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五十嵐 寛
JAEA-Review 2020-006, 261 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-006.pdf:4.42MB
本調査報告では、公開情報を対象に我が国の地層処分研究開発第2次取りまとめ(H12レポート)以降の諸外国の包括的性能評価報告書を中心として、ソースタームとしての核種溶出モデルにおけるガラス固化体の割れによる表面積増加比の設定値及びその根拠・背景の視点から調査した。また、海外の知見を参考に表面積増加に関する試験の日本の報告例に対する評価を試行した。調査文献から得られた知見に基づき、ガラス固化体の直径、ガラス固化体製造時の冷却条件、ガラス固化体への衝撃、地層処分場閉鎖後の水との接触等の環境条件等が、割れによる表面積増加比(又は割れ係数)に及ぼす影響について検討した。多くの国において、ガラス固化体の割れの要因はガラス固化体の製造, 輸送, 保管, 貯蔵など処分前管理の段階及び処分後の現象又は事象に起因するとされている。その影響は地層処分の性能評価における核種溶出モデルでも考慮されている。各国の核種溶出モデルにおける表面積増加比とその根拠等を概観し、各国の間の相違点及び共通点を整理するとともに、これまでに報告された表面積増加比の測定値と測定方法との関係及び測定方法の特性について考察した。また、各国の核種溶出モデルで設定されている表面積増加比の根拠としての表面積増加比の測定に用いられた測定方法を整理した。さらに、廃棄物管理工程の流れの中でのガラス固化体の割れによる表面積増加比に影響する要因、表面積増加比の特徴等の各工程との関わりを検討した。これらの調査及び検討により、性能評価における保守的かつ現実的な表面積増加比の適用に向けた知見を拡充し、我が国の地層処分のシステムのセーフティケースの作成・更新に資することができる。
大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。
Hubbard, A. E.*; 神谷 健作; 大山 直幸; Basse, N.*; Biewer, T.*; Edlund, E.*; Hughes, J. W.*; Lin, L.*; Porkolab, M.*; Rowan, W.*; et al.
Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A121 - A129, 2006/05
被引用回数：15 パーセンタイル：49.06(Physics, Fluids & Plasmas)Alcator C-ModのEDA H-modeとJFT-2MのHRS H-modeとを比較するために、両装置にてプラズマ断面形状を合わせた条件でのパラメータスキャンを実施した。EDA/HRSへのアクセス条件は両装置ともに規格化衝突頻度が1以上の領域にあることが明らかになった。このことは運転領域を決定する共通の物理があることを示唆するものであり、プラズマ周辺部における特徴的な揺動の発生がペデスタル特性の変化と関係しているものと考えられる。また両装置ともに第一壁のボロン化処理後に本運転領域が得られていることから、無次元パラメータ以外の別の要素もアクセス条件にとって重要である。
鈴木 隆博; 諫山 明彦; 井手 俊介; 藤田 隆明; 及川 聡洋; 坂田 信也; 末岡 通治; 細山 博己*; 関 正美; JT-60チーム
AIP Conference Proceedings 787, p.279 - 286, 2005/09
JT-60において、低域混成波による電流駆動とモーショナルシュタルク効果による安全係数分布計測を用いた実時間安全係数分布制御システムを開発した。実時間制御のクロックである10ms以内で安全係数分布を高速に評価するための計算手法を開発し、精度よく安全係数分布を計算できることを示した。低域混成波の位相制御により電流駆動位置を制御した。中心での安全係数
の正磁気シアプラズマを対象に
の正磁気シア安全係数分布を目標として制御を行ったところ、安全係数分布は目標分布に近づき、の状態を低域混成波が安定に入射されている間(3秒間)維持した。電子サイクロトロン波による新古典テアリングモードの安定化及び、プラズマの着火・立ち上げについても本招待講演において報告する。
宮戸 直亮; Li, J. Q.*; 岸本 泰明
Nuclear Fusion, 45(6), p.425 - 430, 2005/06
被引用回数：22 パーセンタイル：60.74(Physics, Fluids & Plasmas)グローバルランダウ流体コードを用いて、トカマクプラズマ中の電磁的イオン温度勾配駆動乱流-帯状モード系を調べた。トカマクプラズマにおいては、安全係数が低い領域で時間変動しない静的な帯状流が、安全係数が高い領域でgeodesic acoustic mode(GAM)と呼ばれる時間的に振動する帯状流が現れる。静的な帯状流は乱流輸送を効果的に抑制するが、振動帯状流は乱流輸送をあまり抑制しない。このため、静的帯状流が支配的となる低安全係数領域では帯状流が乱流を圧倒する。一方、高安全係数領域では、帯状流が振動するため、乱流は活発なままである。したがって、安全係数分布を制御し、帯状流の性質を変えることにより、乱流輸送を抑え、核融合プラズマの閉じ込めを改善できる可能性がある。
宮戸 直亮; Li, J. Q.*; 岸本 泰明
IAEA-CN-116/TH/8-5Rb (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
グローバル電磁ランダウ流体コードを用いて、トカマクプラズマ中の電磁的イオン温度勾配駆動乱流-帯状モード系を調べた。トカマクプラズマ中では2種類の帯状流、すなわち低安全係数領域における静的な帯状流及び高安全係数領域におけるgeodesic acoustic mode(GAM)と呼ばれる振動帯状流、が存在しうる。静的な帯状流が乱流輸送を効率的に抑制する一方、振動帯状流による乱流抑制は弱い。そのため、静的帯状流が駆動される低安全係数領域では帯状流が乱流を圧倒するが、振動帯状流が駆動される高安全係数領域では乱流は活発なままである。
神谷 健作; 木村 晴行; 小川 宏明; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 三浦 幸俊; JFT-2Mグループ
Nuclear Fusion, 43(10), p.1214 - 1219, 2003/10
被引用回数：34 パーセンタイル：72.26(Physics, Fluids & Plasmas)JFT-2M装置において、第一壁のボロン化後に高リサイクリング定常(HRS)H-modeが得られる新しい運転領域を開拓した。このH-modeは定常性を有しており、大きなELMが無いのでダイバータ板への熱負荷を低減可能で、グリーンワルド密度(nGW)の約70%付近までの高密度運転が可能である(閉じ込め改善度H
P~1.5)。HRS H-mode遷移時にコヒーレント成分を有する特徴的な磁場揺動が観測されており、その運転領域は比較的高い中性粒子圧力化での高規格化密度(ne/nGWが約40%以上)で観測され易いが、広い範囲の安全係数q95(2~3付近の低安全係数でも)で得られている。 HRS H-mode境界の最大の特徴は、プラズマコア部の閉じ込め改善モードと両立可能な点にある。今回、HRS H-mode境界に内部輸送障壁(ITB)を重畳させることによって、過渡的ながら規格化ベータ値(
)が約3.1に達する高性能プラズマを得ている。
奥野 浩; 内藤 俶孝*; 須山 賢也; 安藤 良平*
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.566 - 575, 1999/00
沸騰水型原子炉(BWR)使用済燃料に対するベンチマーク計算が1996年以降OECD/NEAのワーキンググループによりフェーズIIIとして実施されてきた。ベンチマークは、現在使用されている計算コード及びデータライブラリのさまざまな組み合わせにおける整合性を、BWR使用済燃料集合体の中性子増倍率k
(フェーズIIIA)及び原子個数密度(フェーズIIIB)について確認することを意図している。フェーズIIIAに対しては、9か国17機関から21の回答が寄せられた。参加者から得られた平均のkに対して、相対的なばらつきは
1%
k/kの幅に入った。フェーズIIIBについては、6か国12機関から14の回答が寄せられた。計算された原子個数密度は、平均値に対してほぼ10%の差に入った。しかし、この幅よりも大きくなった結果もあり、今後検討が必要である。関連の量も提出されており、この論文の中で報告した。
桜井 聡; 荒川 拓也*; 奥野 浩
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(5), p.365 - 369, 1998/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)均質硝酸プルトニウム溶液体系の無限中性子増倍率(k
)に与える有機溶媒の影響をMNCP-4Aを用いた数値計算によって調べた。その結果、硝酸プルトニウム-30vol%リン酸トリブチル-ドデカン有機溶媒系のkは硝酸プルトニウム水溶液系のkとほぼ等しいことを確認した。しかし、結果をより子細に眺めると、有機溶媒系のkは70gPu/l以下では水溶液系の対応値よりも僅かに大きくなった。それゆえ、
Pu(NO
)
水溶液系の推定臨界下限濃度が6.9gPu/lであるのに対して、有機溶媒系の推定臨界下限濃度は6.8gPu/lとなった。また、有機溶媒系のリン酸トリブチル濃度が上昇するとkが増加する傾向も見出した。
G.D.Spriggs*; R.D.Busch*; 桜井 健; 岡嶋 成晃
Transactions of the American Nuclear Society, 76, p.374 - 375, 1997/06
外部/内部中性子源を有する未臨界増倍体系では、通常、中性子束の基本モード分布を仮定して増倍係数(keff)等を求める。一方、実際の体系では、中性子源に基づく中性子束分布は点状分布(外部中性子源の場合)や一様分布(内部中性子源の場合)となり、基本モード分布の仮定と異なる。そこで、外部/内部中性子源による中性子束分布が基本モード分布に相当する場合の中性子源強度(等価基本モード中性子源強度)へ換算する因子(g
)を導入して、中性子束分布の相違による未臨界増倍体系での増倍係数(keff)等への影響を考慮した。実例として、日本原子力研究所(JAERI)の高速炉臨界集合体(FCA)のXIX-1炉心で等価基本モード中性子源強度を測定した。
鴻坂 厚夫; 藤城 俊夫; 杉本 純
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.341 - 346, 1996/00
我が国における軽水炉安全性研究は、国が定める安全研究年次計画の重点分野の一つとして実施されている。通常運転及び異常な過渡変化時における燃料の健全性、原子炉機器の経年変化と構造健全性、事故時における燃料挙動と熱水力、シビアアクシデント、確率論的安全評価、及びヒューマン・ファクターに関する研究が精力的に進められている。本稿では、我が国における軽水炉安全性研究の進展について記述している。
前川 洋; M.A.Abdou*
Fusion Engineering and Design, 28, p.479 - 491, 1995/00
原研/米国エネルギー省の協力研究「核融合炉ブランケット中性子工学」は1993年10月に終了した。約10年間続いた研究は3つに分かれており、Phase-Iでは工学指向のベンチマーク実験と測定技術の開発を行った。Phase-IIでは、反射成分を模擬するため、中性子源を取り囲んだ閉鎖形状で実験を行い、酸化リチウムブランケットのトリチウム増殖性能やBeの中性子増倍効果等のデータを得た。Phase-IIIでは、トーラス形状の実際の炉をできるだけ模擬するため、模擬線状線源を開発するとともに、円環状の模擬ブランケットを用いて実験した。1988年からは本計画に、誘導放射能及び核発熱に関するベンチマーク実験が追加された。設計者に安全係数等の設計指針を与えるため、実験及び解析結果を総合的に評価する方法を開発し、安全係数と信頼度の関係を示した。
奥野 浩; 小室 雄一
JAERI-M 94-049, 28 Pages, 1994/03
燃料棒(あるいは燃料塊)の配列において、隣接する燃料棒(あるいは燃料塊)による吸収のため、共鳴エネルギー領域の中性子束は相当減少する。ダンコフ補正因子は、実効多群断面積を求める際にこの非均質効果を表すのに用いられる。モンテカルロ法を用いてダンコフ補正因子を計算するプログラムMCDANを検討したところ、(1)燃料棒の配列体系において軸方向への中性子の飛行が考慮されていない、(2)MCDANでは中性子発生点を決めるのに、円(または球)内の半径方向に一様乱数を用いているが、これによって燃料表面から余弦分布する保証は得られない、という2点が明らかとなった。このため、これらの点を修正するとともに、板状燃料の配列及び燃料棒の六角格子配列へ適用できるようにMCDANプログラムを拡張した。改良版をDANKEプログラムと名付けた。DANKEは臨界安全性評価コードシステムJACS中の輸送計算用実効断面積作成コードMAIL3.0に組込まれた。本報告には、DANKEプログラムで採用している基礎式、プログラムの使用手引き及び他手法との比較計算を記す。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-042, 92 Pages, 1992/03
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、ホットスポットファクタの検討を実施した。本報告は、LEU燃料を使用する炉心の熱設計及び安全解析に用いられるホットスポットファクタのうち核的ホットスポットファクタについて、計算方法及び結果について述べている。核的ホットスポットファクタの各因子は、核計算により求めることとし、検討した。その結果、核的ホットスポットファクタの最大は、3.14となった。
荻野 晃久*; 内藤 俶孝
JAERI-M 91-164, 25 Pages, 1991/10
臨界安全評価を行う場合に、核燃料密度
が中性子増倍率にどのような影響を与えるかを一般的に明らかにするために、二酸化ウラン(UO
)燃料の密度と中性子増倍率の関係を検討した。その結果、質量を保存して燃料密度を上げると中性子増倍率が大きくなることを確認した。これは質量を保存して燃料密度を上げると、体積は減少し形状バックリングB
は増大するが中性子移動面積Mの方がよりいっそう減少し、その結果中性子漏洩量M・Bが減少するためである。結果として核燃料の臨界安全評価を行うときに燃料密度の効果を考慮しようとする場合は、燃料の種類に関係なく密度の一番高い燃料で安全を評価するとよいことが分かった。
久語 輝彦; 土橋 敬一郎; 金子 邦男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(9), p.870 - 874, 1990/09
NEACRPのCriticality Safety Calculations Working Groupにより提起されている問題の中に、ペレットが燃料溶液に囲まれている体系が含まれている。この問題では、同じ共鳴核種が隣合う物質に存在しているため、共鳴吸収の取扱が難しい。この問題に対する種々の共鳴吸収計算手法の妥当性を連続エネルギーモンテカルロコードVIMを基準計算として調べた。その結果以下のことがわかった。ダンコフ係数法は、ペレット内での
Uによる共鳴吸収をかなり過小評価または過大評価した。Toneの方法は、全体系でのUによる共鳴吸収をかなり精度よく評価した。但し、これはペレットでの過大評価と燃料溶液での過小評価が打ち消し合ったためであった。PEACO法は、ペレット、燃料溶液ともに精度よく共鳴吸収を評価した。
奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 栗林 克明*
JAERI-M 89-140, 32 Pages, 1989/10
MUTUALは配列体系の臨界安全解析コードである。その原版は1986年に公開された。以下の3点においてMUTUALを改訂した。(1)入力形式をボックス型から絶対座標型に変更した。(2)固有値方程式を最小固有値を求めるものから最大固有値を求めるものに変更した。(3)立体角を計算するサブルーチンで、鏡像ユニットからの寄与分が正しく取入れられるように改めた。この報告書は改訂後のMUTUALの使用手引書である。
奥野 浩; 内藤 俶孝
JAERI-M 87-057, 29 Pages, 1987/03
核燃料が未臨界である事を保証する方法として、最小臨界量に安全係数を乗ずる方法が従来しばしば用いられて来た。しかし、安全係数をどの様にして定めるかは不明確である。より合理的な方法として、計算誤差のみを考慮した制限実行増倍率を用いる方法がある。この報告では制限実行増倍率の算出について述べる。原研で開発した臨界安全解析コ-ドシステムJACSを用いて1980年以降これまでに1,400例にも及ぶ検証計算が実施された。このうち、上記制限実行増倍率の算出に当たっては、反射体の付いた単一ユニットの核燃料体系で、複雑な形状のもの及び中性子毒を含むものを除く約400例の体系を対象とした。この対象体系を燃料の種類等により8つのグル-プに区分し、検証計算の結果を整理した。グル-プ毎に実行増倍率の分布が得られ、これから制限実行増倍率が算出された。
内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 奥野 浩
JAERI-M 86-140, 39 Pages, 1986/09
配列体系の臨界安全性を評価するのに、簡単な方法として立体角法がしばしば用いられる。しかし、この方法には、2つの欠点がある。それは、体系の実効増倍率が求められない事、およびある状況の下では安全裕度が大き過ぎると言う事である。このため、配列体系の実行増倍率を簡便に得る新しい方法を開発した。この方法では中性子の輸送は体系中に置かれたユニット間の立体角によって表現され、更に、他のユニットによる「影」の効果および壁による中性子の反射効果が考慮された上で、固有値方程式を解く事によリ実効増倍率が得られる。計算コードMUTUALはこの方法に従ってプログラムラムされた。この報告書はMUTUALコードの使用手引書でもある。
三澤 毅*; 奥野 浩; 内藤 俶孝
JAERI-M 86-069, 29 Pages, 1986/04
核燃料施設内の複数の核燃料ユニットの臨界安全性を評価するためには、中性子相互作用を考慮に入れなければならない。この大きさを評価する方法として立体角法があり、その為には裸の体系での実効増倍率の値が必要となる。この裸の体系の実効増倍率を水反射体付きの実効増倍率から簡便に算出する方法について検討を行った。その結果、反射体の有無による実行増倍率の比は燃料寸法の単調な関数として表され、この関係は移動面積、外挿距離、反射体節約の値を算出することによリ一群拡散モデルによって良く説明される事がわかった。
