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寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*; 原井 康孝*; 佐々木 岳*; 新家谷 英之*; 山下 俊幸*; 米田 次郎*; 岡林 一木*; 坂本 裕之*; et al.
JAEA-Data/Code 2025-012, 151 Pages, 2025/12
JAEA-Data-Code-2025-012.pdf:9.69MB
福島第一原子力発電所事故の経験や、事故から得られた教訓を踏まえ、原子炉のみならず廃止措置、廃棄物管理における水素安全評価・対策に適切に対応するための基盤技術の高度化を図ることを目的として、水素の発生から拡散、燃焼・爆発に至る挙動を予測する解析システムの開発を行った。本システムでは、汎用コード(FLUENT、AUTODYN)を活用し、そこに新規にモジュールやプリ/ポストプロセッサを組み込むことで、一般の実用に堪える解析システムを整備するとともに、より高い汎用性と低コストでの導入が可能なオープンソースコード(OpenFOAM)を活用したシステムの開発を並行して進め、原子力施設の水素防災計画に利用できる形での基盤技術の提供を目指している。これまで、PWR 原子力発電施設を対象に、実用的な観点から考慮すべき現象(火炎伝播加速現象の評価技術、格納容器規模の現象への適用性)に対処するためのシステムの拡充を行った。本報告書は、水素挙動統合解析システムの概要、取り扱い方法及び実機解析事例についてまとめたものである。
寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*
JAEA-Review 2024-049, 400 Pages, 2025/03
JAEA-Review-2024-049.pdf:13.94MB
福島第一原子力発電所(1F)事故における水素爆発を鑑みて、原子力技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示しつつ、原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに原子力における水素安全の要点を示し、事故後廃棄物管理までを視野に入れて放射線分解水素に関する情報を加えた「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)」を2017年に刊行した。その後、水素安全対策の合理的な高度化や水素安全評価のさらなる信頼性の向上に向けて、原子力事故の解析に一般的に用いられている集中定数系(LP)コードを補完するうえで、原子炉格納容器(CV)内での局所的な水素濃度上昇の影響、着火後の火炎伝播加速による安全機器の健全性、水素処理対策の妥当性等をより精緻、かつ定量的に評価できる数値流体力学(CFD)解析への期待が高まっている。これは、さらなる水素挙動や爆発燃焼に対する安全性の向上を図ることが必要とされていることにもよる。そこで、加圧水型原子炉(PWR)を対象に、シビアアクシデント(SA)時の水素拡散から爆発燃焼、それによるCV及びCV内の安全機器への影響評価までを解析するCFDによる水素挙動統合解析システムを構築・整備してきた。ここで得られたSA安全対策、それによる水素安全向上、安全対策を踏まえた水素発生事故に対する安全性評価などについて、LP及びCFD解析の役割や活用例を本「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第2版)」にまとめた。ハンドブックに記載した実機サイズの解析結果は解析モデル等を既存の代表的な小型、中型、大型試験による照合解析で確認した。
柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之
JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MBJAEA-Technology-2022-030(errata).pdf:0.11MB
連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。
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。
松田 規宏
放射線遮蔽ハンドブック; 基礎編, p.229 - 288, 2015/03
日本原子力学会の「遮蔽ハンドブック」研究専門委員会により、中性子と
線に対する遮蔽研究の最新知見を2冊のハンドブック(基礎編、応用編)にまとめることとなった。著者は、同ハンドブック基礎編において、最近開発した任意の屈曲角を持ったコンクリートダクトに対する線ストリーミングの簡易計算式について解説する。
奥野 浩; 高田 友幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(4), p.481 - 492, 2004/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)「臨界安全ハンドブック」の「データ集」改訂のため、核特性パラメタを計算し、未臨界判定図を作成した。核特性パラメタは、無限中性子増倍率,移動面積及び拡散係数で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価に用いられる11種類の典型的な燃料についてであった。これらの燃料には「データ集」に記載のなかったADU-H
O, UF6-HF及びPu(NO
)
-UO(NO)溶液が含まれる。計算は、日本の評価済核データJENDL3.2及び一連の臨界計算コードSRAC,POST及びSIMCRIを用いて実施した。未臨界判定図は、中性子増倍率がkinf=0.98を満たす領域を(a)ウラン濃縮度,239Pu/Pu比、あるいはプルトニウム富化度と(b)H/(Pu+U)比という2つの変数間において、無限媒質での同じ燃料(UF6-HFを除く)について描いた。未臨界判定図の制限についても議論した。
奥野 浩; 野村 靖
Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11
日本の臨界安全ハンドブックは1988年に初版が発刊され、その英訳が1995年になされた。この論文は計算コードの検証に力点を置きながら、米国の臨界安全関係者に日本のハンドブック改訂活動を紹介することを意図している。その中には、(1) 「臨界安全ハンドブック第2版」の公刊とその英訳,(2) 「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の公刊,(3) 「臨界安全ハンドブック・データ集第2版」の作成準備,が含まれる。
臨界安全性実験データ検討ワーキンググループ
JAERI-Review 2001-028, 217 Pages, 2001/08
JAERI-Review-2001-028.pdf:10.04MB
「臨界安全ハンドブック」第1版(昭和63年刊行)に、「臨界安全ハンドブック改訂準備資料」(平成7年刊行)の内容を盛込んで、この第2版を作成した。第2版では、以下の2点を新規に追加した。(1)実際の化学プロセスが持つ安全裕度を溶解工程及び抽出工程に対するモデル計算の形で例示したこと。(2)臨界事故への対応として、臨界事故の評価方法及び臨界警報装置の設計・設置の考え方について記述したこと。また、臨界安全評価を行う際のモデル化について、均質と見なしてよい燃料粒径や、燃料濃度の不均一性の影響,燃焼度クレジットなど、これまでの研究成果を踏まえ、内容の充実を図った。さらに、第1版では、臨界条件データとその計算に用いられたJACSコードシステムの計算誤差評価結果との間に対応のとれていないものが一部含まれていたが、今回の改訂ではその整合を図った。この報告書は、1999年にJAERI1340として日本語で刊行した「臨界安全ハンドブック第2版」の英訳である。
奥野 浩; 片倉 純一
JAERI-Tech 99-033, 17 Pages, 1999/03
臨界安全評価の際に、評価対象をモデル化する。このうち、反射材及び隔離材をモデル化するうえで有用な、これらの影響を示すデータを数値計算により算出した。(1)ステンレス鋼製の容器壁の反射の影響を、外側に反射体がない場合、及び外側に水反射体が付いている場合に検討した。(2)非減速燃料でコンクリートを隔離材とするときに、それらを介在した中性子相互作用の大きさを表す係数RFを導入し、その係数の隔離材の厚さの関係を示した。(3)隔離厚さと水素原子の原子個数密度との関係をさまざまな隔離材の種類について求めた。これらの計算結果は、既に「臨界安全ハンドブック」に引用されている。ここに、それらの計算の詳細を公開する。
奥野 浩; 藤根 幸雄; 朝倉 俊英; 村崎 穣*; 小山 智造*; 榊原 哲朗*; 柴田 淳広*
JAERI-Research 99-027, 37 Pages, 1999/03
JAERI-Research-99-027.pdf:1.82MB
高速増殖炉燃焼燃料の再処理に当たり、溶解液からウランのみを回収し、後段の処理量の低減化を図る考え方がある。この目的で、晶析法の適用が検討されている。この報告書では、晶析法導入に伴う安全問題について検討した。まず再処理工程全体における晶析の位置付けを明確にし、処理規模及び対象燃料を規定した。次に、安全上問題となりうる臨界、遮蔽、火災・爆発、閉じ込め機能喪失についての可能性、及び留意しておくべき起因事象を検討した。このうち臨界に関して、晶析工程の臨界安全管理例について検討した。特に晶析装置については、平常時及び事故時に分けて評価モデルを設定し、評価の参考となるデータを臨界安全ハンドブックから抽出した。評価上重要な基本データである硝酸プルトニウムの理論密度は、最新のデータに基づき独自に推算した。これらの情報に基づき、晶析装置の核的制限値を算出した。
村崎 穣*; 奥野 浩
JAERI-Data/Code 99-019, 103 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-019.pdf:3.69MB
この報告書は、「臨界安全ハンドブック」に記載されている計算誤差評価表の元になるデータを明らかにすることを意図した資料である。同表は、臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算結果を体系により分類して得られたもので、一般形状のものと反射体付き単純形状のものの2種類がある。ベンチマーク計算結果は、さらに燃料の均質・非均質の別、燃料の種類(ウラン、プルトニウム、その混合など)により8つの燃料グループに区分されている。一般形状の計算誤差評価表について、根拠となるデータを網羅するのはこの報告書が初めてである。反射体付き単純形状については、1987年に技術報告書が出されたが、その後、臨界安全ハンドブック作成のワーキンググループにて均質低濃縮ウラン体系についてさらにデータの取捨選択が行われた。本報告書は、この結果にも触れる。さらに、OECD/NEAにて臨界安全ベンチマーク実験の評価が行われたのを受けて、同評価結果も取り入れた。
臨界安全性実験データ検討ワーキンググループ
JAERI 1340, 189 Pages, 1999/03
「臨界安全ハンドブック」第1版(昭和63年刊行)に、「臨界安全ハンドブック改訂準備資料」(平成7年刊行)の内容を盛り込んで、この第2版を作成した。第2版では、以下の2点を新規に追加した。(1)実際の化学プロセスが持つ安全裕度を溶解工程及び抽出工程に対するモデル計算の形で例示したこと。(2)臨界事故への対応として、臨界事故の評価方法及び臨界警報装置の設計・設置の考え方について記述したこと。また、臨界安全評価を行う際のモデル化について、均質と見なしてよい燃料粒径や、燃料濃度の不均一性の影響、燃焼度クレジットなど、これまでの研究成果を踏まえ、内容の充実を図った。さらに、第1版では、臨界条件データとその計算に用いられたJACSコードシステムの計算誤差評価結果との間に対応のとれていないものが一部含まれていたが、今回の改訂ではその整合を図った。
小室 雄一
日本原子力学会誌, 40(9), p.697 - 701, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)1992年10月、米国DOEは臨界実験データの鑑定、評価及び編集を行うプロジェクトをINELに委託した。プロジェクトの名称は標記の通りである。その後、本プロジェクトはOECD/NEAの下での国際的な活動として進められている。活動の成果は「International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments」と題する文献にまとめられ、その内容は年々増加している。本稿では、活動の概要を紹介して、ハンドブックの積極的な活用を訴える。
奥野 浩; 野村 靖; 須山 賢也
Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.742 - 748, 1998/00
はじめに日本における燃焼度クレジット導入状況を概観した。次に、日本原子力研究所の活動を燃料サイクル施設に現れる使用済燃料の臨界安全評価の立場から総括した。これらには、(1)使用済燃料組成データベースSFCOMPO,(2)核分裂生成物核種の効果を明瞭にする臨界実験、(3)モデル溶解槽の安全裕度についての数値的研究が含まれる。これらの事項を、日本の臨界安全ハンドブックとの関連で議論した。計算コード及びデータライブラリの検証も、さまざまな活動の中で進められた。最近開発した燃焼計算コードSWATを、日本の加圧水型原子炉中で照射した17
17型燃料集合体の照射後試験データに適用して検証した。さらに、OECD/NEA主催の燃焼度クレジット・ベンチマーク活動への参加、ARIANE計画への参加、核種量推定に対する反応度感度係数の新しい計算方法の提案、未臨界度測定を目的としたPWR使用済燃料の指数実験についても言及した。
奥野 浩; 野村 靖
日本原子力学会誌, 39(10), p.832 - 841, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)「臨界安全ハンドブック第2版」の作成も臨界安全性実験データ検討ワーキンググループにおいて最終の検討段階に入っている。第2版は、日本における最新の研究成果を取り入れた。本稿では、第1版(1988年に発刊)の継続課題として検討されたものの中から、(1)非均質な体系であっても均質と見なせる燃料粒径の大きさ、(2)均質燃料で燃料分布が不均一になったときの反応度効果、(3)水没を仮定しない臨界安全評価の方法、(4)燃料の燃焼を考慮したときの臨界データ、について内容を解説する。さらに、第1版ではもともと範囲外としていた化学プロセスの臨界に関する事項及び臨界事故関連事項について概要を紹介する。最後に、第3次版を目指した準備状況についても触れる。
小室 雄一; 酒井 友宏*
JAERI-Data/Code 96-002, 73 Pages, 1996/02
JAERI-Data-Code-96-002.pdf:2.65MB
臨界安全評価コードシステムJACSに含まれるモンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENO-3.0と多群定数ライブラリー137群MGCL-J3との組み合わせで、水反射、水減速の均質MOX燃料の臨界条件(推定臨界質量、推定臨界下限質量、推定臨界球体積、推定臨界下限球体積)を算出した。得られた値は、米国の基準ANSI/ANS-8.12(1987)と矛盾のないことを確認した。本臨界条件は、プルサーマル用MOX燃料加工施設の臨界安全性評価等に活用できる。
奥野 浩; 小室 雄一; 中島 健; 野村 靖; 内藤 俶孝; 仁科 浩二郎*; 西堀 俊雄*; 松本 忠邦*; 三好 慶典; 高井 克昭*; et al.
JAERI-Tech 95-048, 168 Pages, 1995/10
昭和63年に科学技術庁編として刊行された「臨界安全ハンドブック」の見直しの準備作業を同年度から進めてきた。その結果を臨界安全ハンドブックの改訂準備資料としてここにまとめて公開する。内容としては、「評価対象のモデル化」及び「安全解析評価の方法」を重点的に補充し、ハンドブックには記載されなかった「化学プロセスの臨界安全」、「臨界事故とその評価方法」及び「臨界警報装置の設計・設置の考え方」について新しく記載した。
奥野 浩; 小室 雄一; 中島 健; 野村 靖; 内藤 俶孝
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.2.61 - 2.65, 1995/00
1988年に公開された日本の臨界安全ハンドブックに対する改訂準備資料の公開準備を現在進めており、その概要を特に改訂準備の活動成果を中心に紹介する。安全裕度確保の方法、均質と見なしてよい燃料粒径を決める方法、燃焼燃料の未臨界質量データ及び溶解槽モデルの臨界安全解析を含んでいる。臨界データ(例:裸の均質
U-HO球の臨界質量)やモデル化する際の基準データ(例:中性子孤立化のためのコンクリート壁の厚さ)を様々なハンドブックあるいは手引書の間で比較している。それらの間にある差異を解消するために国際的な活動が提案されている。
奥野 浩; 梅田 健太郎*; 小室 雄一; 内藤 俶孝
JAERI-M 93-135, 98 Pages, 1993/08
種々の核燃料物質における無限体系の核特性パラメタ及び臨界データをMGCL-J3ライブラリとSIMCRIコードの組合せにより計算した。対象とした核燃料物質は、U-HO、UO-HO、UOF水溶液、UO(NO)水溶液、Pu-HO、PuO-HO、Pu(NO)水溶液、PuO・UO-HOの8種類である。核特性パラメタは、無限増倍率k
、移動面積M
及び拡散係数Dで、臨界寸法の推定に役立つ。無限体系の臨界データとしては未臨界領域判定図、推定臨界下限濃縮度及び推定臨界下限濃度があり、臨界安全管理に有用である。MGCL-J3は、評価済み核データJENDL-3に基づき作成された多群定数ライブラリで、臨界計算コードシステムJACSに組込まれている。得られた核特性パラメタ及び臨界データは旧版の多群定数ライブラリMGCL-B-IVにより計算したものと大きな差異はなかった。
幾島 毅
JAERI-M 91-061, 119 Pages, 1991/04
本文は放射性物質輸送容器の安全解析の一部である熱解析に関して、熱解析法、伝熱計算式、輻射形態係数、解析条件、計算コード、伝熱計算データについて記述したものである。
