Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
後藤 翠; 佐々木 亮道*; 小松 哲也; 三輪 敦志*; 照沢 秀司*; 楮原 京子*; 島田 耕史
JAEA-Research 2020-013, 88 Pages, 2020/11
JAEA-Research-2020-013.pdf:22.86MB
JAEA-Research-2020-013-appendix(CD-ROM).zip:0.18MB
活断層を見出す調査技術の向上は、地層処分事業を進めるにあたって、断層のずれに伴う透水性の増加が生じる場所を避ける観点から重要である。通常、活断層の存在は、断層運動の地形学的痕跡である断層変位地形の空中写真判読と、現地の地質調査により確認する。しかし、地形学的な痕跡が不明瞭な場合の調査手法は十分整備されていない。そこで、本研究では、既往の地形学的手法を高度化する観点から、活断層を見出す指標となり得る地形学的特徴の直線状ないし弧状配列(リニアメント)を、通常の活断層研究ではほとんど無視されるような明瞭さが乏しいランクまで判読した。調査地域は、測地学的なひずみ集中帯であり、1997年鹿児島県北西部地震(Mj 6.6)の震源断層が伏在している南九州せん断帯である。本研究では、1/25,000地形図62枚の範囲の空中写真判読を実施し、得られた1,327条のリニアメントを地形図上に示し、リニアメントの分布密度,方向性,長さ,地形,地質などの項目について整理した。その結果、南九州せん断帯方向の東西系のリニアメントが西部で卓越し、鹿児島県北西部地震の余震分布域ではリニアメントが高密度で分布することが明らかとなった。これらの結果とともに、明瞭さ,方向,長さなどと地形的特徴の組み合わせによる類型化に基づく代表的な13条のリニアメントについてカタログをとりまとめた。
石丸 恒存; 尾方 伸久; 國分 陽子; 島田 耕史; 花室 孝広; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 浅森 浩一; 渡邊 隆広; 末岡 茂; et al.
JAEA-Research 2020-011, 67 Pages, 2020/10
JAEA-Research-2020-011.pdf:3.87MB
本報は、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期目標期間(平成27年度
令和3年度)における令和元年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第3期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適宜反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで進めている。本報では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果等について述べる。
御園生 敏治; 鶴田 忠彦; 中西 貴宏; 眞田 幸尚; 尻引 武彦; 宮本 賢治*; 卜部 嘉*
JAEA-Research 2020-008, 166 Pages, 2020/10
JAEA-Research-2020-008.pdf:13.11MBJAEA-Research-2020-008(errata).pdf:0.92MB
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故が発生した後、原子力規制庁からの委託を受け、平成31年度に近沿岸海域等における放射性物質の状況調査を実施した。本報告書は、平成31年度に実施した調査により得られた結果をまとめたものである。1F近傍の近沿岸海域における海水・海底土の今後の中長期的な放射性物質濃度調査の在り方について、科学的根拠に基づき、「海域モニタリングの進め方」に必要な考え方の整理を行った。中長期的な調査方法を決めるために必要な基礎情報として、海底地形・海底土分布調査を実施し、海底の地形と底質の粒度分布の関連性も把握を試みた。さらに、採泥調査を行い、福島県沿岸域において柱状試料を採取し、放射性セシウム濃度を分析した。河川から流入する懸濁物質に含まれる放射性セシウムの動態を把握するため、セジメントトラップを用いて沈降物を採取し、放射性セシウム濃度を測定した。また、放射性セシウムの河川からの流入評価のために河川前面の海底土表層の放射性セシウム濃度の計測を実施した。得られた結果より1F前面海域の海底土の放射性物質分布の動態について推定を行った。さらに、平成25年度から実施していた曳航式モニタリングデータの再解析を実施し、沿岸域における放射性セシウム分布推定図の精度向上を試みた。
Cs concentrations from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, phase III; Simulation with an identical source term and meteorological field at 1-km resolution佐藤 陽祐*; 関山 剛*; Fang, S.*; 梶野 瑞王*; Qu
rel, A.*; Qulo, D.*; 近藤 裕昭*; 寺田 宏明; 門脇 正尚; 滝川 雅之*; et al.
Atmospheric Environment; X (Internet), 7, p.100086_1 - 100086_12, 2020/10
福島第一原子力発電所(FDNPP)事故により放出されたCsの大気中の挙動を調べるため、第3回大気拡散モデル相互比較が実施された。前回のモデル比較より高い水平格子解像度(1km)が使われた。前回のモデル比較に参加したモデル中9モデルが参加し、全モデルで同一の放出源情報と気象場が使用された。解析の結果、観測された高いCs大気中濃度のほとんどが良好に再現され、いくつかのモデルの性能向上によりマルチモデルアンサンブルの性能が向上した。高解像度化によりFDNPP近傍の気象場の再現性が向上したことで、拡散モデルの性能も向上した。風速場の良好な表現によりFDNPP北西の高い沈着量の細い分布が合理的に計算され、FDNPPの南側の沈着量の過大評価が改善された。一方で、中通り地方、群馬県北部、及び首都圏のプルームの再現性能はやや低下した。
松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 洋介; 吉田 誠*; 長谷川 勝一; 前川 藤夫; 岩元 大樹; 中本 建志*; 石田 卓*; 牧村 俊助*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(10), p.1141 - 1151, 2020/10
被引用回数：2 パーセンタイル：8.37(Nuclear Science & Technology)加速器駆動型核変換システム(ADS)等の陽子ビーム加速器施設におけるビーム窓などの構造材の損傷評価には、原子当たりの弾き出し数(dpa)が損傷指標として広く用いられる。dpaの評価は弾き出し断面積に基づいて行われるものの、20MeV以上のエネルギー領域の陽子に対する弾き出し断面積の実験データは乏しく、計算モデルの間でも約8倍の差が存在している。このため、弾き出し断面積を実験的に取得するのは計算に用いるモデルの評価のために重要となる。弾き出し断面積の取得のため、J-PARCの加速器施設において、0.4-3GeVにわたる陽子エネルギー領域における銅と鉄の断面積を測定した。弾き出し断面積は、損傷を保持するために極低温に冷却された試料における、陽子ビームに金する抵抗率変化により得ることができる。本測定で得られた実験結果を元に、計算モデルの比較検討を行った。広く用いられているNorgertt-Robinson-Torrens (NRT)モデルは、実験値を3.5倍過大評価することが判明した。一方、近年の分子動力学に基づく非熱的再結合補正(arc)モデルは実験値をよく再現したため、銅と鉄の損傷評価にはarcモデルを使うべきであると結論づけられた。
O-2SiO, NaO-2SiO and KO-2SiO河口 宗道; 宇埜 正美*
Journal of the Ceramic Society of Japan, 128(10), p.832 - 838, 2020/10
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Materials Science, Ceramics)本研究では、移動度係数(
)を新しく定義することで、溶融酸化物系におけるフェーズフィールド法(PFM)の技術を開発した。一定の移動係数を用いたPFM計算から得られた結晶成長速度(
)は、normal growthモデルの熱力学的推進力と同程度であった。またの温度依存性は、実験から得られた結晶成長速度とから決定し、その決定したを使って、二酸化アルカリケイ酸ガラスのLiO-2SiO, NaO-2SiO, KO-2SiOの結晶成長速度(
)をシミュレーションした。の温度依存性は定性的および定量的に非常に良く一致したため、本PFM計算はの有効性を実証した。特に、PFM計算によって得られたは、融点(
)で増大し、-100Kでピークを示した。さらなる温度の下降では、は明確に0ms
に近づくことが分かった。この振舞いは、界面のジャンプ過程を表現するによってが制限されているためである。のパラメータ
の感度についてもPFM計算を行い、が
から
まで増加すると、のピークはより急峻に、ピーク温度は高温側にシフトすることが分かった。アルカリ金属の原子番号が増加するにつれてイオンポテンシャルは減少するので、のパラメータ
とは、それぞれ指数関数的に増加、直線的に減少することになったと考えられる。本計算によりのとは互いに密接な関係であることが分かった。
岩元 大樹; 明午 伸一郎; 松田 洋樹
EPJ Web of Conferences, 239, p.06001_1 - 06001_6, 2020/09
モンテカルロ粒子輸送計算コードは、加速器駆動核変換システム(ADS)及びJ-PARC等の高エネルギー陽子加速器・大強度中性子源施設の遮蔽設計で重要な役割を演じるが、モンテカルロ粒子輸送計算コードに組み込まれている核反応モデルは高度化の余地が残されている。本研究では、被ばく線量評価・放射能量評価で重要な核破砕生成物の核種生成断面積に関する実験データ及びモンテカルロ粒子輸送計算コード(PHITS, MCNP6及びGEANT4)で使用される最新の核反応モデル(INCL4.6/GEM, Bertini/GEM, JQMD2/GEM, JQMD2/SMM/GEM, CEM03.03, INCL++/GEMINI++, INCL++/ABLA07等)による解析結果と比較することで、現状のPHITS核反応モデルの予測精度を把握し、高度化に向けた課題を摘出した。実験値との比較では、ADS及び核破砕中性子源施設で重要な400MeVから1GeVの陽子入射エネルギー領域及び重標的核種に対する実験値を対象とし、ドイツGSIで測定された逆運動学による実験データ及びJ-PARCで測定された最新の結果を含む放射化法による実験データを使用した。比較の結果、PHITS推奨の核反応モデルINCL4.6/GEMは、核分裂生成物を過小評価し、蒸発残留核について同一元素に対して中性子過剰に評価する傾向を示すことが分かった。さらに、実験データが少ない中重核領域及び核分裂生成核種と蒸発残留核種の間の領域で、モデル間の差異が顕著であることを明らかにした。
松田 洋樹; 明午 伸一郎; 岩元 大樹; 前川 藤夫
EPJ Web of Conferences, 239, p.06004_1 - 06004_4, 2020/09
加速器駆動核変換システム(ADS)における鉛ビスマス標的を取り扱う上では、標的において核破砕および高エネルギー核分裂反応による核種生成断面積が重要である。しかしながら、核種生成断面積の実験データは乏しい。この実験データを取得するために、
Pbおよび
Biサンプルを用いてJ-PARCにおいて実験を行った。0.4GeVから3.0GeVのエネルギーの異なる陽子をサンプルに照射し、HPGe検出器を用いた崩壊ガンマ線のスペクトル測定により
Beから
Reの広範囲にわたる核種生成断面積を得た。実験値を評価済み核データライブラリ(JENDL-HE/2007)、PHITS及びINCL++コードを用いた計算値とで比較した。本実験値は他の実験と矛盾のない結果であり、また他の実験と比べ高精度で測定できた。軽核種を生成する反応では、Beの生成断面積は、JENDLおよびPHITS及びINCL++コードによる計算は比較的良い一致を示すものの、
Naは実験の1/10程度となり過小評価することがわかった。中重核から重核の生成では、PHITSはINCL++と同様に実験をファクター2程度の精度で再現することがわかった。PHITS及びINCL++の励起関数の極大となるエネルギーは実験とよい一致を示すものの、JENDL-HEは実験より低いことが判明した。
明午 伸一郎; 松田 洋樹; 岩元 洋介; 吉田 誠*; 長谷川 勝一; 前川 藤夫; 岩元 大樹; 中本 建志*; 石田 卓*; 牧村 俊助*
EPJ Web of Conferences, 239, p.06006_1 - 06006_4, 2020/09
加速器駆動型核変換システム(ADS)では、加速器の真空領域と標的領域の隔壁となるビーム入射窓の開発が重要となる。ビーム窓の損傷評価には、原子当たりの弾き出し数(DPA)が用いられるが、DPAの導出に用いられる弾き出し断面積の実験データは20MeV以上のエネルギー領域の陽子に対しほとんどないため、ADSにおいて重要な0.43GeV陽子における弾き出し断面積の測定を開始した。弾き出し断面積は、損傷を維持するため極低温に冷却された試料の陽子入射に伴う抵抗率変化を陽子フルエンスとフランケル対当たりの抵抗率変化で除することにより導出できる。実験はJ-PARCセンターの3GeV陽子シンクロトロン施設で行い、試料には銅を用いた。実験で得られた断面積と一般的に弾き出し断面積の計算に使用されるNRTモデルの計算との比較の結果、NRTモデルの計算は実験を約3倍過大評価することが判明した。
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。
森下 祐樹; Ye, Y.*; Mata, L.*; Pozzi, S. A.*; Kearfott, K. J.*
Radiation Measurements, 137, p.106428_1 - 106428_7, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)ラドン測定用のコンパクトな有機シンチレータベースの
/
検出器を開発し、ユニークで小さなラドンチャンバーを使用して特徴付けた。検出器は、シリコン貫通電極(TSV)シリコン光電子増倍管(またはSiPM)と6mm
6mm6mmのスチルベン結晶キューブで構成されている。SiPMからのアナログ信号はデジタイザに送信される。検出器は遮光ボックスに収納されており、
Rnガスが内部に拡散できるようにボックスの片側に空気ろ紙が取り付けられる。ミシガン大学の地下室に設置された検出器とAlphaGUARD検出器を使用して、
Ra線源とともに小さなラドンチャンバーに両方の検出器を配置して他の実験を行った。パルス形状識別手法を適用することにより、アルファスペクトルとベータスペクトルを同時にかつ明確に分離し、それらを定量的に測定することができた。測定されたアルファスペクトルに2つのピークが検出され、
Poによる低エネルギーピークと
Poによる高エネルギーピークであった。AlphaGUARDのラドン濃度と/検出器の計数率との間の線形関係が確認された。/検出器の厚さは10mm未満であった。したがって、このコンパクトな有機シンチレータベースの/検出器は、新しいラドン検出システムとして有用となる可能性がある。
青野 竜士; 水飼 秋菜; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2020-006, 70 Pages, 2020/08
JAEA-Data-Code-2020-006.pdf:2.59MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成30年度に取得した19核種(
H, 
C, 
Cl, 
Co, 
Ni, 
Sr, 
Nb, 
Tc, 
Ag, 
I, Cs, 
Eu, 
Eu, 
U, 
U, Pu, 
Pu, 
Am, 
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。
宇埜 正美*; 西 剛史*; 高野 公秀
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.7, p.202 - 231, 2020/08
2012年にエルゼビア社から初版が刊行された原子力燃料・材料の詳説のうち、アクチニド窒化物の熱力学と熱物性に関して、近年論文として公開された最新の研究成果を追記して内容の充実化を図り改訂した。追記した主要なデータは、核変換用窒化物燃料の窒化ジルコニウム母材中へのアクチニド窒化物の固溶度、アクチニド窒化物中での自己照射損傷による結晶格子膨張とそれに伴う熱伝導率低下、窒化ジルコニウムを母材としたマイナーアクチノイド含有燃料の熱伝導率の組成依存性、および窒化キュリウムの熱膨張である。
Wang, Z.; 岩澤 譲; 杉山 智之
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 12 Pages, 2020/08
In a hypothetical severe accident in a light water reactor (LWR) nuclear power plant, there is a possibility that molten core released from the reactor vessel gets in contact with water in the containment vessel. In this so-called fuel-coolant interactions (FCIs) process, the melt jet will breakup into fragments, which is one of the important factors for a steam explosion, as a potential threat to the integrity of the containment vessel. In order to investigate the melt-jet breakup with solidification processes, a multiphase particle method is developed in this study. Benefiting from its Lagrangian description and meshless framework, the large deformed interfaces could be directly and easily captured by the particle motions. A simple transient heat conduction test is firstly carried out. Two important multiphase instabilities, namely the Rayleigh-Taylor instability and the Kelvin-Helmholtz instability, are studied since they play important roles during the melt-jet breakup. After that, a bubble rising benchmark is performed to show the feasibility of modelling for deformation and collapse. The results achieved so far indicates that the developed particle method is capable to analyze the melt-jet breakup with solidification processes.
吉田 啓之; 上澤 伸一郎
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, microparticles of aerosol are removed through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of microparticles through the gas-liquid interface is not precise; a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate the removal of microparticles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, a detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. Also, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method, and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and microparticles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, we show an outline and preliminary results of this simulation 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
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
and ZrO). 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
B
and FeB), 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.
内堀 昭寛; 青柳 光裕; 高田 孝; 大島 宏之
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
ナトリウム(Na)冷却高速炉のシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価するマルチシナリオシミュレーションシステムSPECTRAを新たに開発した。本件では、炉外側の質点系圧縮性気相挙動解析モジュール及びNa-コンクリート相互作用モジュールの妥当性を基礎的な解析から個別に確認し、さらに原子炉容器及び1次冷却系配管からのナトリウム漏えいを想定とした解析を実施し、炉外側モジュール全体としての妥当性を確認した。
眞田 幸尚; 越智 康太郎; 石崎 梓
JAEA-Research 2020-006, 60 Pages, 2020/07
JAEA-Research-2020-006.pdf:4.84MB
原子力施設の事故時において、住民の避難計画の決定には放出された放射性プルームの挙動予測が不可欠である。現在は、大気拡散シミュレーションを基本とした予測システムは原子力防災のツールとして実用化されているものの、放射性プルームを実測できるツールは存在しない。本研究では、技術革新の著しい無人飛行機を用いて、大気中の放射性物質濃度を地上からの寄与や機体への汚染と弁別して測定できるシステムの試作機の開発を行った。また、前年度実施した放射性プルームのレスポンス計算に重要なパラメータとなる機体への沈着速度を求めるため、模擬エアロゾルを用いた暴露実験を実施した。さらに、検出システムの開発とともに、プルームの動きをリアルタイムに予測し、最適なフライトプランを導出するアルゴリズムの開発を行った。本レポートは3か年計画の3年目の成果をまとめたものである。
meson in nuclear matter at J-PARCGubler, P.
AIP Conference Proceedings 2249, p.030002_1 - 030002_7, 2020/07
最近の研究成果に基づき、メソンを原子核中に生成するためのpA反応(p:陽子、A:原子核)の数値的シミュレーションに関する発表を行う。特に、実験的に観測されるdi-lepton spectrumの形を詳細に説明し、メソンはどのようなスペクトル関数を持っていれば、実験結果を再現できるかについて議論する。
El-Asaad, H.*; 永井 晴康; 相楽 洋*; Han, C. Y.*
Annals of Nuclear Energy, 141, p.107292_1 - 107292_9, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)大気拡散シミュレーションは、原子力緊急時対応の事前検討において環境中の放射性プルームを評価するための重要な情報を提供する。しかし、様々な条件の計算を実行し膨大な計算結果からデータを引き出すには労力と時間を要する。そこで、シミュレーション結果から放射性プルームの特徴を引き出す際にユーザーを補助するインターフェイスを開発した。このインターフェイスは、福島第一原子力発電所からの20日間の放射性物質の放出についてのWSPEEDI-IIの計算結果のデータベースを使用し、ユーザーに重要な定量的データを提示する。ユーザーは、インターフェイスの補助により、放出条件を変えて様々なケースシナリオを作成し、感度解析を行うことができる。
