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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2025-005, 106 Pages, 2025/06
JAEA-Data-Code-2025-005.pdf:2.93MB
JAEAでは、加圧水型軽水炉(PWR)解析のためのRELAP5/MOD3.3コードの入力データを、主に大型非定常実験装置(LSTF)の参照4ループPWRである敦賀発電所2号機の設計情報を基に作成してきた。PWR解析に関する代表的なOECD/NEAの活動として、BEMUSEプログラムの枠組みにおける低温側配管大破断冷却材喪失事故(LBLOCA)の計算が挙げられる。また、わが国の新規制基準に係るPWRの炉心損傷防止対策の有効性評価事象には、低温側配管LBLOCA時の非常用炉心冷却系(ECCS)の再循環機能喪失事象が含まれる。本検討において、PWRの安全設計上想定すべき設計基準事故の一つであるLBLOCAを解析するための入力データを整備した。本報告書では、PWRLBLOCA解析の入力データの主な特徴を示す。PWRの原子炉容器、加圧器(PZR)、高温側配管、蒸気発生器(SG)、SG二次系、クロスオーバーレグ、低温側配管、ECCSなどをモデル化し、参照4ループPWRを2ループで模擬した。その際、PZRは3ループ分を模擬するループAに接続し、破断口は1ループ分を模擬するループBに設置した。PWRのコンポーネントのノード分割は、LSTFのコンポーネントのノード分割を参照した。また、PWRLBLOCA解析の主な入力データに対して、解釈を加えるとともに、設定根拠などの付加情報を提供した。さらに、整備した入力データを用いて、ECCS再循環機能喪失事象を対象とした過渡解析を実施した。RELAP5/MOD3.3コードによる既往研究の計算と比較することにより、過渡解析は概ね妥当であることを確認した。加えて、RELAP5/MOD3.3コードを用いて感度解析を実施し、破断口の流出係数や代替再循環注水流量が燃料棒被覆管表面温度に及ぼす影響を明らかにした。本報告書では、設定した条件の範囲内での感度解析結果について示し、ECCS再循環機能喪失事象に対する既往研究の計算内容の一部を補完する。
福島研究開発部門 福島環境安全センター
JAEA-Review 2014-052, 49 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2014-052.pdf:25.4MB
東京電力福島第一原子力発電所の事故により汚染された広大な環境の除染のために、日本原子力研究開発機構は内閣府より「除染モデル実証事業」を受託し、避難区域内の11市町村16か所において広範な試験を行った。この大規模試験事業においては、個々の除染技術の適用性や効果に関する詳細で現実的なデータを得たのみならず、除染作業員の安全確保、コスト、発生する除染物の取扱いなどさまざまな情報を集約し、広域除染に関する知識基盤を国に対して提供することとなった。詳細な和文報告書はすでに別途公開されている。本報告書はその忠実な英訳ではなく、モデル事業終了後の実際の除染の進捗や除染に係る国際的な議論を加えて新たに執筆したものである。第1分冊では、このような詳細で大規模な「除染モデル実証事業」を必要とした背景を含め、事業の全体成果をまとめた。この第2分冊において当該事業で得られた成果の実際の除染事業への反映、事業終了後の線量の推移、除染に関する技術開発、実際の除染事業の進捗、および除染に関する国際的な議論などについて述べる。
柳澤 和章
International Journal of Nuclear Knowledge Management, 2(2), p.91 - 104, 2006/00
原研に投資した国家財産の透明度を税負担者として国民が考えた場合、原研がなしえたアウトカムの説明は、例えば貨幣価値といったようなできうる限り計測可能なもので行われるべきである。2001年、わが国の内閣は特殊法人に関する行財政改革のステートメントでこれと同じ趣旨の発言をしている。このような状況の中で、原研安全性研究にどのくらいの公共財が投入されたのかどうか調べたところ、40億ドルであることが判明した。定性的には、原研は、(1)政府の政策,(2)科学技術,学問,(3)工業界(技術移転,特許,受託研究等),(4)研究所が存在する地方自治体,(5)国際協力に貢献している。定量的には、原研は直接的な付加価値の創出(費用対効果)を研究のアウトカムとして算出している。原発の定着化というテーマの下で、発電や原子力施設に対して原研が過去に産み出した付加価値は60億ドルである。したがって、原発絡みの原研費用対効果は1.5となり、明らかにGDPを押し上げたことになる。もし、十分な原子力知識管理(NKM)がなされていなければ、これまで述べたような説明責任や予算使用にかかわる透明度を保持することはできなかったであろう。
前原 直; 森山 伸一; 三枝 幹雄*; 杉本 昌義; 今井 剛; 竹内 浩
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.823 - 827, 2005/11
被引用回数：2 パーセンタイル：17.00(Nuclear Science & Technology)IFMIFのRFQライナックのために、同軸導波管を用いたマルチループアンテナによるRF入力結合系の開発を行っている。ループアンテナを用いた場合、ループアンテナの構造がそれぞれの位相差やパワーバランスに影響を与える。パイプ直径10mmを用いたループアンテナを試作し、位相差とパワーバランスを低電力試験で測定した。ループアンテナの挿入距離を3cmにすると位相差やパワーバランスが乱れないことが判明した。しかし、耐電圧の面で単一ループアンテナによるマルチMW級の結合は難しいことから、2つもしくは4つのループアンテナを用いた結合の方が単一ループアンテナより、耐電圧及びパワーバランスの観点から良いと思われる。そこで2つケースに対して位相差とパワーバランスを測定した。平均位相差として179
と8%程度のパワーバランスの良い測定結果が得られた。これらの結果は、IFMIF 175MHz RFQにおいてマルチループアンテナを用いたRF入力結合系に対する有効性の一つを示した。
前原 直; 森山 伸一; 杉本 昌義; 齋藤 雄一*; 三枝 幹雄*
Proceedings of 2005 Particle Accelerator Conference (PAC '05) (CD-ROM), p.904 - 906, 2005/00
国際核融合材料照射施設は、D-Liストリッピング反応を用いた加速器による中性子照射施設である。要求されるビーム電流250mAは、125mAの2つの加速器ビームラインにより合成され、その入射器,RFQ,DTLの出力エネルギーは、それぞれ0.1,5と40MeVである。125mAの大電流を加速のために175MHzの運転周波数が採用された。大電流ビームシミュレーションの結果、全長12mのRFQがRF入射電力2.3MW CWよりエミッタンスの広がりを最小限に抑えるために設計された。このようなRFQに対して、ループアンテナを採用したRF入力結合系,同軸高周波窓,3
4ポートによる立体回路の設計をMW-Studioコードで行った。1つのループアンテナあたり200kW-CWの耐電圧を得るために、4 1/16"の同軸導波管を採用し、4ループアンテナ入射方式により、加速空洞内の電界分布の歪みを1%以内にできることが判明した。
Laird, J. S.; 平尾 敏雄; 小野田 忍; 若狭 剛史; 山川 猛; 阿部 浩之; 大山 英典*; 神谷 富裕
JAERI-Review 2004-025, TIARA Annual Report 2003, p.14 - 16, 2004/11
アバランシェフォトダイオードのような光通信用素子は近年人工衛星に搭載されるようになってきており、その放射線耐性の評価が強く求められている。高エネルギー荷電粒子がSiフォトダイオードに入射すると、アバランシェ破壊が引き起こされるとの報告がなされた。本研究では、光通信素子のシングルイベント効果を明らかにするため、2.5GHzのInPアバランシェフォトダイオードに高エネルギーイオンを入射し、その時に発生する電荷収集の過渡過程と入射位置依存性を調べた。その結果、印加電圧が-35V付近になると急激な電荷収集が行われることや、エッジ近傍でスパイクの大きい過渡電流が流れることがわかった。本研究会では、イオン入射位置とアバランシェ効果による電荷収集について議論する。
鈴木 哲; 上田 良夫*; 徳永 和俊*; 佐藤 和義; 秋場 真人
Fusion Science and Technology, 44(1), p.41 - 48, 2003/07
被引用回数：31 パーセンタイル：86.13(Nuclear Science & Technology)本論文は日本における核融合発電プラントのダイバータ、プラズマ対向機器に関する研究のレビューである。発電プラントの実現に向けて、トリチウム増殖比や熱・粒子相互作用を考慮したプラズマ対向材料の選定,発電に向けた伝熱流動の研究,プラズマ対向材料として最も有望なタングステンに関する接合技術などの製作技術開発、そして発電プラントの設計などの我が国の研究の現状について報告する。
藤 敏弘*; 山崎 和彦
JAERI-Tech 2000-053, 27 Pages, 2000/10
JAERI-Tech-2000-053.pdf:0.93MB
従来、大型汎用計算機で処理されていた科学技術計算は、最近のワークステーション及びパソコンの高性能化・低価格化によって分散化が進み、ほとんどの処理はUNIXワークステーションやパソコンで処理できるようになってきた。今回、大型計算機のFortran環境で標準的に使用されている図形処理ライブラリ、PIFLIB,GGS,ARGUSについてのパソコンへの移植、及びパソコン版図形処理プログラムツールWINPIFの整備を行った。本報告では、これらの移植内容について記述する。
中川 庸雄; 菊池 康之*; 深堀 智生
JAERI-Data/Code 99-030, 81 Pages, 1999/06
JAERI-Data-Code-99-030.pdf:2.83MB
共鳴パラメータを収集し、評価するための計算機プログラムREPSTORの補助プログラムとして作成した8本のプログラムの機能と使用法をまとめた。それらは、EXFORに格納された実験データをREPSTORの入力形式に変換するXTOREP、ENDFフォーマットの評価済みデータをREPSTORの入力形式に変換するETOREP、REPSTORファイル形式のデータをREPSTORの入力形式に変換するREPTOINP、レベル番号の付け替えをするREPRENUM、XTOREPの出力データの整理をするREPIMRG、REPSTORファイルを処理し、共鳴パラメータの平均値や個々の共鳴の中性子幅等の計算を行うTREP,軌道角運動量をBayse理論を用いて決めるPASSIGN、未定の全スピン値を決定するJCONVである。
山澤 弘実; 古野 朗子; 茅野 政道
Atmospheric Environment, 32(24), p.4343 - 4349, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：17.08(Environmental Sciences)WSPEEDIの長距離拡散モデルの性能を、混合層モデル化と入力データの時間・空間分解能との関連で調べた。比較のための基準データとして、ETEXラン1の地上濃度分布を用いた。解析の結果、モデル性能は混合層モデル化及び入力データ分解能には大きく依存せず、モデル運用時に入力可能な低分解能入力データを用いても、モデル性能は十分に実用的であることが示された。しかし、用いている拡散のパラメタリゼーションは、拡散を大きく見積もる傾向があり、最大濃度の過小評価傾向が指摘された。また、同じ理由により、スケールの小さい濃度分布が不明瞭になる。モデルの性能向上のためには、より詳細な拡散パラメタリゼーションが必要である。
渡邊 和弘; 比嘉 修*; 川島 秀一*; 小原 祥裕; 奥村 義和; 小野 要一*; 田中 政信*; 安富 誠*
JAERI-Tech 97-034, 106 Pages, 1997/07
総合ビーム入射パワーが50MW(1MeV)のITER用中性粒子入射装置(NBI)電源の設計を行った。1MV出力の負イオンビーム加速電源には、交流低圧側制御方式を採用し、150Hzのインバーターを適用した。回路シミュレーションにより、立ち上げ時間、リップル、遮断速度等の電源に要求される全ての性能を満足できることが確認できた。放電破壊時のサージ抑制も、3kA,10J以下に抑えられることが確認できた。さらに、本システム実現のためには、DC1MVの電力伝送ラインのR&Dが重要であることを示した。
山澤 弘実; 茅野 政道; 古野 朗子
ETEX Symp. on Long-Range Atmospheric Transport,Model Verification and Emergency Response, p.191 - 194, 1997/00
WSPEEDIで用いられている長距離拡散モデルの性能を、境界層のモデル化と入力データの時間、空間分解能との関連で調べた。その結果、境界層高度が1km以下では、モデルの性能は境界層高度の変化に対してわずかに依存する程度であることが示された。入力データの分解能に関しては、緯度経度で2.5°以下であれば、モデル性能の空間分解能依存性は小さく、入力データの時間間隔が12時間以下では、モデル性能は大きく変化しないことが示された。以上より、現在のモデル仕様は実用的である。
本間 建三; 雨谷 富男; 渡邊 浩之; 中崎 長三郎
UTNL-R-0292, p.1 - 9, 1993/00
JMTRに設置されている高温高圧水ループ照射設備「OWL-2」は、初期の目的を達成したため撤去することとした。OWL-2の炉内管は、原子炉容器の上蓋と下蓋を上下に貫通した構造である。そのため、炉内管の撤去は、原子炉容器内の一次冷却水の漏出を防止しつつ、炉内管の引抜きと、原子炉容器復旧のためのループ貫通部プラグ取付けを行わなければならない。本作業は、原子炉の炉心部を裸にする事故につながる恐れがあり、失敗の許されない困難な作業である。そのため、実機撤去に先立ち、モックアップ試験の実施を計画し、試験において構造設計、作業手順等の妥当性を確認した。本報告は、モックアップ試験の成果、実機炉内管の撤去及び、原子炉容器ループ貫通部の処置に関する、手順、方法等について紹介する。
伊与久 達夫; 稲垣 嘉之; 塩沢 周策; 西口 磯春*
Nuclear Technology, 99, p.158 - 168, 1992/08
被引用回数：4 パーセンタイル：41.51(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心は、炉心支持構造物の上に黒鉛ブロックを積重ねた構造である。HTTR炉心の耐震設計は安全評価上重要な項目の一つであり、動的評価を行う必要がある。このため、原研では、炉心の地震応答を解析するためのSONATINA-2Vコードを開発した。本コードは、炉心部を対象にモデル化しており、炉床部を詳細に考慮していない。このため、本コードの検証及び炉心部と炉心支持部の相互干渉特性を明らかにするために、1/2スケール垂直断面モデル耐震試験及び実寸7カラムモデル耐震試験を実施した。本コードで得られる応答値は実験値と良く一致しており、コードの妥当性を確認した。更に、実寸7カラムモデル耐震試験に基づいて、ブロック衝突力等の応答の最大値は、炉心部と炉床部の干渉効果を受けないことを明らかにした、本コードを炉心耐震解析で十分使用できることを示した。
三浦 幸俊; 森 雅博; 松田 俊明; 高田 晋*
JAERI-M 91-190, 43 Pages, 1991/11
JFT-2M実験データの図形出力プログラムを開発した。このプログラムの特徴は、ほぼすべての図形出力命令を比較的簡単な入力パラメータとしているので、各実験に対し1つのプログラムで自由な図形出力ができることにある。
中村 武彦; 傍島 眞; 細山田 龍二*
JAERI-M 90-140, 189 Pages, 1990/09
原研NSRRでは、ナトリウム冷却条件での高速炉燃料の破損実験を計画している。同実験における実験燃料の発熱量や温度挙動を予測することは実験範囲を定量化し、実験計画を策定する上で重要である。本報は実験燃料の温度挙動を予測するために行なった伝熱計算のまとめである。解析の結果、Na冷却条件での燃料破損のメカニズムは水冷却の場合と異なるであろう事が示された。また、最大パルス条件では実験燃料のほとんどが溶融し、破損するであろう事が示され、実験条件と燃料温度との関係が明らかとなった。本計算に当たり、軽水炉燃料のNSRR実験条件下での温度挙動を解析する計算コードNSR77を高速炉燃料挙動解析用に改造した。改造を行なった箇所については伝熱モデルを中心に併せて説明する。
森 清治*; 小林 武司*; 関 泰; 関 昌弘
FAPIG, 0(124), p.2 - 11, 1990/03
核融合炉のトリチウム増殖ブランケットの開発計画に反映するため、その開発に必要な手順と試験項目を明らかにした。さらに研究開発に必要な施設のうち、放射線場以外での炉外試験施設(高熱負荷試験、伝熱流動試験、製造技術開発、健全性試験)について予備的な概念設計を実施した。
前村 克巳*; 石黒 美佐子; 土橋 敬一郎; 平塚 篤*
JAERI-M 90-007, 126 Pages, 1990/02
原子力コードの入力データ作成を会話的に行い、入力データ作成の繁雑さを解消したいという要望に対応するため、メニュー画面データ入力支援システム;JDISSを開発した。JDISSは、コードに依存しない汎用性のあるシステムである。内部的には、FACOMの会話型プログラミング機能(IPF)を駆使している。コードの開発整備者が会話型入力画面を作成する際に、IPFの定義に煩わされず直接画面を設計することができる。また、問題に適応した既存データを下敷として利用でき、既に入力した情報に基づいて動的に画面の制御が行なえるなど人間工学的に見て使い易いシステムを目差した。本報告は、JDISSの機能とその実現方法の概要について述べると共に、JDISSの使用法を例示する目的で、核設計コードシステムSRACの入力画面作成方法について示す。
春名 勝次*; 前田 裕司; 大橋 一利*; 小池 卓朗*
J. Phys., C, 20(32), p.5275 - 5279, 1987/11
InP単結晶の格子定数の温度依存性を4.2~300Kの温度領域でX線によるBond法により精密に測定を行なった。
小幡 行雄
日本原子力学会誌, 28(6), p.508 - 513, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)INIS(国際原子力情報システム)は発足以来16年を経過し、IAEAを中心に現在は、74ヶ国、14国際機関が参加して運営されている。INISデータベースへの収録文献数は、本年5月に100万件を超える。入力国別、分野別、資料形態別、言語別の収録状況を示す。また入力形態、及びINIS出力の3形態、即ち冊子体INIS Atomindex、INIS磁気テープ、INISマイクロフィッシュとその利用状況について述べる。日本、外国、及びIAEAにおけるINIS検索サービスの概略についても触れる。昨年「INIS参加規約」が制定されるとともに「INIS運営の全般的見直し」が始まっている。主題範囲、速報性、データ・フラッギング、及び発展途上国への援助の動向について紹介する。
