Remarks on activation analyses for decommissioning

今野 力

JAEA-Conf 2026-001, p.28 - 33, 2026/06

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2026-001

原子炉の廃止措置において、放射化計算は計画を立案、遂行する上で不可欠で、日本ではORIGEN-2やORIGEN-Sコードが使われている。本発表では、これらのコードの問題点を指摘するとともに、それらの問題点の多くを解決した米国の原子力安全解析コードシステムSCALE6.2以降に付属されているORIGENコード及びJENDL-5から新たに作成したORIGENコード用ライブラリについて紹介する。また、放射化計算で使う中性子スペクトルを計算する際に使われることが多い2次元SnコードDORTコードを使う上での注意点についても言及する。

令和6年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2025-061, 183 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-061.pdf:4.01MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行ってきたが、令和6年4月1日に計画管理部を改編したプロモーション・オフィス、11月1日に研究炉加速器技術部と臨界ホット試験技術部を統合した研究基盤技術部を発足させ強力に活動を進めている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和6年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

JENDL-5のAMPXライブラリ作成

今野 力

JAEA-Data/Code 2025-019, 70 Pages, 2026/03

JAEA-Data-Code-2025-019.pdf:4.47MB

日本でも広く使われている米国の臨界安全解析コードシステムSCALE6.2とSCALE6.3で評価済み核データライブラリJENDL-5を使えるようにするため、SCALEで使うことができるAMPX形式ライブラリをJENDL-5から作成した。作成したAMPX形式ライブラリは、AMPX連続エネルギーライブラリ、AMPX多群ライブラリ、AMPX共分散ライブラリの3つである。本報告書では、これらのライブラリの作成方法を詳述する。また、作成したライブラリを検証するために行ったテスト計算についても述べる。

令和4年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2024-057, 178 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-057.pdf:8.51MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和4年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

幌延国際共同プロジェクトの現状と今後の展開,4; タスクC: 実規模の人工バリアシステムの解体試験

大野 宏和

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 31(2), p.140 - 143, 2024/12

https://nuce.aesj.or.jp/jnuce/vol31/jnuce-vol31-2-p140-143.pdf

高レベル放射性廃物の地層処分において、人工バリア定置後のニアフィールドにおいては、廃棄体の発熱、地下水の浸潤とそれに伴う緩衝材の膨潤応力の発生、間隙水の化学的特性の変化、オーバーパックの腐食など複数の現象が相互に影響し合った複雑な系となることが予想される。地層処分の安全評価においては、このような熱-水-応力-化学連成現象(THMC連成現象)を予測するための解析コードの整備が重要となる。幌延深地層研究センターの地下施設(幌延URL)の深度350m調査坑道では、処分孔竪置き方式の実規模大の人工バリアを堆積岩に定置し、坑道の一部を埋め戻した人工バリア性能確認試験を実施し、ニアフィールドの過渡期状態変遷の評価に必要なデータを緩衝材や埋め戻し材中に設置したセンサーで取得している。幌延国際共同プロジェクトのタスクCは、それらのデータに加えて、人工バリア性能確認試験の解体試験で取得されるデータを用いて、連成現象の理解や解析コードの検証を国際共同プロジェクトとして実施するものである。

Development of the buckling evaluation method for large scale vessels in fast reactors made of grade 91 steel and austenitic stainless steel with large initial imperfections

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

Proceedings of the ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 8 Pages, 2024/07

免震システムが適用された高速炉の容器に適用可能な座屈強度評価式の開発を行っている。既往報告において、一定の水平荷重を受けつつ、周期的な軸方向圧縮荷重が作用する条件下での一連の座屈試験と解析を行い、座屈評価式の適用性を確認している。本報告では、大きな初期不整がある場合に座屈強度が低下する効果を取入れるための補正係数を提案した。様々な寸法、初期不整形状、垂直/水平荷重比を有する改良9Cr-1Mo鋼(Grade91)及びオーステナイト系ステンレス鋼の容器に対して、大変形大ひずみ理論による一連の弾塑性座屈解析を実施した。その結果、補正係数は全体的に初期不整の程度に対応して座屈強度が減少する傾向にあり、補正係数を考慮した座屈評価式は肉厚の半分を超える大きな初期不整がある場合でも高速炉の容器に適用できることを示した。

Impact of interatomic structural characteristics of aluminosilicate hydrate on the mechanical properties of metakaolin-based geopolymer

Kim, G.*; Cho, S.-M.*; Im, S.*; Suh, H.*; 諸岡 聡; 菖蒲 敬久; 兼松 学*; 町田 晃彦*; Bae, S.*

Construction and Building Materials, 411, p.134529_1 - 134529_18, 2024/01

https://doi.org/10.1016/j.conbuildmat.2023.134529

This study explores the influence of the interatomic structure of sodium aluminosilicate hydrate (N-A-S-H) with varying silica contents on the mechanical properties of metakaolin-based geopolymer. Geopolymer pastes comprising Si/Al ratios between 2.0 and 3.0 were synthesized. A larger number of Si-O-Si linkages compared to Si-O-Al linkages and a higher atomic number density were found in the geopolymers with higher silica contents, which enhanced the compressive strength of the geopolymer pastes up to the optimal Si/Al ratio of 2.5. The paste with a Si/Al = 2.5 exhibited a greater portion of Q(1Al and 2Al) and denser morphology compared to the other geopolymer pastes. Furthermore, in-situ high-energy synchrotron X-ray scattering experiments were conducted to assess the elastic modulus of the aluminosilicate structure at a local atomic scale. The modulus value in real space decreases with increasing silica contents up to Si/Al = 2.5 and increases with the presence of excessive unreacted silica fume. The modulus value in reciprocal space for the axial and lateral directions both presented a positive value at the geopolymer comprising a Si/Al ratio higher than 2.5, indicating that the load-bearing property of N-A-S-H changed at higher Si/Al ratios. Moreover, the smallest difference between the strains along the axial and lateral directions was detected for the geopolymer with Si/Al = 2.5 in both the real and reciprocal space, owing to the most interconnected and flexible nanostructure, which led to the highest mechanical strength.

Multiphysics analysis of reactivity changes due to solution flow in the past criticality accident at Windscale Works in 1970

福田 航大; 山根 祐一

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10

1970年英国Windscale Worksにて発生した臨界事故を対象に、過去の検討で報告されている"エマルジョン生成"や"水溶液流入による反応度増加"の傾向を、溶液の流動を詳細に考慮したうえで確認することを目的としたマルチフィジックス解析を行った。CFD計算ツールボックスOpenFOAMの混相流ソルバを用いて得られた物質配置の経時変化を使用して連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMVP3.0により反応度の経時変化を求めた。解析を行うために、OpenFOAMとMVP3.0間のデータ移動・変換を行うインターフェイスプログラムの開発も行った。実際に事故が発生したとされている移送容器を模擬した体系において、核分裂による発熱を考慮せず、溶液の流動並びに流動に起因する反応度変化を計算した結果、"エマルジョン生成"や"水溶液流入による反応度増加"の傾向を確認することができた。また、解析体系の解像度が結果に与える影響についても考察を行った。

Radio-tellurium released into the environment during the complete oxidation of fuel cladding, containment venting and reactor building failure of the Fukushima accident

日高 昭秀; 川島 茂人*; 梶野 瑞王*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.743 - 758, 2023/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2142311

福島事故時に放出された放射性物質量の推定は、原子炉の事故進展や環境影響の評価にとって不可欠である。そこで、ヨウ素,Csに次いで放出量が多いTeについて、単位放出量を想定したメソスケール気象モデル計算で得られた時間ごとの沈着量に基づいて沈着量分布を重み付けする、単位放出回帰推定法を用いて検討した。前回の検討では、この手法の適用性確認に主眼を置き、発生源について暫定的な結果を得ることができた。しかし、その後の検討で、放出があったと思われる期間の一部が放出推定期間から欠落していると、ソースターム計算全体に歪みが生じることが判明した。このため、本研究では、推定期間を延長し、主要な放出を全て含むように再計算を行った。その結果、これまで特定されなかった放出事象が明らかになり、炉内事象との対応も確認できた。また、炉心注水時のZr被覆管完全酸化によるTe放出事象を考慮することにより、土壌汚染マップにおけるTe/Cs比の地域依存性を説明することができた。さらに、本検討に基づき、WSPEEDI逆計算では予測できなかった3月11日夜,13日,14日早朝にヨウ素とCsの放出が増加した可能性を指摘した。

Preliminary analysis of randomized configuration patterns in modified STACY core

柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

原子力規制委員会は2014年より日本原子力研究開発機構と共同して実際の燃料デブリを模擬した模擬燃料デブリの臨界性を判断するための実験に取り組んでいる。日本原子力研究開発機構は模擬燃料デブリの特性を解明することを目的とした燃料デブリを模擬した臨界実験を実施するためSTACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改造した。そこでは3種類のSTACY更新炉の炉心構成が提案されている。STACY更新炉での臨界実験では、提案した炉心構成が溶融炉心-コンクリート相互作用デブリを代表するものかどうかを判断することが重要である。本研究では、擬似燃料デブリと減速材の体積比(V/V)を考慮した擬似燃料デブリ・モデルを構築し、SCALE6.2の感度及び不確かさ解析手法の実装のためのツール-指標及びパラメータ(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation-Indices and Parameters: TSUNAMI-IP)を用いて、修正STACY炉心形状と疑似燃料デブリ・モデルの間の不確かさに基づく類似性値(C)の算出を行った。その結果、我々が提案したSTACY更新炉の炉心に装荷される構造材棒は、V/V値を通じて疑似燃料デブリ模型と高い類似性を持つことが示された。C値への主な寄与は、極めて高いコンクリート成分を含む疑似燃料デブリモデルを除き、U , U , Fe (n,)であった。