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山口 正秋; 鈴木 祐二*; 樺沢 さつき; 加藤 智子
JAEA-Data/Code 2024-001, 21 Pages, 2024/03
JAEA-Data-Code-2024-001.pdf:3.45MB
JAEA-Data-Code-2024-001-appendix(CD-ROM).zip:8.0MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の生活圏評価において、地形や水系、土地利用等の具体的な表層環境条件を考慮できる評価手法の検討に資することを目的として、モデル集水域を作成した。ここでは、地形の特徴の異なる3種類のモデル集水域(Type1
3、流域面積:約730770km
)を作成した。Type13の各モデル集水域は、既存のツール(地形・処分場深度変遷解析ツール)を用いて作成した集水域の地形データ(標高、陰影)と、地形データから作成した土地被覆データ(傾斜、水系・集水域、土地利用、人口分布)、および地形データと土地被覆データを用いて計算した河川流量・土砂移動データの地理情報からなる。本報告書では、これらの地理情報を地理情報システム(GIS)ソフトウェアなどで利用可能なデータ集としてとりまとめた。作成したモデル集水域は、わが国の表層環境の主要な特徴を可能な限り反映して仮想的に作成したものであることから、地形はもとよりさまざまな環境条件をパラメータとしたGBIやコンパートメントモデルの設定に係る水理・物質移行解析等を試行するテストベッドとして活用することが可能である。
山岸 功; 波戸 真治*; 西原 健司; 津幡 靖宏; 佐川 祐介*
JAEA-Data/Code 2024-002, 63 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-002.pdf:2.91MBJAEA-Data-Code-2024-002-appendix(CD-ROM).zip:9.42MB
福島第一原子力発電所事故で発生した放射性セシウムを含む汚染水処理にゼオライトを充填した吸着塔が使用されている。汚染水処理が進むにつれて吸着塔内の放射性セシウムは高濃度となり、吸着塔は高い放射線源となる。吸着塔内の崩壊熱や水素発生量を評価するには、吸着塔内の放射性セシウム濃度が必要となるが、測定では評価することが容易ではないためシミュレーションによって推定される。本研究では、ゼオライトを充填した吸着塔(カラム)に放射性セシウムなどの放射性物質を注入したときの吸着塔内の濃度を算出できるゼオライトカラム吸着挙動解析(ZAC)コードを開発した。本コードの妥当性は、既存コードによる計算結果との比較および小カラム試験の実験結果との比較により確認した。本稿は開発したコードに関するモデルの詳細、コードの取扱い方および結果の妥当性を提示するものである。
内田 俊介; 端 邦樹; 塙 悟史
JAEA-Data/Code 2024-003, 119 Pages, 2025/01
JAEA-Data-Code-2024-003.pdf:11.29MBJAEA-Data-Code-2024-003-appendix(CD-ROM).zip:0.28MB
軽水炉腐食環境評価解析コードWRAC-JAEAは、沸騰水型原子炉(BWR)冷却水を対象に開発された水の放射線分解(ラジオリシス)解析コードをベースに、加圧水型原子炉(PWR)にも適用できる様に開発された。すなわち、(1)高温pH算出機能、(2)ラジオリシス計算に及ぼす高温pHの影響解析機能、(3)混成理論に基づく腐食電位(ECP)解析機能、そして(4)ラジオリシスとECPの結合解析機能を付加した。軽水炉1次冷却系の腐食環境緩和は、系統を構成する機器、特に経年化原子炉の主要機器の信頼性確保のための有効な手段の一つである。しかし、BWRとPWRでは、冷却システムの差異のため腐食環境緩和のための水化学制御手法は大きく異なる。BWRでは、ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の抑制が、機器、配管の信頼性確保のカギを握っているが、直接サイクルを採用するため、pH制御が難しく、水素添加量が制約される中で、ラジオリシス解析コードとECP解析を組合せた緻密な腐食環境の解析と測定を併用しつつ、腐食環境の緩和および構造材の健全性確保が図られてきた。一方、PWRでは、高pHに維持し、十分な量の水素を添加することにより、水の放射線分解によって生成する酸素、過酸化水素などの腐食性生成種の濃度を、余裕をもって低く抑え、腐食環境を緩和することが可能であった。しかし、ニッケル基合金の1次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)の発生と進展が水素によって加速される可能性が指摘され、水素添加量とECPの相関を定量化する必要性が高まってきた。BWR用に開発されたラジオリシス解析コードは中性水対象であり、高pH条件にはそのままでは対応が難しい。ECP解析も高pHでは異なる。このため、BWRでの経験を最大限に生かしつつ、PWR1次冷却系にも適用可能な腐食環境解析手法の確立が急務となっている。WRAC-JAEAは、BWRとPWRそれぞれの腐食環境評価に資するのみでなく、本コードによる評価を介して、両炉型での主要構造材の知見を相互評価し、構造材に生ずる腐食損傷に係る諸課題への対応に、それぞれの経験、知見を反映する重要な手段を提供することが期待できる。
木名瀨 暁理; 後藤 勝則*; 青野 竜士; 今田 未来; 佐藤 義行; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2024-004, 60 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-004.pdf:2.05MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中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に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJRR-2、JRR-3から発生した放射性廃棄物及び保管廃棄施設・Lに保管されている圧縮体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、令和4年度に取得した20核種(
H、
C、
Cl、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Tc、
Ag、
I、
Cs、
Eu、
Eu、
U、
U、Pu、
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。
櫻井 彰孝; 青柳 和平; 村上 裕晃; 田村 友識; 藤枝 大吾; 戸賀瀬 和輝
JAEA-Data/Code 2024-005, 48 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-005.pdf:6.54MBJAEA-Data-Code-2024-005-appendix(DVD-ROM).zip:1029.9MB
幌延深地層研究センターでは、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示された研究課題である、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」に取り組んでいる。さらに、深度500mまで坑道を展開してこれらの研究課題に取り組むこととしている。2023年度以降は掘削工事を再開し、350m調査坑道の拡張工事として、3本の試験坑道(試験坑道6、7、東立坑側第1ボーリング横坑)を掘削するとともに、深度500mに向けた東立坑、西立坑、換気立坑の掘削や、500m調査坑道の掘削が実施される。本データ集は、現在掘削している切羽や後続施工箇所の設計・施工にフィードバックする情報化施工プログラムを実施していくための基礎データとすること、地下施設建設時に取得した調査・計測データの共有化ならびに散逸防止を図ることを目的として、350m調査坑道の拡張に伴う掘削時の調査・計測結果を取りまとめたものである。
安全研究センター 原子炉安全研究ディビジョン リスク評価・防災研究グループ
JAEA-Data/Code 2024-006, 40 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-006.pdf:1.92MB
日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センター原子炉安全研究ディビジョンリスク評価・防災研究グループでは、原子力施設等で発生する可能性のある広範な事故を対象に、確率論的事故影響評価コードOSCAARの開発を進めてきた。OSCAARコードの機能のうち、大気拡散モデルによる大気中放射性物質濃度の計算機能では、入力データとして風速、降水量、大気安定度等の気象データを必要とする。ただし、気象データとして気象庁による数値予報データを利用するためには、事前にデータフォーマットをOSCAARコードに合わせて変換しておく必要がある。そこでOSCAARの前処理プログラムとして、気象庁の数値予報データから対象地域及び期間におけるOSCAARの入力形式の気象データを作成するプログラムGPV2OSCを作成した。本レポートでは、GPV2OSCの概要及び使用方法について解説する。
横山 賢治; 羽様 平; 谷中 裕; 大木 繁夫
JAEA-Data/Code 2024-007, 41 Pages, 2024/10
JAEA-Data-Code-2024-007.pdf:1.1MB
汎用炉心解析システムMARBLEの第3版であるMARBLE3を開発した。MARBLEの開発ではオブジェクト指向スクリプト言語Pythonを用いており、これまでの開発ではPythonバージョン2(Python2)を用いていたが、Pythonのバージョンアップの後方非互換性の問題により、Pythonの最新版であるPythonバージョン3(Python3)では、MARBLEを動作させることができなくなっていた。このため、MARBLE3の開発では全面的に改修を行って、Python3で動作するように整備した。また、MARBLE3では、新しく開発された解析コードのカプセル化や新しく提案された計算手法等の組み込みを行うとともに、メンテナンス性や拡張性、柔軟性の観点からユーザインターフェースの拡張やソルバーの再実装等を行った。MARBLE3では、新規に開発された3次元六角/三角体系輸送計算コードMINISTRIVer.7(MINISTRI7)と3次元六角/三角体系拡散計算コードD-MINISTRIを利用できるように整備した。これらのコードは、MARBLEのサブシステムである核特性解析システムSCHEMEや高速炉燃焼解析システムOPRHEUSで利用できる。また、MARBLEに組み込まれている炉心解析システムCBGのユーザインターフェースを拡張して、CBGの2次元RZ体系の拡散計算ソルバーや輸送計算ソルバーをSCHEME上で利用できるように整備した。一方、計算手法についても改良を加えた。MARBLE3では、チェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算手法の改良に関する論文やミニマックス多項式近似法に基づく燃焼計算手法に関する論文で提案された計算手法を利用できるように、燃焼計算ソルバーの機能拡張を行った。また、メンテナンス性の観点から、MARBLE2で導入された一点炉動特性ソルバーPOINTKINETICSを廃止して、MARBLE3ではKINETICSソルバーとして新たに整備し直した。
山口 雄司; 原田 正英; 羽賀 勝洋
JAEA-Data/Code 2024-008, 91 Pages, 2024/08
JAEA-Data-Code-2024-008.pdf:1.24MBJAEA-Data-Code-2024-008-appendix(CD-ROM).zip:0.09MB
負ミュオンを利用可能な実験施設における試料の放射化に伴う放射線安全の観点から、負ミュオンの原子核捕獲に伴う放射性核種生成量の評価が重要であるが、実験データの報告例が少ないのが現状である。そこでモンテカルロ計算によって、自然界に安定に存在する全元素に対して放射性核種生成量を求め、データ集を作成した。また、データの利用例として照射試料の放射化量を見積もった。本報告書は放射線安全をはじめ、様々な分野で負ミュオンを用いた実験を行う際の基礎データを提供するものである。
丸山 修平
JAEA-Data/Code 2024-009, 16 Pages, 2024/08
JAEA-Data-Code-2024-009.pdf:1.08MB
国産の核データ処理コードFRENDY にはランダムサンプリング法に基づくACE ファイル摂動ツールが実装されており、これを利用して核データ起因不確かさを定量化することが可能である。しかしながら、高速炉の炉心解析や遮蔽解析における不確かさ評価で有意となる散乱角度分布起因の不確かさを評価する機能はこれまで開発されていなかった。近年、平均散乱角余弦の共分散データの情報から最大エントロピー法に基づき、この不確かさを定量化する手法が著者らによって提案された。本報告では、この提案手法に基づく弾性散乱角度分布の不確かさに対する摂動機能をFRENDY/ACE ファイル摂動ツールに追加する。
今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 加藤 章一
JAEA-Data/Code 2024-010, 90 Pages, 2024/11
JAEA-Data-Code-2024-010.pdf:5.41MB
これまでに国内ではナトリウム中材料試験技術の確立やナトリウム環境効果評価法の確立を目的に、高温ナトリウム環境下における高速炉用構造材料及び燃料被覆管材の研究開発が進められてきた。高速炉用燃料被覆管は一般の構造材料と異なり、通常運転時でも高速増殖原型炉「もんじゅ」の場合、高温部で675
C程度となり、かつ約0.5mmの薄肉細管材であるために、ナトリウム接液面の腐食減肉や組成変化などの高温ナトリウム環境に起因した材料特性への影響を受けやすくなる。このため、高温ナトリウム環境下における燃料被覆管の腐食挙動や強度特性の評価が重要である。本報告では、今後の研究活動や知見・経験の集約化などに反映することを目的に、高速炉用に開発された改良SUS316鋼燃料被覆管の高温ナトリウム環境下における腐食挙動や機械的強度特性に関して、これまでに得られている試験研究の知見を整理した。
竹内 竜史; 國分 陽子; 西尾 和久*
JAEA-Data/Code 2024-011, 120 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-011.pdf:4.68MBJAEA-Data-Code-2024-011-appendix(CD-ROM).zip:261.39MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しに伴う地下深部の地下水環境の回復状況を確認するため、環境モニタリング調査として瑞浪超深地層研究所用地および研究所用地周辺のボーリング孔等において地下水の水圧観測および水質観測を実施している。本報告書は、2023年度に実施した地下水の水圧観測データおよび水質観測データを取りまとめたものである。
田崎 雄大; 宇田川 豊
JAEA-Data/Code 2024-012, 76 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-012.pdf:9.25MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)では、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動評価を目的として、燃料挙動解析コードFEMAXIを開発してきた。2019年3月には、同コードとして初めて体系的な検証と性能評価を行ったFEMAXI-8を公開し、以降も様々な改良を続けている。並行して、原子力機構では2000年代より、設計基準事故(DBA)解析用のブランチとしてRANNSモジュールの開発を進めてきた。RANNSは、DBA条件、ここでは主に反応度事故(RIA)の様な非常に急峻な過渡に対しても燃料挙動を追跡できるよう、特に計算の安定性を重視しつつ、このような過渡挙動を適切に予測する上で重要な沸騰熱伝達、粒界分離を伴うFPガス放出、破壊力学指標に基づく被覆管破損判定などを特有のモデルとして備えている。本報告では、これら事故時挙動解析向けモデルの解説やプログラムの設計・構造におけるFEMAXIとの関係に加え、原子力機構が研究炉NSRRを用いて実験を実施し、蓄積してきた膨大なRIA実験データによる大規模検証の結果を示し、同モジュールの総合的なRIA解析性能を評価している。RANNSモジュールの公開に当たっては、パッケージ化されたFEMAXI/RANNSとしてユーザへ提供する予定であり、これにより広い条件での燃料挙動を解析することが可能となる。また、検証解析を通じて一定の性能が確認されたモデルパラメータセットも本報告内で提示しており、これを参照することで、これまで公開してきたFEMAXI-8とユーザビリティは殆ど変わることなく、また解析者の力量に大きく依存することなく、事故時挙動解析の実行が可能である。
令和4年度「地質環境長期安定性評価技術高度化開発」における調査研究成果のGISデータセットへの整理石原 隆仙; 西山 成哲; 加藤 由梨; 島田 耕史
JAEA-Data/Code 2024-013, 17 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-013.pdf:2.8MBJAEA-Data-Code-2024-013-appendix(DVD-ROM).zip:2305.14MB
日本原子力研究開発機構及び電力中央研究所は、経済産業省資源エネルギー庁から平成30年度から令和4年度の期間で「高レベル放射性廃棄物等の地層処分に関する技術開発事業(地質環境長期安定性評価技術高度化開発)」を受託した。この事業において我が国における地層処分に適した地質環境の選定及びモデル化に関連して調査・評価が求められる主な自然現象(火山・火成活動、深部流体、地震・断層活動、隆起・侵食)の影響について、様々な学術分野における最新の研究を踏まえた技術の適用による事例研究を通じて、課題の解決に必要な知見の蓄積や調査・評価技術の高度化を進めてきた。これらの研究成果の効果的な活用のために、調査研究内容を地理情報システム(GIS)上に整理し、無償のGISソフトウェアであるQGISを用いて表示できるデータセットにまとめた。本報告では、このデータセットの作成手順と、使用方法について記述した。本データセットの公開により、各研究分野内でのシームレスな情報の共有が行えるようになる上、他分野の研究者及び地層処分事業に関わる技術者などが容易に当該研究成果へアクセスでき、その成果の利用が促進されることが期待される。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2024-014, 76 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-014.pdf:4.0MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:SB-PV-03)が2002年11月19日に行われた。ROSA/LSTFSB-PV-03実験では、加圧水型原子炉(PWR)の0.2%圧力容器底部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両蒸気発生器(SG)二次側減圧を安全注入設備信号発信後10分に一次系減圧率55K/hを目標として開始し、その後継続した。さらに、AM策から少し遅れて両SG二次側への30分間の補助給水を開始した。ACCタンクから一次系への窒素ガスの流入開始まで、AM策は一次系減圧に対して有効であった。ACC系から両低温側配管への間欠的な冷却材注入により、炉心水位は振動しながら回復した。このため、炉心水位は小さな低下にとどまった。窒素ガスの流入後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。窒素ガス流入下におけるSG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(908K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、ECCSである低圧注入(LPI)系から両低温側配管への冷却材注入により、全炉心はクエンチした。LPI系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTFSB-PV-03実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
竹内 竜史; 國分 陽子; 西尾 和久*
JAEA-Data/Code 2024-015, 68 Pages, 2025/02
JAEA-Data-Code-2024-015.pdf:4.25MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターは、同センターが進める瑞浪超深地層研究所の坑道埋め戻し等事業において、瑞浪超深地層研究所の坑道の埋め戻しに伴い瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境への影響の有無を確認することを目的とした環境モニタリング調査を実施している。本報告書は、2023年度の環境モニタリング調査のうち瑞浪超深地層研究所用地周辺の環境影響調査(研究所用地周辺の井戸における地下水位調査、研究所用地周辺河川流量測定、研究所用地放流先河川水の水質分析、研究所用地周辺騒音・振動調査、研究所用地周辺土壌調査)に関する記録を取りまとめたものである。
永田 寛; 河内山 真美; 茅根 麻里奈; 菅谷 直人; 西村 嵐; 石川 譲二; 坂井 章浩; 井手 広史
JAEA-Data/Code 2024-016, 44 Pages, 2025/03
JAEA-Data-Code-2024-016.pdf:3.54MB
原子炉施設の構造材の元素組成は、廃止措置計画の策定などの際に評価を行う放射化計算において、重要なパラメータの一つとして使用されている。このうち、試験研究炉の構造材として使用されているアルミニウム合金などの元素組成については、主要成分以外の元素については十分なデータが得られていない。このことから、材料試験炉「JMTR」の主要な構造材として使用されてきたアルミニウム合金、ベリリウム、ハフニウムなどから試料を採取し、元素組成の分析を実施した。本報告書は、令和5年度に取得した78元素の元素組成データについてまとめたものである。
井上 雄貴; 山田 純也; 浜口 拓; 瀬谷 夏美; 武藤 保信; 野原 尚史; 大石 哲也; 橋本 周
JAEA-Data/Code 2024-017, 109 Pages, 2025/03
JAEA-Data-Code-2024-017.pdf:4.54MB
東京電力福島第一原子力発電所事故後の2011年3月から2021年3月までの約10年間の大洗原子力工学研究所周辺の環境放射線モニタリング結果について考察するとともに、モニタリングデータを付録に収録した。このほか、実測結果に基づく環境移行パラメータとして、沈着速度、再浮遊係数、濃縮係数及び分配係数を計算した。