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廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2022-063, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Review-2022-063.pdf:3.81MB
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3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株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等を始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、令和元年度に採択された「低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究は、廃炉作業を含めた原子力・放射線作業従事者の被ばくに該当するような低線量・低線量率放射線への長期被ばくのように、特に1F事故以降に社会的関心が高まっている放射線被ばく影響に関する知見を収集することを目的として実施した。本研究で解明を目指す被ばく線量域の影響解析試料は、1F事故後の旧警戒区域で被ばくした野生ニホンザルから収集した。また、野生動物試料解析結果を検証するために、放射性セシウムに曝露させて飼育した動物実験マウスから解析試料を作成した。放射線影響の指標として酸化ストレスマーカーを指標に体内の酸化ストレス状態とその防御機構の活性のバランスについて検討し、低線量放射線被ばくによる生体の応答反応について検討を行なった。野生ニホンザルの被ばく線量はモンテカルロシミュレーションおよび歯の電子スピン共鳴分析によって評価し、物理指標と生物指標の関連性から放射線影響について検討を行なった。酸化ストレス状態の変動と放射線影響との関連性を検討した学際共同研究である。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2021-050, 82 Pages, 2022/01
JAEA-Review-2021-050.pdf:2.89MB
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2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株式会社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、令和元年度に採択された「低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、廃炉作業などの社会的関心が高い低線量・低線量率長期放射線被ばく影響に関する知見を収集するために、福島第一原子力発電所事故後の旧警戒区域で被ばくした野生ニホンザルや動物実験マウスの試料解析を通じて持続的な酸化ストレスと放射線影響との関連性を検討する。被ばく線量評価グループと生物影響解析グループが参画し、被ばく線量と科学的知見が必要とされている被ばく領域の生物影響の相関を検討する学際共同研究である。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2020-048, 49 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-048.pdf:4.38MB
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、「低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討」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。本研究は、社会的関心の高い低線量・低線量率放射線被ばくによって緒臓器の酸化ストレス状態に対する生物影響を検討し、科学的知見が必要とされている被ばく領域の生物影響データを収集することを目指している。被ばく線量評価グループと生物影響解析グループが参画し、福島原発事故によって放射線に被ばくした野生ニホンザルと動物実験マウスから採取した試料の解析結果を用いて被ばく線量と生物影響の相関を検討する学際共同研究である。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06
Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05
Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. Past measurements not yet provide enough information to determine fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurements effort, we simulate detector response inside PCV based on calculated photon and neutron emission spectrum produced from fuel debris. The Calculation result could be use as basis for determination of suitable spectrometer system or detector for search, localized, define fuel debris distributions and treatment of fuel debris.
長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正
JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03
JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MBJAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明
JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01
JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB
高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。
岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.789 - 792, 2006/06
被引用回数：7 パーセンタイル：46.26(Instruments & Instrumentation)J-PARC施設遮蔽では、詳細計算手法として、モンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITS等を用いている。これら設計コードの計算精度を検証し、設計への適用性を検討するには、厚いターゲットから前方方向に放出される中性子のエネルギースペクトル実験データが重要である。しかし100MeVを超える入射エネルギー,前方方向の実験データはほとんどないのが現状である。そこで本研究では、設計コードの計算精度を検証することを目的として、大阪大学核物理研究センター(RCNP)・サイクロトロンに設置されたTOFコースにおいて、350MeV陽子入射によるTTY(Thick Target Neutron Yield)測定実験を行った。実験では、炭素,アルミニウム,鉄,鉛ターゲットから放出する前方方向の中性子エネルギースペクトルを、NE213液体有機シンチレータを用いて飛行時間法により測定した。実験では、測定におけるエネルギー分解能を上げるために、低エネルギー領域の測定では11.4m、高エネルギー領域では95mの飛行距離を用いた。実験結果をモンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITSコードによる計算値と比較した結果、約20%以内で再現し、現在のJ-PARC施設遮蔽設計計算が十分な精度を有していることを検証した。
高瀬 治彦*; 飛田 健次; 西尾 敏
JAERI-Data/Code 2003-013, 46 Pages, 2003/08
JAERI-Data-Code-2003-013.pdf:1.59MB
核融合炉において燃料供給は重要な課題の一つである。有力な燃料供給法として、水素固体ペレットを高速に加速し高温プラズマに入射する方法がある。核融合炉の設計上、ペレットの寸法,入射サイクル,入射速度を決定する必要がある。そこで、高温プラズマ中のペレット及びペレットから生成された溶発雲の運動方程式と、1次元プラズマ輸送方程式とを組み合わせた燃料供給シミュレーションコードPEPSI(PEllet injection and Plasma behavior SImulation code)を開発し、これらの設計値を定量的に評価できるようにした。PEPSIは溶発雲の運動を記述する二つの有力な物理モデル(Parksモデル,Straussモデル)を組み込み、輸送解析計算と合わせて核融合出力の時間変化を解析できる特徴を持つ。本報告は、PEPSIの解析モデル,数値計算法,フローチャート,変数の一覧、及び使用方法を説明する。
吉澤 道夫; 遠藤 章
JAERI-Conf 2003-002, 166 Pages, 2003/03
JAERI-Conf-2003-002.pdf:9.79MB
本報文集は、2002年11月28-29日に日本原子力研究所東海研究所において開催された、第3回「最近の外部被ばく線量測定・評価に関するワークショップ」において報告された16件の講演の報文及び総合討論要旨を収録したものである。第3回目のワークショップは、「原研中性子標準校正施設の完成を契機に」を副題とし、原研が進めている加速器を用いた単色中性子校正場をはじめとした中性子線量計の校正技術,高エネルギー中性子に対する線量評価等、中性子に対する線量計測・評価に焦点をあて講演及び討論が行われた。本ワークショップにより、加速器中性子校正場及び高エネルギー中性子の線量評価に関する今後の研究開発課題を明確化するとともに、この分野の研究者間の情報交換によって研究の効率化を図ることができた。
池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.13 - 18, 2002/08
本論文は、加速器駆動システムに関連する核データ研究をまとめたものであり、核データの役割,ニーズ,充足度,進行してる研究活動,今後の展望を、50年にわたるこれまでの歴史を振り返りつつ、加速器駆動システム技術開発との関連における核データの重要性を示したものである。
玉井 広史; 石田 真一; 栗田 源一; 坂本 宜照; 藤田 隆明; 白井 浩; 土屋 勝彦; 松川 誠; 逆井 章; 櫻井 真治; et al.
Proceedings of 29th European Physical Society Conference on Plasma Physics and Controlled Fusion, 4 Pages, 2002/00
JT-60を超伝導化する改修装置 (JT-60SC) における中心電流ホールつき定常運転の可能性について、核融合炉への適用性の観点から解析・検討を行った。電流ホールの核融合工学に与えるインパクトは、プラズマ中心部で電流を駆動する必要がなくなるため、中性粒子ビームエネルギーの大幅な低減をもたらすことであると考えられる。そこで、JT-60Uの実験結果から導かれた熱・粒子輸送係数を磁気シアの函数として与え、非定常の1.5次元プラズマ輸送解析コードを用いてJT-60SC における中心電流ホールつき非誘導電流駆動プラズマの時間発展を模擬した。その結果、プラズマ電流(Ip)1.5MA,トロイダル磁場(BT)2T,95%の磁気面における安全係数(q95)4.5で11.2MWのoff-axisビームにより、閉じ込め改善度(HHy2)が約1.6,規格化
値(beta_N)が約4,自発電流割合が約75%,電流ホールが小半径の約30%の領域まで達したプラズマを約70秒と、ほぼ定常に維持できることが示された。この結果は、電流ホールつき定常プラズマを得るには、自発電流及び内部輸送障壁の形成領域と電流ホールの位置関係が重要であることを示唆している。
Uドップラー効果測定安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 大井川 宏之
JAERI-Research 2001-017, 20 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-017.pdf:0.82MB
組成・外径の異なる6種類の円筒形サンプルを用い、U自己遮蔽効果を変化させたドップラー効果測定実験を行い、FCA解析手法の予測精度を評価した。実験は、800
までのサンプル加熱反応度価値測定法により行った。解析では、PEACO-Xコードにより求めたサンプルの実効断面積を用いドップラー効果を計算した。拡散理論に基づく解析の結果、金属ウラン及び二酸化ウランサンプルでは実験値と計算値はよく一致したが、背景断面積が大きくU自己遮蔽効果が小さいサンプルについては、10%~30%の過小評価となった。輸送計算によりこの過小評価は改善されたが、背景断面積が300barn以上であるサンプルに対しては、依然20%程度の過小評価であった。
高田 弘; 明午 伸一郎; 仁井田 浩二*
Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications, p.949 - 954, 2001/00
原研とKEKによる統合計画の大強度加速器施設の核設計に用いるため、核子・中間子輸送コードNMTC/JAMについて、高エネルギー核反応計算モデルの導入に関連して、発生するすべての中間子、バリオン、レプトンの輸送を取り扱う拡張を加えたほか、核子-原子核散乱断面積及び弾性散乱角度分布をより正確に扱えるように系統式を修正した。また、ビーム照射による損傷評価のためはじき出し損傷断面積評価計算機能を評価した。改良したNMTC/JAMを用いて、中性子の遮蔽体透過実験解析や厚いターゲットにおける反応率分布測定の解析を行った。前者について、NMTC/JAMによる計算結果は透過成分及び周辺への散乱成分ともに実験値とよく一致した。またGeV領域に陽子入射に関して、中性子生成量が従来よりも増加し、反応率分布について実験値との一致度が向上した。
line spectral profile and emission process in the divertor region of JT-60U熊谷 晃*; 久保 博孝; 竹永 秀信; 鈴木 慎悟; 清水 勝宏; 朝倉 伸幸; 嶋田 道也
Plasma Physics and Controlled Fusion, 42(5), p.529 - 543, 2000/05
被引用回数：13 パーセンタイル：38.32(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uのダイバータ領域から放射されるD線のスペクトラルプロファイルの空間的変化を高分解能可視分光器を用いて測定し、中性粒子輸送コードを用いて解析した。その結果、D線の放射は、ダイバータ板付近ではおもに重水素分子及び分子イオンが解離励起することに起因し、一方ダイバータの上流では解離によって生成された重水素原子の電子衝突励起に起因することを明らかにした。また、上流ではダイバータ板での反射及び荷電交換によって生成された重水素原子の電子衝突励起に起因する放射成分も増加し、そのためにD線のスペクトラルプロファイルが広くなることがわかった。さらに、プラズマ条件(ELMyHモード、比接触ダイバータ、MARFE)によるD線のスペクトラルプロファイルの変化を初めて系統的に調べた。
山極 満; 広瀬 章*; M.Elia*
Physics of Plasmas, 4(11), p.4031 - 4034, 1997/11
被引用回数：2 パーセンタイル：8.47(Physics, Fluids & Plasmas)シューティングコードを用いて、トカマクの負磁気シア内部輸送障壁におけるプラズマパラメータに対する運動論的バルーニングモードの安定性解析を行った。負磁気シアに対して予想されていた、圧力勾配パラメータに関する第2安定領域が、シューティング距離を長くとることにより消失し得ることを示した。トロイダルモード数が比較的低く、周波数100kHz以下のモードが高圧力及び高密度勾配によって特徴付けられる輸送障壁の近傍でのみマージナルに不安定となることを明らかにした。
山極 満; 広瀬 章*; M.Elia*
PPL-167, p.1 - 13, 1997/08
シューティングコードを用いて、トカマクの負磁気シア内部輸送障壁におけるプラズマパラメータに対する運動論的バルーニングモードの安定性解析を行った。負磁気シアに対して予想されていた、圧力勾配パラメータに関する第2安定領域が、シューティング距離を長くとることにより消失し得ることを示した。トロイダルモード数が比較的低く、周波数100kHz以下のモードが高圧力及び高密度勾配によって特徴付けられる輸送障壁の近傍でのみマージナルに不安定となることを明らかにした。
中島 宏; 長谷川 明; 鈴木 友雄*
JAERI-Data/Code 96-021, 33 Pages, 1996/06
JAERI-Data-Code-96-021.pdf:1.18MB
放射線輸送コードシステムBERMUDAのガンマ線輸送計算サブシステムで用いるガンマ線群定数ライブラリーとして、JENDL-3.2核データファイルに基づいて、新しいライブラリーJ439.BERMJ3G.DATAが作成された。30核種の最新の核データに基づく遮蔽計算及び核融合炉中性子工学に係わる計算が、中性子-ガンマ線共に一貫したデータで、より精度良く行うことが可能となった。核データ処理にはPROF-GROUCH-G/Bコードシステムを用いて、(n-
)生成マトリックスが作成された。また、PHOTXデータに基づく微視的な全断面積
が30核種について、エネルギー群毎と、群をエネルギーについて10等分したエネルギーグリッド毎に作成され組込まれた。本報告書では主として新ライブラリー作成の要点と、群定数処理システムの使用上のノウハウについて説明している。
奥村 啓介; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎
JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03
JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB
SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。
幾島 毅; 大鹿 順司*; 石渡 俊*
PATRAM 95: 11th Int. Conf. on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, 3, p.1174 - 1181, 1996/00
放射性物質輸送容器の構造解析(落下・衝突)コードシステムCASKETを開発した。本コードシステムは、落下、衝突、貫通解析、材料データライブラリー、フィンエネルギー吸収データライブラリーに関して、5種類のコードと、2種類のデータライブラリーから構成されている。コードの計算結果の妥当性を明らかにするために実験データと比較検討した。本コードシステムは、大型計算機、ワークステーション、パーソナルコンピュータのいずれにおいても使用可能となっている。講演ではパーソナルコンピュータを用いたデモンストレーションを行う予定である。
