Proceedings of the Joint Symposium on Nuclear Data and PHITS in 2023; November 15-17, 2023, Tokai Industry and Information Plaza "iVil", Tokai-mura, Ibaraki, Japan

執行 信寛*; 古田 琢哉; 岩元 洋介

JAEA-Conf 2024-002, 216 Pages, 2024/11

JAEA-Conf-2024-002.pdf:24.29MB

2023年度核データ研究会は、2023年11月15日17日に、東海村にある東海村産業・情報プラザ「アイヴィル(iVil)」にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会放射線工学部会、日本原子力学会北関東支部、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、高エネルギー加速器研究機構が共催した。チュートリアルとして、「核データ処理コードFRENDY第二版の概要」を、講演・議論のセッションとして、「核データに関する最近の話題と粒子・重イオン輸送計算コードPHITS」の2セッションを実施した。さらにポスターセッションでは実験、理論、評価、ベンチマーク、応用など幅広い内容について発表が行われた。参加者数は108名で、それぞれの口頭発表およびポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表17件、ポスター発表19件の合計36の論文を掲載している。

Attempt to re-estimate organ doses of victims in non-homogeneous exposure accident by means of the state-of-the-art Mesh-type Reference Computational Phantom; A Case study of an IR-192 source accident

古渡 意彦*; 吉富 寛; 谷 幸太郎*; 谷村 嘉彦; 栗原 治*

Radiation Protection Dosimetry, 200(16-18), p.1574 - 1579, 2024/11

https://doi.org/10.1093/rpd/ncae070

This study attempted the reconstruction of organ doses of victims who are highly exposed to gamma rays in non-homogeneous exposure accident by a sealed Ir source in Gilan, Iran. According to the accident report by International Atomic Energy Agency (IAEA), a victim was highly exposed on his right chest and the dose estimation by means of biodosimtry and clinical observation were carried out. However, dose reconstruction by means of physical dosimetry was not completely made. In this study, a series of Monte Carlo (MC) calculations employing the PHITS 3.24 incorporated with the Adult male Mesh-type Reference Computational Phantom was performed to estimate organ doses with reference to an actual radiation accident involved in the Ir sealed source, and to investigate issues on reconstruction of organ doses of victims who are highly exposed to radiation under non-homogeneous exposure accident. Calculated organ doses for the lungs, the red born marrow, and the small intestine by MC calculation were compared with experimental values taken from the literature and were within 23% in terms of mGy h /Ci for the Gilan case. The averaged whole body dose was estimated to be 0.31 Gy, which are less than one-tenth than that estimated by biodosimetry (3.1-4.1 Gy). In the IAEA Gilan report, the average whole body dose was assumed to be 2 Gy for rough estimation of physical dose, having a large discrepancy with those estimated by the MC calculation.

Construction of new polygon mesh-type phantoms based on adult Japanese voxel phantoms

佐藤 薫; 古田 琢哉; 佐藤 大樹; 津田 修一

PLOS ONE (Internet), 19(10), p.e0309753_1 - e0309753_26, 2024/10

https://doi.org/10.1371/journal.pone.0309753

これまでに、放射線事故や医療被ばくの線量評価を目的とした数値ファントムとして、標準日本人体型の成人男性(JM-103)及び成人女性(JF-103)のボクセルファントムを開発した。しかし、JM-103及びJF-103は記述形式や解像度の制約により、被ばく時の姿勢を考慮した線量評価に対応できない課題があった。そこで本研究では、JM-103及びJF-103をベースとして、柔軟な変形が可能なポリゴンメッシュ形式の成人日本人ファントム(男性:JPM、女性:JPF)を開発した。JPM及びJPFには、1mm厚以下の微小な放射性感受性領域を有する皮膚及び水晶体の詳細モデルが組み込まれている。光子または電子を外部から前方照射する場合について、実効線量、皮膚及び水晶体(全領域及び放射性感受性領域)の線量を計算した結果、皮膚及び水晶体の全領域の計算結果について、JPM及びJPFはJM-103及びJF-103及びICRP等の文献値と矛盾しないことを確認した。さらに、これまで計算できなかった放射線感受性の高い微小な部位における線量を計算するとともに、その入射エネルギー依存性評価が可能となった。今後、構築したJPM及びJPFに現在開発中の姿勢変形技術を適用することによって、被ばく時の姿勢を考慮した、個人に対する詳細な線量評価手法を開発する予定である。

Progress of material characterization techniques based on neutron Bragg-edge transmission imaging

Wang, Y. W.*; 徐 平光; Su, Y. H.; Ma, Y. L.*; Wang, H. H.*

Physics Examination and Testing, 42(4), p.32 - 41, 2024/08

https://doi.org/10.13228/j.boyuan.issn1001-0777.20230085

With the rapid technological development of large spallation neutron source facilities, the neutron beam flux obtained has been greatly improved and neutron imaging techniques have been further developed. Due to the limitation of neutron beam flux, conventional neutron imaging techniques require neutron beams with a wide wavelength range to obtain relatively high neutron beam flux conditions. Recently, spallation neutron sources using large proton accelerators have made it possible to obtain high-flux pulsed neutron beams. Energy (wavelength) resolved neutron imaging technique based on the Bragg edge effect (neutron Bragg edge transmission imaging technique) is expected to have a wide range of applications because of its high energy resolution, high spatial resolution, and ability to detect crystallographic information. The basic principle of this technique is briefly introduced. Several applications in the evaluation of residual strain, phase composition, dislocation density, and oriented structure are also reviewed to play an active role in promoting the wider applications of related technique.

竪置き・ブロック方式における緩衝材の流出量評価手法の検討

菊池 広人*; 宇田 俊秋*; 林 大介*; 江守 稔*; 木村 駿

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 31(1), p.11 - 20, 2024/06

https://doi.org/10.3327/jnuce.31.1_11

高レベル放射性廃棄物の地層処分において検討されている緩衝材ブロックを用いた処分孔竪置き方式では、緩衝材定置後から処分坑道の埋戻し材の施工完了までの間に、処分孔内へ流入する地下水の排水に伴い緩衝材の一部が流出し、人工バリアとしての機能に影響を及ぼす可能性が懸念されている。本研究は、SKBが提案するErosion modelを基に、わが国の地質環境への適用性を確認するとともに、工学的な判断(処分孔の利用可否や適切な対策の選択)を支援するための、緩衝材の流出量をより適切に評価できるモデルの開発手法の枠組みの構築を試みた。幌延URLの試験孔を利用した原位置流出試験により、Erosion modelの基となる定流量条件による要素試験とは異なる、時間経過に伴う地下水の流量の低下や、緩衝材の流出が停止する現象を確認した。これらの現象から湧水量、周辺岩盤と処分孔の水頭差、水質、材料の特性、処分孔内の状態などの影響因子を把握した。これらの知見を踏まえて、原位置で把握が可能な情報である孔内外水頭差および孔内湧水量、緩衝材の流出が懸念される期間を主な引数とした流出量評価モデルを、水頭差を制御した定水位での要素試験に基づき整備した。本検討において構築した流出量評価モデルは、Erosion modelに比べてより現実的な評価に近づけることができた。また、一連の取組を通して流出量評価モデルの開発手法を構築するとともに今後の課題について整理した。

Development of nuclear data processing code FRENDY version 2

多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 今野 力; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.830 - 839, 2024/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2278600

核データ処理コードは評価済み核データライブラリと放射線輸送計算を繋げる重要なコードである。核データ処理コードFRENDY第1版は簡単な入力データを用いてACE形式の断面積ファイルを生成するために2019年に公開された。FRENDY第1版の公開後、中性子多群断面積の生成、物質中の異なる核種間の共鳴干渉効果の考慮、共鳴上方散乱の考慮、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式ファイルの修正など、多くの機能が開発された。これらの新機能をまとめ、FRENDY第2版を公開した。FRENDY第2版では、ACE形式の断面積ファイルからGENDF及びMATXS形式の中性子多群断面積ファイルを生成する。本論文では、FRENDY第2版で実装された新機能と本コードの中性子多群断面積生成機能の検証について説明する。

Development of element functions and design optimization procedures for knowledge- and AI-aided advanced reactor lifecycle optimization method, ARKADIA

田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00424_1 - 23-00424_13, 2024/04

https://doi.org/10.1299/mej.23-00424

安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出する統合評価システムであるARKADIAについて、その概要とともに、要素開発及び設計最適化プロセスの開発状況についてまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現するとともに、最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムであることについて概要を紹介する。

Integration of level 3 probabilistic risk assessment for nuclear power plants with transportation simulation considering earthquake hazards

嶋田 和真; 櫻原 達也*; Farshadmanesh, P.*; Reihani, S.*; Mohagehgh, Z.*

Annals of Nuclear Energy, 197, p.110243_1 - 110243_12, 2024/03

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.110243

本研究は、原子力発電所に対するレベル3確率論的リスク評価(PRA)において住民の避難行動を設定する際の主観的な専門家判断を回避したレベル3PRA手法を開発する。そのために、交通シミュレーションコードMATSimで出力した避難速度をレベル3PRAコードMACCSに入力した。さらに、道路封鎖を検討する箇所の優先順位を設定するために、自然災害リスク評価コードHAZUSを用いて地震による道路封鎖リスクを評価する手法を開発した。そして、米国原子力規制委員会が実施した最先端の原子炉事故影響研究において採用されたSequoyah原子力発電所のケーススタディに対して、住民の避難経路と放射線被ばく線量の関係を評価した。その結果、地震封鎖リスクは小さいが、封鎖されると住民の被ばく線量が増加する避難経路を見出した。この結果は、提案するレベル3PRA手法が避難経路を強化する意思決定を支援することを示した。

高レベル放射性廃棄物の地層処分と化学

舘 幸男

化学と教育, 71(10), p.420 - 423, 2023/10

https://doi.org/10.20665/kakyoshi.71.10_420

高レベル放射性廃棄物の地層処分概念と処分事業の現状を概観したうえで、地層処分の安全評価の方法と、その評価における化学の役割を紹介する。

部門設立30周年記念出版Vol.3(ナトリウム冷却高速炉の開発; 社会実装に向けた熱流動・安全性研究)

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。