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論文

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04

Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.

論文

Reactivity estimation based on the linear equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2022/04

反応度または外部中性子源強度の瞬時変化の後で生じる準定常状態における中性子計数率もしくはそのシミュレーションデータの経時変化に基づいて体系の反応度を評価した。その評価は準定常状態における出力の方程式に基づいて行った。研究の目的は中性子計数率の複雑な経時変化から適時に反応度を評価する方法を開発することである。開発した手法を中性子計数率のシミュレーションデータに適用した。そのデータは一点炉動特性コードAGNESによる計算とポワソン分布を持つ乱数によって作成したものである。さらにTRACYを用いて取得された未臨界実験データにも適用した。その結果、反応度の評価値と基準値の差は-10$以上の条件でのシミュレーションデータに対しては5%程度以下の差であり、-1.4$と-3.1$での実験データに対しては、7%程度以下であった。条件変化の数十秒後に反応度を評価できる可能性がこれにより示された。

報告書

平成29年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

Subcriticality determination methodology during fuel loading of accelerator-driven system

方野 量太

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.368 - 381, 2022/03

 被引用回数:0

加速器駆動システム(ADS)の燃料装荷中の未臨界度測定手法を提案した。本手法では、未臨界度は初期状態において陽子加速器を用いた面積比法によって、続く燃料装荷時においてはマイナーアクチニドの自発核分裂中性子源を用いた中性子源増倍法によって測定され、次のステップで装荷される燃料集合体数が予測される。検証のため数値シミュレーションを行い、提案手法で推定される未臨界度が固有値計算で得られる未臨界度参照値とよく一致することを確認した。また、本手法の不確かさを見積もり、終状態の実効増倍率に1000pcm程度の不確かさがあると評価した。本手法が燃料装荷中のADSの実用的な未臨界度監視手法となることを期待する。

報告書

遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2021-038, 65 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-038.pdf:4.42MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、遮蔽不要な臨界近接監視モニター用中性子検出器の要素技術を開発することを目的としている。実機は軽量かつ最大1kGy/hの高$$gamma$$線環境下で数cps/nvの中性子検出感度が要求される。本研究では、炉雑音解析法からの要請を基にダイヤモンド中性子検出素子と耐放射線性集積回路技術を用いた信号処理・データ転送用集積回路を使用した計測要素を試作し、実機開発に必要なデータを取得する。また実機の使用を想定した臨界近接評価手法の検討も行う。令和2年度は、耐放射線トランジスタの開発、臨界近接監視システムの設計、信号処理・データ転送用集積回路の設計を行い令和3年度での製作と評価に備えた。中性子検出素子に関しては中性子検出用ダイヤモンド素子の中性子検出効率および高$$gamma$$線環境下での動作について評価を開始した。

報告書

燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2021-037, 61 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-037.pdf:4.24MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化」の令和元年度と令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため2年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、臨界解析に多くの経験を有するロシアの大学と連携して燃料デブリ取出しの際の臨界安全解析の高度化を図ることである。本研究は、令和元年度及び令和2年度の2年度計画として日本側は東京工業大学、東京都市大学が連携して実施し、ロシア側はロシア国立原子力研究大学(MEPhI)が実施した。令和元年度は、東京工業大学では高度な燃料デブリ水中落下臨界解析を行うのに必要な高速メモリを搭載したGPUサーバーの整備と導入したサーバーを用いた予備解析を行った。また東京都市大学では、ベンチマーク解析の解析条件を東京工業大学、MEPhIと協議して設定した。また、小型サーバーを導入しベンチマーク解析の予備解析を実施した。令和2年度は、東京工業大学では1Fの燃料デブリ取出し作業を想定した現実的な規模の体系において、粒子法を用いた燃料デブリの水中落下挙動のシミュレーションを実施し、さらに水中での燃料デブリの動きと最終的な堆積状態の計算結果を用いてモンテカルロ中性子輸送計算コードMVP3.0により臨界解析を行った。また東京工業大学、東京都市大学、MEPhIの3者でベンチマーク解析ケースの本解析を実施し、解析精度及び解析の高速化に関する知見を得た。ロシア側共同研究機関であるMEPhIとは、モスクワでワークショップを開催し、

論文

Design of a portable backup shutdown system for the high temperature gas cooled reactor

濱本 真平; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 後藤 実; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 石塚 悦男

Nuclear Engineering and Design, 386, p.111564_1 - 111564_8, 2022/01

2011年に発生した東日本大震災による福島第一原子力発電所事故の経験から、安全機能の機能喪失に備えることの重要性が明らかになった。事故時であっても機能を失わないように機器の堅牢性を高めることは有効であるが、機能喪失の可能性は残るため、事故を早期に収束させるためには、機能喪失に備えて代替手段を用意しておくことが重要となる。そこで本研究では、高温ガス炉の経済性を損なうことなく、停止機能喪失時の対策をより強固なものにするために、既設の停止装置の代替として可搬型予備停止装置を設計した。本装置は、電力が完全に失われた状態でも動作するように、可搬型で手動で設置することが可能である。また、技術的および費用対効果の観点から、本装置のための様々な中性子吸収材を検討した結果、他の材料と比較して、良好な中性子特性と高い入手性を示す窒化ホウ素を選択した。

報告書

平成27年度・28年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-006, 248 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-006.pdf:7.17MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成27年度及び平成28年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター(平成27年度:量子ビーム応用研究センター)、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-4.0による低出力水減速試験研究炉の燃料棒で構成される非均質格子体系の最小臨界量評価

柳澤 宏司

JAEA-Technology 2021-023, 190 Pages, 2021/11

JAEA-Technology-2021-023.pdf:5.25MB

燃焼による燃料の損耗が少ない低出力の試験研究炉の燃料棒と水減速材で構成される非均質格子体系の臨界特性の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVP Version2と評価済み核データライブラリJENDL-4.0によって行った。解析では、定常臨界実験装置STACY及び軽水臨界実験装置TCAの二酸化ウラン燃料棒、並びに原子炉安全性研究炉NSRRのウラン水素化ジルコニウム燃料棒の非均質体系についての中性子増倍率の計算結果から最小臨界燃料棒本数を評価した。さらに中性子増倍率の成分である六種類の反応率比をあわせて計算し、単位燃料棒セルの水減速材と燃料の体積比に対する中性子増倍率の変化について説明した。これらの解析結果は、臨界安全ハンドブックでは十分に示されていない試験研究炉実機の燃料棒からなる水減速非均質格子体系の臨界特性を示すデータとして、臨界安全対策の合理性、妥当性の確認に利用できるものと考えられる。

論文

Nuclear data processing code FRENDY; A Verification with HTTR criticality benchmark experiments

藤本 望*; 多田 健一; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

Annals of Nuclear Energy, 158, p.108270_1 - 108270_8, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, namely FRENDY, to generate the ACE files from various nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF-B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transportation calculation for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k$$_{rm eff}$$ and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations.

論文

Numerical investigations on the coolability and the re-criticality of a debris bed with the density-stratified configuration

Li, C.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*

第25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), 4 Pages, 2021/07

溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。

論文

Monte Carlo criticality calculation of random media formed by multimaterials mixture under extreme disorder

植木 太郎

Nuclear Science and Engineering, 195(2), p.214 - 226, 2021/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:39.17(Nuclear Science & Technology)

極端な無秩序の下では、物理的な力学系は、逆冪乗則パワースペクトルで特徴づけられる状態に落ち着く。本論文は、このような無秩序状態の乱雑系に関して、ホワイトノイズを含む形へのワイエルシュトラス関数モデルの拡張および多種物質混合方式の開発を報告する。具体的な逆冪乗則パワースペクトルの式および多種物質系でも計算機上で実現可能な混合手順を提示する。SOLOMONモンテカルロソルバーおよびJENDL-4核データーライブラリを使用した数値計算例についても報告する。

報告書

燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*

JAEA-Review 2020-041, 30 Pages, 2020/12

JAEA-Review-2020-041.pdf:1.9MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、ロシアの大学と連携して燃料デブリ取出しの際の臨界安全解析の高度化を図ることを目的とし、2年計画の1年目として東京工業大学,東京都市大学,ロシア国立原子力研究大学(MEPhI)が実施した。東京工業大学では高度な燃料デブリ水中落下臨界解析を行うのに必要な高速メモリを搭載したGPUサーバーの整備と導入したサーバーを用いた予備解析を行った。また東京都市大学では、ベンチマーク解析の解析条件を東京工業大学,MEPhIと協議して設定した。またモスクワで3機関によるワークショップを開催し、研究に関する意見交換を行い緊密に連携して研究を実施した。以上の活動により本研究の本年度の目的を達成することができた。

報告書

マイナーアクチノイドの水溶液系での臨界質量評価; 分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データ

森田 泰治; 福島 昌宏; 鹿島 陽夫*; 津幡 靖宏

JAEA-Data/Code 2020-013, 38 Pages, 2020/09

JAEA-Data-Code-2020-013.pdf:1.94MB

マイナーアクチノイド分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データとして、Cm, Amおよびこれらの混合物についての中性子減速系である水混合系(均質, 水反射体付き)での臨界質量を求める計算を行った。Cm-244とCm-245との混合系では、核分裂性であるCm-245の比率が大きいほど臨界質量が小さいが、臨界となるときのCm-245重量が、Cm-245の比率によらずに概ねCm-245のみの濃度で整理できることを明らかにした。実際の再処理プロセスで取り扱うPu-239: 71%, Pu-240: 17%, Pu-241: 12%のPu同位体混合物と比べるとCm-245: 30%の方が臨界となりやすい。Cmを、Amを含む他の元素から分離し、その溶液を濃縮する場合は臨界防止への配慮が必要である。一方、Amでは、核分裂性の同位体であるAm-242m単体での最小臨界質量は、Cm-245に比べて小さい。しかし、使用済燃料中ではAm-242mの同位体比率は小さく、その比率が最も高くなる高速炉燃料中のAmの場合でも数%程度であり、わずかな水混合で臨界質量が大きくなることがわかった。そのため、Amの同位体混合物では中性子減速系での臨界は考慮する必要がなく、また、これはAm-Cm混合物でも同様である。

論文

A Linear Equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力$$P$$を新しい変数$$q$$(出力$$P$$の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点($$q,P$$)はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点($$q,P$$)はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。

論文

Application of linear combination method to pulsed neutron source measurement at Kyoto University Critical Assembly

方野 量太; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*

Nuclear Science and Engineering, 193(12), p.1394 - 1402, 2019/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.07(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動システム(ADS)等の未臨界体系の未臨界度測定手法として、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数(以下、$$alpha$$とする)を、複数の中性子検出器の測定結果を用いて推定する線形結合法を提案してきた。本検討では京都大学臨界集合体(KUCA)において実施されたパルス中性子源実験において測定された中性子計数から線形結合法を用いて$$alpha$$の実測を行い、従来法と比べて高次モード成分を低減可能であることを実験的に示した。加えて、線形結合法によって基本モード以外のモードの抽出が可能であることも実験的に示した。

論文

Exploratory investigation for estimation of fuel debris criticality risk

山根 祐一; 沼田 良明*; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/09

福島第一原子力発電所での燃料デブリの取り扱いにおける臨界安全のため、その形状変化の反応度効果について調査し、開発した手順の検証のために仮想的なシナリオの試解析を行った。

論文

Estimation of hydrogen gas production at transient criticality in uranyl nitrate solution

吉田 涼一朗; 山根 祐一; 阿部 仁

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.408 - 414, 2019/09

臨界事故では、核分裂生成物の運動エネルギーにより放射線分解ガスが発生することが知られている。水素ガスはそのうちの一つであり、爆発を引き起こす可能性がある。水素のG値が既知であれば核分裂数から水素ガスの発生速度や発生量の合計を評価することができる。本研究では、原子力機構がTRACYを用いて測定した水素濃度の経時変化データからG値を評価することを試みた。水素の発生から水素ガス濃度が測定されるまでタイムラグが見られ、この問題を解決するため、仮想モデルによって測定した水素濃度を再現し、その量を推定した。そこから得られた水素のG値は1.2であった。

論文

Area ratio method via linear combination of the neutron counts in pulsed neutron experiment

方野 量太

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

加速器駆動システム(ADS)の高精度未臨界度測定に向け、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数($$alpha$$)を測定する手法として線形結合法を提案している。提案手法は、パルス中性子実験において複数の検出器で測定された中性子計数の時間進展を線形結合させることにより、未臨界度測定に誤差をもたらす空間高次モードを低減させ、$$alpha$$を測定する手法である。本研究は、提案手法の更なる可能性検討として、線形結合法によって結合された中性子計数の即発中性子成分と遅発中性子成分の比(面積比)がドル単位未臨界度と等価であることを理論的に示し、数値計算を通じてドル単位未臨界度の測定可能性を示した。本研究によって、高次モードによる誤差を低減させた、未臨界度絶対値測定が可能となると期待できる。

論文

Estimation method of prompt neutron decay constant reducing higher order mode effect by linear combination

方野 量太

Nuclear Science and Engineering, 193(4), p.431 - 439, 2019/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.07(Nuclear Science & Technology)

パルス中性子実験によって測定される即発中性子減衰定数に対する高次モードの影響を、線形結合によって低減させる「線形結合法」を提案した。空間高次モードを考慮した時のパルス入射後の中性子計数の時間進展は、複数の指数関数の線形結合で与えられる。しかし、従来法は単一の指数関数によってフィッティングを行うため、測定結果は高次モードに起因する系統的誤差を含んでいた。提案手法は複数の検出器において測定された中性子時間進展を線形結合させることによって、基本モードに対応する指数関数を抽出してフィッティングを行い、したがって高次モードの影響を低減する。適用性検証のため、提案手法を数値計算に適用した。結果は提案手法は高次モードの影響を線形結合によって低減できることを示した。

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