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論文

Evaluation of power distribution calculation of the very high temperature reactor critical assembly (VHTRC) with Monte Carlo MVP3 code

Simanullang, I. L.*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石塚 悦男; 飯垣 和彦; 藤本 望*

Annals of Nuclear Energy, 177, p.109314_1 - 109314_8, 2022/11

Power distribution plays a significant role in preventing the fuel temperature exceeds the safety limit of 1600$$^{circ}$$C in high-temperature gas-cooled reactors. The experiment to measure the power distribution in the graphite-moderated system was carried out with the Very High Temperature Reactor Critical Assembly facility. In the previous study, the power distribution in the VHTRC was calculated using a nuclear design code system based on diffusion calculation. The results showed a maximum discrepancy of up to 20 between the experiment and calculated values in the axial direction. The large discrepancy occurred near the boundary of fuel and reflector regions. This study describes the evaluation results of pin-wise power distribution of the VHTRC with the Monte Carlo MVP3 code. The calculation results were in good agreement with the measured results. In the axial direction, the discrepancy was less than 1 around the boundary of fuel and reflector regions.

論文

An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11

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

A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.

報告書

MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*

JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-015.pdf:2.74MB

MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所な$$^{235}$$U, $$^{239}$$Pu及び$$^{10}$$Bの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%$$Delta$$k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。

論文

Visualization of the boron distribution in core material melting and relocation specimen by neutron energy resolving method

阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011075_1 - 011075_6, 2021/03

Since the hardness of fuel debris containing boride from B$$_{4}$$C pellet in control rod is estimated to be two times higher as that of oxide, such as UO$$_{2}$$ and ZrO$$_{2}$$, distribution of such boride in the fuel debris formed in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants may affect the process of debris cutting and removal. The high neutron absorption of boron may affect the possibility of re-criticality during the process of debris removal. Therefore, boride distribution in fuel debris is regarded as an important issue to be addressed. However, boron tends to have difficult in quantification with conventionally applied methods like EPMA and XPS. In this study, accelerator-driven neutron-imaging system was applied. Since boron is the material for neutron absorption, its sensitivity in terms of neutron penetration through specimens is concerned. To adjust neutron attenuation of a specimen to suit a particular measurement by selecting the neutron energy range, we focused on the energy resolved neutron imaging system RADEN, which utilizes wide energy range from meV to keV. Development of a method to visualize boron distribution using energy-resolved neutrons has been started. In this presentation the authors show the status of the development of a method utilizing energy-resolved neutrons and provide some outcome from its application to the Core Material Melting and Relocation (CMMR)-0 and -2 specimens.

報告書

一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測(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; 名古屋大学*

JAEA-Review 2020-063, 44 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-063.pdf:2.55MB

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、「一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測」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。福島第一原子力発電所の廃炉を進めるにあたり把握する必要がある建屋内作業環境の放射線源の位置分布を測定するセンサとして、最も確実に汚染源の位置分布の把握を行うことができる密着型で、かつ「点」ではなく「線」に沿った放射線源分布が把握できる一次元光ファイバ放射線センサの開発を行う。従来方式の飛行時間型光ファイバ放射線センサの高度化に加え、光の波長成分に着目した全く新しい方式の光ファイバ放射線センサの開発・実用化を進める。

論文

Derivation of ideal power distribution to minimize the maximum kernel migration rate for nuclear design of pin-in-block type HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 後藤 実

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.9 - 16, 2021/01

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

高温ガス炉の燃料健全性の観点から、通常運転時の核移動速度を抑制することは非常に重要である。最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布の存在は、設計作業の効率化を可能にする。そこで、本研究では、最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布を得るために、熱設計を考慮したラグランジュ乗数法に基づく新たな手法を提案する。原子力機構が実施した既存の概念設計を対象として、従来設計目標として用いられてきた燃料最高温度を最小化するための出力分布の場合と比較して、最大核移動速度を最小化するために本研究で提案した出力分布から得られる核移動速度は、約10%低い値を示した。

論文

Simulation analysis of the Compton-to-peak method for quantifying radiocesium deposition quantities

Malins, A.; 越智 康太郎; 町田 昌彦; 眞田 幸尚

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.147 - 154, 2020/10

Compton-to-peak analysis is a method for selecting suitable coefficients to convert count rates measured with in situ gamma ray spectrometry to radioactivity concentrations of $$^{134}$$Cs & $$^{137}$$Cs in the environment. The Compton-to-peak method is based on the count rate ratio of the spectral regions containing Compton scattered gamma rays to that with the primary $$^{134}$$Cs & $$^{137}$$Cs photopeaks. This is known as the Compton-to-peak ratio (RCP). RCP changes as a function of the vertical distribution of $$^{134}$$Cs & $$^{137}$$Cs within the ground. Inferring this distribution enables the selection of appropriate count rate to activity concentration conversion coefficients. In this study, the PHITS Monte Carlo radiation transport code was used to simulate the dependency of RCP on different vertical distributions of $$^{134}$$Cs & $$^{137}$$Cs within the ground. A model was created of a LaBr$$_3$$(Ce) detector used in drone helicopter aerial surveys in Fukushima Prefecture. The model was verified by comparing simulated gamma ray spectra to measurements from test sources. Simulations were performed for the infinite half-space geometry to calculate the dependency of RCP on the mass depth distribution (exponential or uniform) of $$^{134}$$Cs & $$^{137}$$Cs within the ground, and on the altitude of the detector above the ground. The calculations suggest that the sensitivity of the Compton-to-peak method is greatest for the initial period following nuclear fallout when $$^{134}$$Cs & $$^{137}$$Cs are located close to the ground surface, and for aerial surveys conducted at low altitudes. This is because the relative differences calculated between RCP with respect to changes in the mass depth distribution were largest for these two cases. Data on the measurement height above and on the $$^{134}$$Cs & $$^{137}$$Cs activity ratio is necessary for applying the Compton-to-peak method to determine the distribution and radioactivity concentration of $$^{134}$$Cs & $$^{137}$$Cs in the ground.

論文

Development of three-dimensional distribution visualization technology for boron using energy resolved neutron-imaging system (RADEN)

阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

Boron carbide is used as a neutron-absorbing material in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), producing borides that are twice as hard as oxides (such as UO$$_{2}$$ and ZrO$$_{2}$$). The high neutron absorption of boron affects the evaluation of re-criticality during the process of debris retrieval. Therefore, it is important not only to determine the presence of boron but also to investigate the distribution of boron inside the material in a non-destructive manner during decommissioning. To address the uncertainties in the core material relocation behavior of boiling water reactor (BWR) during a severe accident (SA), solidified melt specimens of a simulated fuel assembly were prepared by plasma heating. If core material melting and relocation (CMMR) specimens can be used to estimate the B distribution in 1F Unit-3, that will provide valuable information in the decommissioning of 1F. To address this, the authors focused on the energy-resolved neutron imaging system, RADEN, which utilizes a wide energy range, from meV to keV. This is an innovative three-dimensional analysis technology for boride distribution that affects the evaluation of hardness and re-criticality. In the calibration standard samples (Zr$$_{x}$$B$$_{1-x}$$ and Fe$$_{x}$$B$$_{1-x}$$), there was a good correlation between boron concentration and the energy-dependence of the cross sections of cold and epi-thermal neutrons. In the CMMR specimens, boron distribution was confirmed from the contrast difference between cold and epi-thermal neutrons. In the future, the results of calibration standard samples will be applied to the results of CMMR specimens. With this method, three-dimensional boron distribution will be measured, and the understanding of boride distribution 1F Unit-3 will be improved, which may be reflected in an improved SA code.

論文

Characterizing vertical migration of $$^{137}$$Cs in organic layer and mineral soil in Japanese forests; Four-year observation and model analysis

武藤 琴美; 安藤 麻里子; 松永 武*; 小嵐 淳

Journal of Environmental Radioactivity, 208-209, p.106040_1 - 106040_10, 2019/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:54.95(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故により森林に沈着した放射性Csによる長期的な放射線のリスクを評価するためには、森林の表層土壌における放射性Csの挙動を明らかにすることが重要である。本研究では、事故後4.4年間で5回、福島県内の植生の異なる森林5地点において放射性Csの鉛直分布の調査を行い、モデル計算の結果との比較を行った。また、欧州の森林における文献値と比較を行い、日本の森林における有機物層と表層土壌における放射性Csの移行特性を考察した。調査の結果、有機物層から鉱物土壌への$$^{137}$$Cs移行は欧州よりも早く、日本の森林では$$^{137}$$Csの移動度や生物利用性が急速に抑制されることが示唆された。鉱物土壌中の$$^{137}$$Cs拡散係数は0.042-0.55cm$$^2$$y$$^{-1}$$と推定され、日本と欧州で同程度であった。これらのパラメータを用いた予測計算では事故から10年後では$$^{137}$$Csは主に表層鉱物土壌に分布していることが示され、森林に沈着した放射性Csは表層土壌に長期的に保持されることが示唆された。

論文

Applicability of autonomous unmanned helicopter survey of air dose rate in suburban area

吉村 和也; 藤原 健壮; 中間 茂雄

Radiation Protection Dosimetry, 184(3-4), p.315 - 318, 2019/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.22(Environmental Sciences)

To investigate the applicability of autonomous unmanned helicopter (AUH) survey, the result of AUH survey in sub-urban area was compared with air dose rate measured on the ground. The AUH survey showed similar measurement error with the errors reported for plane permeable fields (within uncertainty factor of 2), suggesting that the AUH survey is effective tool to clarify the air dose rate distribution in urban area. The other survey tools on the ground, however, is necessary to clarify the distribution in detail. The measurement error of the AUH survey was suggested to be attributed to the spatial heterogeneity of coefficient to convert the $$gamma$$ ray count rate detected by AUH to the air dose rate.

論文

福島第一原子力発電所における事故対応ワークロード分析に基づく緊急時対応力向上に関する研究

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.55 - 68, 2019/06

本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の緊急時対策本部における事故時のワークロードマネジメントを分析することにより、緊急時対応力向上を目的としたものである。選定した事象は、緊急時対応力が求められた福島第一原子力発電所の3号機におけるHPCIの停止による原子炉注水停止から、原子炉への注水回復を暫定的に回復することに成功した時間帯の緊急時対策本部の対応である。テレビ会議システムの映像を文字起こししたデータを基本データとし、会議録では事実関係の把握が難しい時には、各報告書や調書を参照した。また、ワークロードマネジメントを評価する手法は、Crew Resource Managementの手法を参照した。本研究により、発電所対策本部のワークロードマネジメントの実態が明らかになるとともに、緊急対応力向上のために、発電所対策本部および関係する外部組織に求められる課題が明らかになった。

論文

Analytical studies of three-dimensional evaluation of radionuclide distribution in zeolite wastes through gamma scanning of adsorption vessels

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Nuclear Science and Engineering, 192(1), p.70 - 79, 2018/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.71(Nuclear Science & Technology)

これまでTMI-2事故時の汚染水処理に用いた水没式の脱塩システム(SDS)に対して、アスペクト比の小さな吸着塔を円筒形状に近似して、その軸方向のみを対象にしたgammaスキャニングに関する解析的研究を進めてきた。本研究では、事故時の報告書をもとに再現した現実系の軸方向のスキャニングを模擬した計算を行い、円筒形状の結果と比較するとともに、径方向のスキャニングも新たに試みて、吸着塔内の核種分布の3次元評価の可能性を模索した。吸着塔の上面および底面からの径方向のスキャニングの模擬計算では、ゼオライト充填層中に仮想的なディスク形状とシェル形状に設定したCs-137がそれぞれ明瞭に観察可能であることを確証した。

論文

Altitudinal characteristics of atmospheric deposition of aerosols in mountainous regions; Lessons from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

眞田 幸尚; 堅田 元喜*; 兼保 直樹*; 中西 千佳*; 卜部 嘉*; 西澤 幸康*

Science of the Total Environment, 618, p.881 - 890, 2018/03

 被引用回数:19 パーセンタイル:64.63(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故による放射性物質の環境中への放出の再現はエアロゾルの沈着に関する詳細な情報を提供する。本論文では、複雑な山地の地形における、事故の間に放出される放射性セシウムの高度の特徴を分析した。分析には、有人ヘリを用いた航空機モニタリングのデータ及びWSPEEDI-IIによる再現結果を利用した。放出源から遠い場所におけるWSPEEDI-IIの結果は、航空機モニタリングの結果とよく整合したが、近い場所での再現性は悪かった。これらの事実から、エアロゾルの沈着過程に関する模式図を構築した。

論文

A Power spectrum approach to tally convergence in Monte Carlo criticality calculation

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(12), p.1310 - 1320, 2017/12

AA2017-0413.pdf:1.05MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:58.72(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法臨界計算での実効増倍率・燃料集合体出力等の信頼区間算出においては、中心極限定理に基づくタリー標準化関数の分布収束の判定が根本的に重要である。この課題に対処するため、タリー標準化関数のパワースペクトル評価手法を開発したことを報告する。具体的には、タリー標準化関数のブラウン橋への分布収束により、タリー標準化関数のパワースペクトルが周波数の逆2乗則分布に収束することを導出し、パワースペクトルの対数分布の勾配の算出を通して分布収束を診断できることを示した。また、分布収束の不十分さを、非整数ブラウン運動モデルにより評価できることも示した。本開発手法の妥当性を、加圧水型軽水炉の局所出力および燃料・コンクリート系デブリモデルを例として、検証した。

論文

Identification of penetration path and deposition distribution of radionuclides in houses by experiments and numerical model

廣内 淳; 高原 省五; 飯島 正史; 渡邊 正敏; 宗像 雅広

Radiation Physics and Chemistry, 140, p.127 - 131, 2017/11

BB2016-0282.pdf:0.39MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:24.35(Chemistry, Physical)

The dose assessment for people living in preparation zones for the lifting of the evacuation order is needed with the return of the residents. However, it is difficult to assess exactly indoor external dose rate because the indoor distribution and infiltration pathways of radionuclides are unclear. This paper describes indoor and outdoor dose rates measured in eight houses in the difficult-to-return zone in Fukushima prefecture to examine the distribution of radionuclides in a house and the main infiltration pathway of radionuclides. In addition, it describes also dose rates calculated with a Monte Carlo photon transport code to understand thoroughly the measurements. These measurements and calculations provide that radionuclides can infiltrate mainly through ventilations, windows, and doors, and then deposit near the gaps, while those infiltrate hardly through sockets and air conditioning outlets.

論文

Preliminary calculation with JENDL-4.0 for evaluation of dose rate distribution in the primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介

JAEA-Conf 2016-004, p.123 - 128, 2016/09

福島第一原子力発電所の廃炉のためには、格納容器内(PCV)の線量率分布を評価することが重要である。しかしながら、PCV内の放射線源分布は未だよく分かっていない。PCV内放射線には、燃料デブリ、事故時に放出されたCsにより汚染された構造物、事故前の通常運転期間において放射化された構造物の3つがある。そこで、PCV内の線量率分布評価手法を確立するため、JENDL-4.0を用いて線源を評価し試解析を行った。これにより、各線源の線量率分布への感度が得られた。

論文

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.69(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

論文

Behavior of accidentally released radiocesium in soil-water environment; Looking at Fukushima from a Chernobyl perspective

Konoplev, A.*; Golosov, V.*; Laptev, G.*; 難波 謙二*; 恩田 裕一*; 高瀬 つぎ子*; 脇山 義史*; 吉村 和也

Journal of Environmental Radioactivity, 151(Part 3), p.568 - 578, 2016/01

 被引用回数:65 パーセンタイル:92.41(Environmental Sciences)

Comparative analysis is provided for radiocesium wash-off parameters and Kd between suspended matter and water in rivers and surface runoff on Fukushima and Chernobyl contaminated areas for the first years after the accidents. It was found that radiocesium distribution coefficient in Fukushima rivers is essentially higher than those in Chernobyl. This can be associated with two factors: a higher RIP of samples in Fukushima and the presence of water insoluble glassy particles. It was found also that dissolved wash-off coefficients for Fukushima catchments are lower than those in Chernobyl. Particulate wash-off coefficients are comparable for Fukushima and Chernobyl. The radiocesium migration in undisturbed forest and grassland soils at Fukushima has been shown to be faster than those in Chernobyl. Investigation and analysis of radiocesium distribution in soils of Niida river catchment revealed accumulation of contaminated sediments on its floodplain.

論文

福島周辺における空間線量率の測定と評価,5; 福島周辺における空間線量率分布の特徴

三上 智; 松田 規宏; 安藤 真樹; 木名瀬 栄; 北野 光昭; 川瀬 啓一; 松元 愼一郎; 山本 英明; 斎藤 公明

Radioisotopes, 64(9), p.589 - 607, 2015/09

福島周辺における空間線量率や放射性核種沈着量の地域的分布及び経時変化の特徴について、様々な手法による大規模環境調査の解析結果に基づいて紹介する。また、除染モデル実証事業後の継続的な環境測定結果を基に、除染効果の継続性に関する議論を行う。さらに、土地利用状況ごとの環境半減期の解析結果、及びこれをベースにした空間線量率の将来予測の例について紹介する。

論文

Benchmark analyses on the control rod withdrawal tests performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments

Monti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.

IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06

Before the definitive shutdown in 2009, PH$'E$NIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.

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