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論文

Numerical simulation of the solid particle sedimentation and bed formation behaviors using a hybrid method

Sheikh, M. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 鈴木 徹*; 神山 健司

Energies (Internet), 13(19), p.5018_1 - 5018_15, 2020/10

In the safety analysis of sodium-cooled fast reactors, numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multicomponent and multiphase flows in core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particularly difficult. In the material relocation phase of CDAs, core debris settle down on a core support structure and/or an in-vessel retention device and form a debris bed. The bed's shape is crucial for the subsequent relocation of the molten core and heat removal capability as well as re-criticality. In this study, a hybrid numerical simulation method, coupling the multi-fluid model of the three-dimensional fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze the sedimentation and bed formation behaviors of core debris. Three-dimensional simulations were performed and compared with results obtained in a series of particle sedimentation experiments. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different properties as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with experimental measurements. They demonstrate the practicality of the present hybrid method to solid particle sedimentation and bed formation behaviors of mixed as well as homogeneous particles.

論文

使用済燃料直接処分での処分容器の耐圧厚さの検討

杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*

日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09

使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。

論文

京大加速器中性子源(KUANS)のためのリエントラントホールを有する減速材の設計

沖田 将一朗; 田崎 誠司*; 安部 豊*

日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.178 - 184, 2020/09

京都大学加速器中性子源(KUANS)は、現在国内で稼働している小型加速器中性子源の一つであり、分光器や検出器の開発に活用されている。さらにKUANSは、比較的低い中性子発生強度のため、減速材設計に関する実験研究に適した施設でもある。KUANSのビーム強度の増加を図るため、リエントラントホールを有する減速材の核設計を実施し、KUANSを利用して設計の妥当性を確認する実験を行った。PHITSを用いた計算によって、リエントラントホールを有するポリエチレン減速材の核設計を実施し、その減速材から得られるビーム強度を実験的に測定したところ、これまで使われていた直方体形状の減速材を用いた場合の1.9倍のビーム強度が得られた。さらに直方体形状の減速材から得られるビームに対する波長毎のビーム強度比は、波長の長い中性子ほど増加し、最大で3倍程度になった。興味深いことに、減速材にリエントラントホールを設けることにより、長い波長の中性子ほどより効率的に減速材の中から取り出されることがわかった。

論文

Consistent robin boundary enforcement of particle method for heat transfer problem with arbitrary geometry

Wang, Z.; Duan, G.*; 松永 拓也*; 杉山 智之

International Journal of Heat and Mass Transfer, 157, p.119919_1 - 119919_20, 2020/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Thermodynamics)

Enforcing accurate and consistent boundary conditions is a difficult issue for particle methods, due to the lack of information outside boundaries. Recently, consistent Neumann boundary condition enforcement is developed for the least squares moving particle semi-implicit method (LSMPS). However, the Robin boundary cannot be straightforwardly considered by that method because no computational variables are defined on the wall boundary. In this paper, a consistent Robin boundary enforcement for heat transfer problem is proposed. Based on the Taylor series expansion, the Robin boundary condition for temperature is converted to the fitting function of internal rather than boundary particles and incorporated into least squares approach for discretization schemes. Arbitrary geometries can be easily treated due to the use of polygons for wall boundary. A convergence study was firstly carried out to verify the consistency. Then, numerical tests of 1-D and 2-D heat conduction problems subjected to mixed boundary conditions were performed for verification, and good agreements with theoretical solutions were observed. Natural convection problems with different boundary conditions in an annulus were carried out for further validations of heat-fluid coupling. Excellent agreements between the present and literature results were demonstrated.

論文

Measurement for thermal neutron capture cross sections and resonance integrals of the $$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{rm 244g}$$Am, $$^{rm 244m+g}$$Am reactions

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2019, P. 132, 2020/08

マイナーアクチノイド核種の一つである$$^{243}$$Amの中性子捕獲反応断面積の精度向上に係る研究開発を行った。まず、崩壊ガンマ線の放出率を高い精度で整備して、$$^{243}$$Amの原子炉中性子照射による$$^{244}$$Amの基底状準位$$^{rm 244g}$$Amの生成量をガンマ線測定で調べた。次に、アイソマーと基底準位を合わせた$$^{rm 244m+g}$$Amの生成量を、$$^{244}$$Cmへ崩壊させてアルファ線測定で調べた。$$^{rm 244g}$$Am生成、及び$$^{rm 244m+g}$$Am生成の熱中性子捕獲断面積、及び共鳴積分を測定した。

論文

Numerical simulation of two-phase flow in 4$$times$$4 simulated bundle

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00583_1 - 19-00583_12, 2020/06

原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、軽水炉燃料集合体を模した4$$times$$4バンドル体系において、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、既存に報告されているバンドル内気液二相流の可視化研究やボイド率計測結果をもとに、解析手法の妥当性の検討、および課題の抽出を行った。

論文

Measurements of thermal-neutron capture cross-section of cesium-135 by applying mass spectrometry

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.388 - 400, 2020/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

$$^{135}$$Cs(n,$$gamma$$)$$^{136}$$Cs反応の熱中性子捕獲断面積($$sigma_{0}$$)及び共鳴積分(I$$_{0}$$)を、ガンマ線及びマススペクトロメトリーにより測定した。我々は、$$^{137}$$Cs標準溶液に不純物として含まれている$$^{135}$$Csを利用した。$$^{137}$$Cs溶液中の$$^{135}$$Csを定量するために、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位対比をマススぺクトロメトリーにより求めた。分析した$$^{137}$$Cs試料を、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉の水圧輸送管を用いて中性子照射を行った。照射位置の中性子成分を求めるために、Co/AlとAu/Alモニタも一緒に照射した。$$sigma_{0}$$を求めるために、Gdフィルターを用いて、中性子カットオフエネルギーを0.133eVに設定した。$$^{137}$$Cs, $$^{136}$$Csとモニタの放射能をガンマ線スペクトロメトリーにより測定した。Westcottコンベンションに基づき、$$sigma_{0}$$とI$$_{0}$$を、それぞれ8.57$$pm$$0.25barn及び45.3$$pm$$3.2barnと導出した。今回得られた$$sigma_{0}$$は、過去の測定値8.3$$pm$$0.3barnと誤差の範囲で一致した。

報告書

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。

論文

Measurement of prompt neutron decay constant with spallation neutrons at Kyoto University Critical Assembly using linear combination method

方野 量太; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(2), p.169 - 176, 2020/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(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、過去には京都大学臨界集合体(KUCA)においてDT中性子源を用いた検証を行った。本検討では、核破砕中性子源を用いた検証を行い、提案手法が中性子源に対しても頑健に$$alpha$$の測定が可能であることを示した。

論文

Conceptual study on a novel method for detecting nuclear material using a neutron source

米田 政夫; 藤 暢輔

Annals of Nuclear Energy, 135, p.106993_1 - 106993_6, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本研究は全く新しいアクティブ中性子法として、中性子線源を測定対象物の周りで高速移動させ、その残存出力を調べることにより核物質の検知を行う手法について検討したものである。一般に中性子線源を用いて核物質を含む対象物に中性子を照射すると、核分裂中性子に加えて、線源からの中性子も同時に観測される。しかし、中性子線源を非常に高速に移動させて照射を行うと、それら中性子成分が時間的に分離して観測される。この効果を利用することにより核物質の検知が可能となる。本研究手法では、従来のアクティブ中性子法では不可欠であった高価なDT中性子発生管が不要となることから、装置の低コスト化及び簡素化にも貢献することが期待できる。

論文

Recent activities in the field of reactor physics

福島 昌宏; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1061 - 1062, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

核分裂による原子炉の根本的な問題を取り扱う炉物理は、革新的な原子炉を含む様々な炉型の安全性や設計研究において重要な役割を果たす。本稿では、炉物理の分野における近年の活動から、Journal of Nuclear Science and Technologyを含む科学誌に発表されたいくつかの優れた研究をまとめる。

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:2 パーセンタイル:28.85(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

GPU acceleration of communication avoiding Chebyshev basis conjugate gradient solver for multiphase CFD simulations

Ali, Y.*; 小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 今村 俊幸*

Proceedings of 10th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2019), p.1 - 8, 2019/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:3.15

大規模線形問題の反復法ソルバはCFDコードで共通に用いられる。前処理付共役勾配(P-CG)法は最も広く用いられている反復法の一つである。しかしながら、P-CG法では、特に演算加速環境において、大域的集団通信が重要なボトルネックとなる。この問題を解決するために、省通信版のP-CG法がますます重要になっている。本論文では多相CFDコードJUPITERにおけるP-CG法と前処理付チェビシェフ基底省通信CG(P-CBCG)法を最新のV100GPUに移植する。全てのGPUカーネルは高度に最適化され約90%のルーフライン性能を達成し、ブロックヤコビ前処理はGPUの高い演算性能を引き出すように再設計し、さらに残された袖通信のボトルネックは通信と計算のオーバーラップによって回避した。P-CG法とP-CBCG法の全体性能は大域的集団通信と袖通信の省通信特性によって左右され、GPUあたりのノード間通信帯域が重要となることが示された。開発したGPUソルバはKNLにおける以前のCPUソルバの2倍に加速され、Summitにおいて7,680GPUまで良好な強スケーリングを達成した。

論文

Application of the forest shielding factor to the maximum-likelihood expectation maximization method for airborne radiation monitoring

佐々木 美雪; 眞田 幸尚; 山本 章夫*

Radiation Protection Dosimetry, 184(3-4), p.400 - 404, 2019/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

無人ヘリコプターを用いた上空からの放射線モニタリング(ARM)は、広範囲の放射線分布を把握するのに有効な手法である。ARM解析法の精度を向上させるために、逆問題解析の一種であるMaximum-Likelihood-Expectation-Maxisation (ML-EM)法の適用について検討している。ML-EM法による換算の精度は、検出器効率, 減衰率, 遮蔽係数などのパラメータに依存する。特に樹木による遮蔽係数の取得は、森林における放射性セシウムの評価において重要である。本研究では、無人ヘリコプターを用いた森林上空における実測データを用いて、ARMにおける森林の遮蔽係数評価を行った。

論文

Investigation on the influence of additional protective measures on sheltering effectiveness for internal exposure

廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 宗像 雅広

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2019 (ASRAM 2019) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2019/09

屋内退避による内部被ばくの低減効果を高めるための手段の一つとして空気清浄機の稼動が挙げられる。低減効果を最も効果的に高める空気清浄機の稼動方法を検討するために、本研究では、空気清浄機の除去効率を実験的に調査し、その実験結果を用いて低減効果を計算した。その結果、空気清浄機の風量が大きいほど低減効果がより高まることが示された。

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

Study on the two-phase flow in simulated LWR fuel bundle by CFD code

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.666 - 677, 2019/08

機構論に基づいた限界熱流束(CHF)予測手法は、軽水炉燃料の最適設計や安全評価に必要である。CHFを予測するためにはバンドル内を流れる気泡の大きさや速度が必要となるが、既存の気泡運動に関する方程式を用いて、複雑な形状の燃料集合体内の気泡の大きさや速度を求めることは不可能である。そこで、本研究では、界面追跡法を用いた数値解析により、直接的に燃料集合体内の二相流データを得る。解析コードは原子力機構で開発しているJUPITERを用い、4$$times$$4バンドル体系において断熱条件で解析した。解析結果と既存の二相流研究データと比較することで解析コードの妥当性を検証し、CHF評価のための数値シミュレーション利用についてその可能性を確認した。

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:53.3(Nuclear Science & Technology)

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:53.3(Nuclear Science & Technology)

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。

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