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論文

Activation measurement for thermal-neutron capture cross-section of Cesium-135

中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

KURNS Progress Report 2018, P. 106, 2019/08

核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減化、資源化を目指した革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)において、長寿命核分裂生成核種$$^{135}$$Csの中性子捕獲断面積測定研究を京都大学複合原子力科学研究所にて行った。本論文は、京大原子炉(KUR)を用いた$$^{135}$$Csの熱中性子捕獲断面積の測定について報告するものである。

論文

Simulation study on the design of nondestructive measurement system using fast neutron direct interrogation method to nuclear materials in fuel debris

前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.617 - 628, 2019/07

In order to measure the amount of nuclear materials in the fuel debris produced in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, we have designed a measurement system based on a Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) method. In particular, we have developed a fast response detector bank for fast neutron measurements by Monte Carlo simulations. The new bank has more than an order of magnitude faster response compared to the standard ones. We have also simulated the nondestructive measurements of the nuclear materials in homogeneously mixed fuel debris with various matrices which contain Stainless Steel (JIS SUS304), concrete, and various control-rod (CR) contents in the designed system. The results show that at least some types of the fissile materials in the debris can be measured by using the designed system.

論文

Designing test methods for running capabilities of ground robots for nuclear disaster response

川端 邦明; 山田 大地; 白崎 令人; 石山 博紀

Proceedings of IEEE/ASME International Conference on Advanced Intelligent Mechatronics (AIM 2019) (USB Flash Drive), p.559 - 564, 2019/07

This paper describes the development of some test methods for the robots utilized for nuclear disaster response and decommissioning tasks. From the experiences in the disaster response at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), we have learned the importances of the development of the robots and the improvement of the operation capability. In this paper, we describe the test methods for running performances of the robots that are fundamental functions for the tasks in the nuclear disaster response. As the typical examples, we describe the tests for the performance of running through the narrow passage, climbing up and down the stairs and running with dragging the cable.

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section and resonance integral of neptunium-237

中村 詔司; 北谷 文人; 木村 敦; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.493 - 502, 2019/06

放射化法により$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)$$^{238}$$Np反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を測定した。$$^{237}$$Npの0.489eVにある第一共鳴に注意を払い、カドミウム差法において、ガドリニウムフィルタを用いて、カットオフエネルギーを0.133eVに設定して$$sigma_{0}$$を測定した。ネプツニウム237試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉にて照射した。照射位置における熱中性子束、及び熱外ウェストコット因子を決定するために、金合金線モニタ、及びコバルト合金線モニタも一緒に照射した。照射したネプツニウム237試料及びモニタ試料の生成放射能を、ガンマ線分光により測定した。ウェストコットの理論に基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれと186.9$$pm$$6.2 barn、及び1009$$pm$$90 barnと導出した。

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 systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

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

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。

報告書

瑞浪超深地層研究所における坑道一部埋め戻し試験の計画策定

戸栗 智仁*; 矢萩 良二*; 沖原 光信*; 竹内 伸光*; 黒崎 ひろみ*; 松井 裕哉

JAEA-Technology 2018-017, 161 Pages, 2019/03

JAEA-Technology-2018-017.pdf:28.26MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画」(平成27年4月1日$$sim$$平成34年3月31日)に基づき、三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)についての調査研究を進めている。本報告書は、これらの必須の課題のうち、坑道埋め戻し技術の開発として計画していた瑞浪超深地層研究所研究坑道を利用した坑道一部埋め戻し試験の全体計画等を策定した結果を述べたものである。

報告書

燃料研究棟汚染事故における現場復旧作業報告

燃料研究棟汚染事故に関する現場復旧チーム

JAEA-Review 2019-001, 58 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2019-001.pdf:10.74MB

2017年6月6日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター(現在は大洗研究所という。)燃料研究棟の実験室(108号室)において、核燃料物質を収納したウラン・プルトニウム貯蔵容器を点検するためフード内で貯蔵容器の蓋を開封する作業を行なっていた際に、貯蔵容器内の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部がフード外へ飛散して実験室内が汚染するとともに、点検作業に関わっていた作業員5名が内部被ばくする事故が発生した。事故発生後に組織された現場復旧チームは、事故直後から現場の汚染状況を把握するとともに、実験室内のグローブボックス等の設備機器を含め実験室の床, 壁, 天井等全域の除染を実施した。除染作業では、室内の設備機器の設置状況や汚染形態、汚染状況等を考慮し、手作業による拭き取り除染を実施するとともに、本手法にて除染できない狭窄部等についてはストリッパブルペイントによる剥離除染を併用することとした。その結果、浮遊性汚染については検出限界未満まで除染することができた。固着性汚染についてはストリッパブルペイントによる剥離除染後、養生等の措置を行った。本報告は、他の核燃料物質の取扱い施設、特にプルトニウム等の$$alpha$$放射性物質を取り扱う施設においても大いに参考となるものであり、今後の施設設備廃止に伴う除染作業の計画等に活用されることを期待する。

論文

Development of creep property equations of 316FR stainless steel and Mod.9Cr-1Mo steel for sodium-cooled fast reactor to achieve 60-year design life

鬼澤 高志; 橋立 竜太

Mechanical Engineering Journal (Internet), 6(1), p.18-00477_1 - 18-00477_15, 2019/02

316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼はナトリウム冷却高速炉(SFR)の構造材料への適用が検討されている。日本原子力研究開発機構は、経済性の向上と放射性廃棄物の削減を目的として、いくつかの革新的技術を提案しており、その中でも最も有効な手段の一つとして60年設計を採用することが挙げられている。60年設計を可能とするためには、日本機械学会規格に規定されている材料強度基準等を30時間から50万時間に延長しなければならないが、これには外挿性に優れたクリープ破断関係式及びクリープひずみ式が不可欠である。本論文では、長時間クリープ特性評価に基づいて、316FR鋼及び改良9Cr-1Mo鋼の高温・長時間におけるクリープメカニズムの変化を考慮したクリープ特性式の開発について述べる。開発したクリープ特性式は、現行の日本機械学会規格のクリープ特性式よりも、より正確な長時間クリープ特性評価が可能である。

論文

Development of numerical simulation method for small particles behavior in two-phase flow by combining interface and Lagrangian particle tracking methods

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, micro particles of aerosol remove through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of micro particles through the gas-liquid interface is not clear, a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate removal of micro particles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. In addition, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and micro particles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, outline and preliminary results of this simulation method are shown.

論文

Communication avoiding multigrid preconditioned conjugate gradient method for extreme scale multiphase CFD simulations

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 山下 晋; 小野寺 直幸; 山田 進; 今村 俊幸*

Proceedings of 9th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2018) (Internet), p.17 - 24, 2018/11

多相流体CFDコードJUPITERの圧力ポアソン方程式に省通信マルチグリッド前処理付共役勾配(CAMGCG)法を適用し、省通信クリロフ部分空間法と計算性能と収束特性を比較した。JUPITERコードにおいてCAMGCGソルバ問題サイズによらずロバーストな収束特性を有し、通信削減と収束特性向上を両立することから、通信削減のみを実現する省通信クリロフ部分空間法に対する優位性が高い。CAMGCGソルバを$$sim 900$$億自由度の大規模多相流体CFDシミュレーションに適用して反復回数を前処理付CG法の$$sim 1/800$$に削減し、Oakforest-PACSにおける8,000ノードまでの良好な強スケーリングとCG法の$$sim 11.6$$倍の性能向上を達成した。

論文

Thermodynamic data development; Solubility method and future research needs (PLENARY)

Rai, D.*; 油井 三和; 北村 暁

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.19 - 26, 2018/11

本報告の目的は、(1)溶解度法を説明し、(2)読者がどの研究が品質のよいものであるかを理解するために必要な溶解度法に望まれる基準、(3)評価基準の使用例、そして(4)いくつかの研究の必要性の例(溶解度法が理想的で他の方法が不適なもの)を提示することである。

論文

Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 140, p.209 - 214, 2018/10

 パーセンタイル:100(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the $$^{125}$$I production could be maximized and the $$^{126}$$I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of $$^{125}$$I production.

論文

Particle-based simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test

守田 幸路*; 小川 竜聖*; 時岡 大海*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

EAGLE炉内ID1試験は日本原子力研究開発機構によって実施され、FAIDUSと称される内部ダクト付き燃料集合体からの早期燃料流出を模擬したものである。試験で生じた早期ダクト破損は、燃料とスティールから構成される溶融プールからの高い熱流束によるものと解釈されている。試験後の分析からは、壁面に燃料クラストが形成されない状況において、高い熱伝導度を有するプール中の溶融スティールによって溶融プールからダクトへの伝熱が効果的に促進されたことが示唆されている。本研究では、多成分多相流の粒子法に基づいた完全ラグランジェ法を用いて溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を分析した。プール中の溶融スティールと燃料の混合と分離挙動およびこれらの挙動がプールからダクトへの伝熱に与える影響を調べるため、燃料ピンの崩壊、溶融プールの形成およびダクト壁の破損に至る一連の挙動を模擬した。現在の2次元粒子法シミュレーションでは、10MW/m$$^{2}$$を超える壁面への大きな熱負荷は、核発熱を伴う液体燃料が壁面へ直接接触することによるものであることが示された。

論文

Epistemic Uncertainty Quantification of Floor Responses for a Nuclear Reactor Building

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

2011年福島原子力発電所事故の後、原子力施設では設計を超える地震動への対策が求められている。確率論的地震リスク評価(SPRA)における不確実さは、低減できない偶然的不確実さと知識や情報収集によって低減可能な認識論的不確実さに分類される。SPRAの信頼度向上のために、知識不足による認識論的不確実さを低減することが必要である。本研究では、認識論的不確実さに関連し、モデル化手法による地震応答の違いに着目する。従来の質点系モデルと3次元有限要素モデルの2種類のモデルを用いて、偶然的不確実さを考慮した多様な入力地震動を用いた地震応答解析を実施する。各モデルで得られた原子炉建屋の床応答の違いについて定量的評価を行う。最後に、SPRAのフラジリティ評価において不確実さ評価結果をどのように活用するかについて議論する。

論文

Three-dimensional numerical study on pool stratification behavior in molten corium-concrete interaction (MCCI) with MPS method

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*; Duan, G.*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

溶融コリウム・コンクリート相互作用(MCCI)は軽水炉の仮想的シビアアクシデント時の後期フェーズにおいて炉容器外で生じる可能性のある重要事象である。本研究では、MPS法を用いてKITによって実施された模擬物質による成層化溶融プールの実験COMET-L3に対する3次元解析を行った。コリウム/クラスト/コンクリート間の伝熱は粒子間の熱伝導モデルで模擬した。さらに、ケイ酸系コンクリートではケイ酸系析出物の効果によって軸方向と径方向の浸食が異なる可能性が既往研究から示唆されていることから、2つの異なる解析ケースを実施した。解析の結果、MCCIにおいて金属コリウムは酸化物コリウムと全く異なるコンクリート浸食パターンを示しており、アクシデントマネジメントにおける格納系境界の溶融貫通時間の評価に考慮する必要があることが分かった。

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

論文

粘土の透水係数測定へのトランジェントパルス法の適用

加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*

材料, 67(3), p.318 - 323, 2018/03

放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。

論文

周回坑道掘削時に取得された内空変位と切羽観察結果に基づく初期地圧評価手法の開発

亀村 勝美*; 青柳 和平; 名合 牧人*; 菅原 健太郎*

第45回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.43 - 48, 2018/01

大規模な地下施設の建設に当たっては、掘削対象岩盤の力学特性とともに適切な初期地圧を設定することが重要となる。堆積軟岩を対象とする幌延深地層研究センターにおいては、地上からのボーリング孔や地下調査坑道において実施した水圧破砕試験や応力解放法により初期地圧状態の評価を行ってきた。ここでは、設計段階において推定された初期地圧状態の妥当性を検討するため、深度350mの周回坑道掘削時の内空変位と切羽観察記録を活用し、断層を含む数百m四方の範囲の数値解析モデルを構築し、坑道で計測された内空変位挙動を、岩盤の不均質性を考慮して説明できる初期地圧状態を評価した。評価結果は、他の計測結果と整合的であり、地下施設建設段階における初期地圧状態の妥当性の確認手法として適用できる可能性が示された。

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