっては、ワークステーション上の詳細解析モデルとのベンチマーク解析からパーソナルコンピュータ上でも十分な精度でモデル化できることを確認した。定常解析によりセル内の流況と温度分布を確認した上で、非常時冷却過渡解析を行った結果、定常的にはヒートバランスがとれた条件であっても、初期の段階で過渡的な温度ピークが発生することがわかった。さらに過渡解析の最終的な定常値は非定常変動の部分的な循環流のでき方に左右され、現象自体の不安定さに影響される可能性があるため、セル空調系の設計にあたっては、冷却ガスのよどみ部に発熱に伴う循環流を起こさない設計とする必要があることがわかった。

報告書

模擬燃焼燃料を用いた高燃焼度燃料の熱物性及び機械的性質に関する基礎的研究(I)- 先行基礎工学分野に関する平成10年度報告書(中間報告) ‐

山中 伸介*; 阿部 和幸

JNC-TY9400 2000-004, 78 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-004.pdf:2.39MB

高燃焼度時における高速炉用MOX燃料の挙動を把握するための基礎的研究を実施し、以下の結論を得た。プルトニウムをセリウムで代用した高速炉用模擬MOX燃料(U0.8,Ce0.2)O2にFPとして希土類元素及びジルコニウムを固溶させた模擬燃焼MOX燃料、(U0.8-yCe0.2My)O2$$pm$$x[M:NdorZr](0$$leq$$y$$leq$$0.13)の熱伝導度を評価し、添加元素濃度依存性、温度依存性を明らかにした。(U0.8-yCe0.2My)O2$$pm$$x[M:NdorZr](0$$leq$$y$$leq$$0.13)の熱伝導度を(U0.8,Ce0.2)O2の熱伝導度と添加元素濃度を用いた近似式で表現することができた。模擬燃焼MOX燃料、(U0.8-yCe0.2My)O2$$pm$$x[M:NdorZr](0$$leq$$y$$leq$$0.13)の機械的特性を試料中の音速とビッカース硬度から評価し、試料の弾性定数、ビッカース硬度及び降伏応力が添加元素濃度が増加するにつれて減少することを明らかにした。分子動力学法を用いて燃料の物性予測を、多相平衡計算プログラム"ChemSage"を用いて高燃焼度時における燃料中のFPの存在化学形態の予測を行なった。いずれの方法でも系のみを取り扱っただけであるが妥当な結果が得られた。

報告書

FINASによる溶接残留応力解析法の検討(その1)

加藤 猛彦*; 浅山 泰

JNC-TN9400 2000-047, 114 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-047.pdf:8.25MB

溶接時に生じる残留応力を、汎用有限要素コードにより予測することができれば、FBRプラントの強度評価、余寿命評価の信頼性の向上に大きく寄与することができる。本研究では、FINASを用いて残留応力解析を行う手法を検討した。まず、簡易モデルを用いてパラメータを振って予備解析を行い、基本的な手法を提案した。本手法の要点は以下の通りである。(1)熱伝導解析は、予め層数分のモデルを作成しておき、順次データを受け渡す。(2)母材および溶接金属の構成則は多直線近似を用い、硬化則は等方硬化則とする。(3)金属の溶融状態は、応力が発生しないようにユーザサブルーチンで制御する。(4)入熱時の溶接金属の線膨張率は、零と置く。次に、本手法を用いて、狭開先TIG溶接を想定した5層の平板突合せ継手および管の突合せ継手の残留応力を予測し、既往研究結果と比較した。両者は良く一致し、本提案手法の妥当性を確認することができた。

報告書

Pu再分布挙動評価手法の高度化

石井 徹哉; 根本 潤一*; 浅賀 健男

JNC-TN9400 2000-045, 64 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-045.pdf:2.47MB

高速炉用ペレット型MOX燃料では、照射により、製造時とは異なるPu濃度分布が形成されるとのPu再分布挙動が生じうる。燃料内にPu濃度分布が形成されることは、燃料の熱的状態を考える上で大きな影響をもたらすものであることから、Pu再分布挙動を適切に評価可能な手法を開発する必要がある。そこで本検討では、1992年時に開発したPu再分布挙動評価用の簡易モデルを高度化することで、照射中の変化履歴も含めて、適切にPu再分布挙動を評価できる手法を構築することを試みた。以下には、その概要を記す。1)92時間に開発したPu再分布挙動評価用簡易モデルの高度化を行い、これをJNCにて開発し、改良を進めている燃料挙動解析コードCEDARに組み込むことで、Pu再分布挙動評価手法を構築した。2)構築したPu再分布挙動評価手法について、照射試験結果を用いた評価結果の較正を行った結果、概ね、$$pm$$3wt.%程度の幅で、照射が終了した時点の燃料中心部のPu濃度を再現できることを確認した。3)構築したPu再分布挙動評価手法により、燃料に生じうるPu再分布挙動の傾向について検討し、照射の初期段階は、ポア移動に伴う気相輸送によりPu濃度が変化し、以降は、燃焼に伴うU,Pu量の変化と固相輸送との競合が状態が継続されながら、Pu濃度が変化するとの考察が得られた。また、製造時の燃料組成のうちのO/M比は、Pu再分布挙動に対する影響が大きく、照射の初期段階のPu再分布挙動は、U-Pu相互拡散係数が有するO/M比依存性に強く支配されるかたちで生じるとの考察も得られた。

報告書

次世代炉定数の整備

金子 邦男*

JNC-TJ9400 2000-005, 182 Pages, 2000/03

JNC-TJ9400-2000-005.pdf:4.74MB

本年度は汎用超微細群スペクトル計算モジュールPEACOを高速炉セル計算コードSLAROMに組み込んだ。この改良SLAROMコードを使用する決定論手法と確率論的手法である連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより、2次元RZ均質モデルを用いて径方向非均質炉心であるZPPR-13Aの反応率分布計算を実施した。両者の計算結果を比較検討する事によりPEACOモジュールが高精度の共鳴実効断面積機能を有すること、決定論手法とMVPコードの反応率分布計算結果を1%以内で一致させるには、鉄等の構造材核種と酸素の断面積変化を反映する高エネルギー領域を細かくした群構造を持つライブラリーを使用する必要がある事が明らかになった。また、次世代炉定数作成のため、NJOY97.V107コードを導入し、NJOY97.V107コードの前処理コードと後処理コードを作成して汎用炉定数作成システムを構築した。そして、この汎用炉定数作成システムを使用し、JENDL-3.2評価済核データを用い、70群の新JFS3ライブラリーを作成した。更に、この汎用炉定数作成システムの検証を行うため、新JFS3ライブラリーを使用し2次元RZ均質モデルによるZPPR-9炉心の核特性解析とZPPR-9炉心の非均質セル計算を決定論手法で実施した。同時に、MVPコードによる解析も実施した。両者の計算結果の比較から、PEACOモジュールによる共鳴断面積を用いる決定論手法は、ZPPR-9炉心の反応率分布およびNaボイド反応度計算精度を向上させることが明らかになった。そして、本研究で作成した新JFS3ライブラリーは、従来使用されてきたJFS3-J3.2ライブラリーと同程度の核特性計算性能を持つことが確認された。

報告書

人工バリアシステムの耐震性評価手法の開発3(1)概要版(2)本文

森 康二*; 根山 敦史*; 中川 浩一*

JNC-TJ8400 2000-064, 175 Pages, 2000/03

JNC-TJ8400-2000-064.pdf:5.23MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於けるニアフィールドの耐震安定性の評価を目的として、以下の検討を実施したものである。(1)解析コードの妥当性の検証 本研究で開発してきた三次元有効応力解析コードは、とくに間隙水圧を考慮しない1相系解析機能に対しては、振動実験等による実測データとの比較を通じて検証を行ってきた。本年度は、サイクル機構で別途実施した緩衝材の液状化試験データを用い、間隙水圧の挙動に着目した有効応力解析機能の検証を行った。(2)2000年レポートに対する補足解析 2000年レポートでは代表的な処分場デザインのオプションを念頭に置いたニアフィールド地震応答解析および評価を行い、人工バリアシステムの耐震安定性を確保できる見通しを得ることができた。その一方で、オーバーパック-緩衝材間や緩衝材-岩盤間等の材料不連続面の応答を規定するモデルパラメータが、評価上重要な因子であるとの知見が得られた。今年度は、上記の2000年レポートに示した検討結果を支援するため補足解析を行い、耐震安定性に関する総合的評価を行った。(3)防災研との共同研究取りまとめに対する補足検討 平成4年度から進められてきた人工バリアシステムの耐震安定性評価に関する共同研究は、今年度を目処に成果を取りまとめることとなっている。本研究では、実測されたデータとの比較を通じて、解析コードの検証作業を段階的に進めてきた。本検討では、最新版の解析コードを用いた一連の実験データ解析を改めて行い、上記共同研究の取りまとめに資するデータ整備を行った。

報告書

地質環境データ解析・可視化システム解析コードの拡張

池田 孝夫*; 吉田 英爾*

JNC-TJ7400 2000-006, 159 Pages, 2000/02

JNC-TJ7400-2000-006.pdf:4.81MB

地層科学研究においては、ボーリングをはじめとする多種多様のデータに基づき地質構造を解析・モデル化し、その結果を3次元的に可視化するとともに、これらの情報に基づき透水係水場を推定して地下水流動解析を行うことが重要である。そこで、これらの評価・検討を支援するシステムとして、各種地質データの解析を支援するLand Mark、地質構造モデルの構築を支援するEarth Vision、透水係水場を推定し地下水流動解析を行うFrac-Affinityから構成される「地質環境データ解析・可視化システム」を平成9年度に開発している。しかし、上記ソフトウエアのうち地下水流動解析を行うFrac-Affinityは、解析対象が飽和解析に限定されていたことから、超深地層研究所の建設に対応してコードを飽和・不飽和解析に拡張することが必要となっていた。そこで本業務では、昨年度の検討を通じてコード拡張の理論的可能性が明らかにされたのを受け、ソルバー等の改良によりFrac-Affinityを飽和不飽和解析に拡張するとともに、超深地層研究所に関連する地下水流動解析の中で実施時期の観点から最も優先順位が高いと考えられる、立坑掘削の影響評価解析に必要なコードの改良を行った。主なコードの改良点は次の通りである。・コードの飽和不飽和解析への拡張・ソルバーの改良による解析可能最大接点数の向上・入出力インターフェースの改良、具体的には主として以下の事項 飽和不飽和解析に対応した入力項目の追加 差分メッシュ(Frac-Affinityネットワーク)や流速ベクトルの可視化 エラー情報の充実・飽和不飽和解析に対応した境界条件(自由浸出、涵養)の追加・立坑掘削を模擬するための内部境界の形状や境界条件の経時変化を取り扱う機能の追加・差分メッシュ(Frac-Affinityネットワーク)構築方法の改良と、部分的に差分メッシュの密度を調整する機能の追加 これに加えて、飽和・不飽和地下水流動解析に対して拡張したFrac-Affinityにより、立坑掘削の影響解析を含む一連の試解析の実施し、Frac-Affinityの飽和・不飽和解析、特に立坑掘削の影響の評価に対する基本的な適用性を確認した。また、「地質環境データ解析・可視化システム」では、Land Mark、Earth VisionならびにFrac-Affnityの有機的な

報告書

ナトリウム燃焼解析コードASSCOPS Version 2.1 使用説明書

大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収

JNC-TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01

JNC-TN9520-2000-001.pdf:5.13MB

高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。

報告書

The Development of MESHNOTE Code for Radionuclide Migration in the Near Field

若杉 圭一郎; 牧野 仁史; Peter*

JNC-TN8400 99-095, 69 Pages, 1999/12

JNC-TN8400-99-095.pdf:3.05MB

ニアフィールド中核種移行解析コードMESHNOTEは、人工バリア中での核種移行に係わるガラスの溶解、緩衝材中の核種の移行、周辺岩盤への核種の放出を解析するために、QuantiSci社との共同で開発したコードである。MESHNOTEは一次元円筒座標系において有限差分法を用いることにより、物質の拡散移行問題を数値的に解く。MESHNOTEは以下の特徴を有している。●複数崩壊連鎖、緩衝材への線形・非線形収着、溶解度による核種濃度の制限を考慮して、核種が緩衝材中を拡散により移行する過程を解析できる。●複数崩壊連鎖については、崩壊系列において同一の親核種からの複数の娘核種の生成(崩壊分岐)、ならびに複数の親核種からの同一の娘核種の生成(崩壊合流)を考慮することができる。●緩衝材中の拡散による移行の境界条件となる、ガラス固化体からの核種の溶出と緩衝材からの周辺岩盤への核種の放出を現象に即して取り扱うことができる。●溶解度、収着定数、拡散係数など核種移行特性を支配する主要パラメータの時間・空間依存性を考慮した解析が可能である。・ユーザーの指定した許容誤差範囲に基づき、各時間ステップにおける解の精度を監視しながら時間ステップを自動的に増加させ、効率的に解析を実施することが可能である。本報告書では、MESHNOTEの概念モデル、数学モデル、数値解法について示すとともに、解析解や他のコードとの比較により、MESHNOTEが有する種々の機能について検証する。

報告書

Analysis of the Rossendorf SEG experiments using the JNC route for reactor calculation

Dietze, K.

JNC-TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-99-089.pdf:0.66MB

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。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の中期的課題の対応,1; ドラムの熱解析

三浦 昭彦; 今本 信雄

JNC-TN8410 99-044, 189 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-044.pdf:7.18MB

本報告はアスファルト固化処理施設における火災爆発事故の原因を究明するために実施された種々の解析結果についてまとめたものである。本報告における種々の解析は、放冷試験の結果を参考にして、事故直後(平成9年春から)から実施されたものであり、当時多くの物性値、化学反応系を特定できていなかったため詳細な検討には至らなかったが、本報告の後に実施されたドラム内混合物の解析の基礎となった。これらの解析では、伝熱の理論および安全性評価の理論(Semenovの理論、Frank-Kamenetskiiの理論)を基本としている。したがって、第1編において各解析に共通なこれらの理論についてまとめた。また、第2編において種々の計算結果についてまとめた。これらの計算は各々速報の形式でまとめられたため、作成順にこれを編集してある。また、おもな解析の方法は、まず放冷試験の結果を参考にして固化体モデルの条件を設定した。設定したモデルを使用し、固化体内の全域あるいは一部で発熱が生じた際にどのような温度分布をたどるかを計算した。安全性評価の理論はこれらの発熱・放熱のバランスから、どの程度の発熱が生じれば発熱が放熱を上回り、熱暴走に至るかを評価することができるため、本解析では各々のモデル・解析法における限界発熱量を見積もった。

報告書

Groundwater Evolution Modeling for the Second Progress Performance Assessment (PA) Report

油井 三和; 笹本 広; Randolph C Arthu*

JNC-TN8400 99-030, 201 Pages, 1999/07

JNC-TN8400-99-030.pdf:7.85MB

原子力委員会が策定した我が国における地層処分計画によれば、核燃料サイクル開発機構は、高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価に関する第2次取りまとめを西暦2,000年前までに公表し、国へ提出することになっている(原子力委員会、1997)。本報告書では、高レベル放射性廃棄物地層処分システムの性能評価上重要となる地質環境条件の一つである地下水の地球化学的特性に関して、第1次取りまとめの考察に加え、実測値を基にした統計学的解析(2変量散布図)をもとに、幅広い地質環境を想定し、かつ性能評価上の重要性を考慮して、以下の仮想的な5種類のモデル地下水を設定した。・降水系高pH型地下水・降水系低pH型地下水・海水系高pH型地下水・海水系低pH型地下水・混合系中性型地下水 また、多変量に基づく実測地下水データの統計学的解析による地下水分類の妥当性の検討結果、実測値の信頼性、地下水水質形成に関する地球化学的根拠および資源のある地域を選定しないという我が国の処分コンセプトを踏まえ、上記5種類のモデル地下水に対して、地層処分システムの安全評価上設定する地下水水質としての優先順位を検討した。その結果、第2次取りまとめにおける以下の各性能評価解析ケースに対して、各々、以下のモデル地下水を選定した。・レファレンスケース地下水:降水系高pH型地下水・地質環境変更ケース地下水:海水系高pH型地下水 さらに、核燃料サイクル開発機構が開発した地下水水質形成モデルの概念について、海外の専門家と議論した。このモデルは、地下水の起源と地下水-岩石反応の進展を考慮した地球化学平衡モデルにより、深部の地下水水質を推測するものである。海外の専門家との間では、より現実的な地下水水質形成モデルを構築する上で重要な点について主に議論し、貴重な知見を得ることができた。

報告書

PEGASUS: A Preequilibrium and multi-step evaporation code for neutron cross section calculation

中川 庸雄; 飯島 俊吾*; 杉 暉夫*; 錦織 毅夫*

JAERI-Data/Code 99-031, 78 Pages, 1999/06

JAERI-Data-Code-99-031.pdf:2.63MB

PEGASUSは励起子模型前平衡理論及び多段階蒸発理論による中性子反応断面積を計算するために開発したコードである。$$gamma$$線スペクトル及び、核分裂過程は考慮していない。断面積と放出粒子スペクトルを複合核弾性散乱、(n,$$gamma$$),(n,n'),(n,p),(n,$$alpha$$),(n,d),(n,t),(n,$$^{3}$$He),(n,2n),(n,n'p),(n,n'$$alpha$$),(n,n'd),(n,n't),(n,2p),(n,3n)反応について計算する。また、核子放出の二重微分断面積も計算する。結果はENDFフォーマットで磁気ディスクに出力される。レベル密度、質量欠損、放射捕獲幅、逆反応断面積を格納したパラメータファイルや、これらの系統性式を用意しており、計算の入力データはごく少なくて済む。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」における水素・トリチウム挙動 -性能試験データによる解析コード(TTT9)の検証と定格運転予測評価-

飯沢 克幸; 鳥居 建男

JNC-TN4400 99-002, 192 Pages, 1999/03

JNC-TN4400-99-002.pdf:7.27MB

高速増殖炉におけるトリチウム挙動解析評価手法と負荷低減対策の開発整備を目的として、「もんじゅ」出力上昇試験データを用いて高速炉トリチウム挙動解析コード"TTT"の検証と定格運転長期予測評価を実施した。この際、既に長期運転経過により飽和挙動に達している「常陽」及びPHENIX解析結果との比較検討も実施した。"TTT"コードはR.KUMARのトリチウム・水素挙動モデルに基づき作成され、当初「もんじゅ」設計段階の評価に用いられて来たが、その後「常陽」MK-IIデータに基づき改良整備し、更に今回「もんじゅ」性能試験データによる検証精度の向上を図り、実力ベースにおける長期予測評価と低減対策検討への適用に到っている。本研究において得られた結果と結論は以下のとおりである。(1)「常陽」、PHENIX、「もんじゅ」性能試験におけるトリチウム濃度実測分布への解析コード炉心放出率適合値の検討により、制御棒からの放出寄与の優位性が推測された。(2)「もんじゅ」性能試験時のナトリウムと水・蒸気中トリチウム濃度分布に対して、解析コード検証精度C/E=1.1が得られた。(3)カバーガス中トリチウム濃度実測分布を再現するうえでトリチウム/水素同位体存在比均一化モデルの妥当性が確認された。(4)「もんじゅ」2次系ナトリウム中トリチウム濃度は1次系の約1/50で、

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