炉物理

炉物理分野では、原子炉の核特性、炉心動特性、臨界に係わる安全解析、解析手法の開発等を行っています。
例えば、事業者が講じた安全対策によって生じた安全余裕を定量的に把握し規制に適切に反映させるためには、原子炉施設の「運転時の異常な過渡変化」、「設計基準事故」及び「重大事故に至るおそれがある事故」を対象として、その現実的な実機の炉心核特性を評価するための不確かさを考慮した最適評価手法の検討を進めています。さらに、技術基盤の整備として、炉心特性解析コードの整備、評価済み核データライブラリ等における最新知見を反映しています。

実施中のプロジェクト

核特性解析における最適評価手法及び不確かさ評価手法に関する研究（令和3年度～令和6年度）

終了したプロジェクト

• 詳細解析手法の導入に向けた熱流動・核特性安全解析手法の整備（Phase-2）（平成25年度～平成29年度）【PDF：3MB】
  （安全研究成果報告へのリンク）
• 使用済燃料プールの規制課題に関する安全研究（Phase 1）（平成24年度～平成29年度）【PDF：3MB】
  （安全研究成果報告へのリンク）
• 使用済燃料の臨界防止裕度の定量的な評価（平成25年度～平成27年度）（国立国会図書館インターネット資料収集保存事業(Warp)へリンク）【PDF：1MB】
  （安全研究成果報告へのリンク）

NRA技術報告

なし

NRA技術ノート

なし

学術論文

• Fujita, T., “A comparative study on k-infinity uncertainty due to cross-section covariance data in nuclear data libraries”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 60, No. 9, pp. 1143-1153, 2023.
  doi:10.1080/00223131.2023.2169380
• Fujita, T., “Influence of manufacturing uncertainty treatment on neutronics uncertainty analysis for lattice physics parameters in PWR-UO2 fuel assembly”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 60, No. 12, pp. 1526-1537, 2023.
  doi:10.1080/00223131.2023.2224332
• Fujita, T., “Uncertainty analysis for fission product inventories based on covariance data of fission product yields in JENDL-4.0 and ENDF/B-VIII.0”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 61, No. 3, pp. 417-427, 2024.
  doi:10.1080/00223131.2023.2224331
• Fujita, T., “Applicability of the kernel method for macroscopic cross section tabulation to planar MOC-based core transient analysis code”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 61, No. 5, pp. 679-692, 2024.
  doi:10.1080/00223131.2023.2252432
• Shiba, S., Sakai, T., “Core Modeling and Simulation of Peach Bottom 2 Turbine Trip Test 2 Using CASMO5/TRACE/PARCS”, Nuclear Technology, Vol. 208, Issue 2, pp. 371-383, 2022.
• Yamamoto, T., Iwahashi, D., Sakai, T., “Applying the continuous-energy Monte Carlo calculation code, MVP3, to analysis of kinetic parameters measured for light-water moderated UO2 and MOX cores of the TCA and EOLE critical facilities”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 57, No. 7, pp. 874-887, 2020.
• Fujita, T., Sakai, T., “Uncertainty analysis of the OECD/NEA LWR UAM benchmark Phase I using CASMO5 with JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 57, No. 7, pp. 858-873, 2020.
• Yamamoto, T., Iwahashi, D., Sakai, T., “Analysis of VIP-BWR reactor core physics experiments on UO2 and MOX mockup fuel assemblies - part 2: analysis with SIMULATE5”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 56, No. 11, pp. 1036-1046, 2019.
• Yamamoto, T., Iwahashi, D., Sakai, T., “Analysis of VIP-BWR reactor core physics experiments on UO2 and MOX mockup fuel assemblies with CASMO5”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 56, No.11, pp. 1047-1058, 2019.
• Shiba, S., “Validation of MVP-II with JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1 and JEFF-3.2 through HTC Critical Experiments”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 56, No.7, pp. 661-667, 2019.
• Fujita, T., Sakai, T., “Analysis of the SPERT-III E-Core experiment using CASMO5/TRACE/PARCS based on JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 56, No.6, pp. 553-571, 2019.

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

会議プロシーディング（査読付き）

• Fujita, T., “An influence of manufacturing tolerances on pin-cell k-infinity of MOX fuel using data from the FUBILA experiment program”, Proceedings of PHYSOR2022, 2022.
• Shiba, S., Iwahashi, D., “Criticality analysis of NCA critical experiments simulating SFP under low moderator density conditions”, Proceeding of ICNC2019, 2019.
• Fujita, T., Sakai, T., “Analysis of the BEAVRS benchmark using CASMO5/SIMULATE5 with JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1”, Proceeding of PHYSOR2020, 2020.

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

会議プロシーディング（査読なし）

なし

学会発表等

• 柴茂樹、「JENDL-5を用いた実機炉心解析」、日本原子力学会2024年春の年会、令和6年
• 柴茂樹、「JENDL-5を用いた実機炉心解析」、日本原子力学会2023年秋の大会、令和5年
• 柴茂樹、「CASMO5/TRACE/PARCSを用いたPWR MOX/UO2炉心過渡事象ベンチマークの不確かさ評価」、日本原子力学会2023年春の年会、令和5年
• 藤田達也、「燃料集合体体系における製造上の不確かさの取扱方法による評価結果の違い」、日本原子力学会2022年秋の大会、令和4年
• 藤田達也、「3次元詳細炉心動特性解析コード用非均質核反応断面積の再構築手法（2）燃料集合体内の同一物質領域の非均質核反応断面積に対する統一的取扱い」、日本原子力学会2022年春の年会、令和3年
• 藤田達也、「3次元詳細炉心動特性解析コード用非均質核反応断面積の再構築手法（1）燃料棒単位セル体系における基礎検討」、日本原子力学会2021年秋の大会、令和3年
• 藤田達也、塚本直史、「3次元詳細炉心動特性解析コードRYUHOの開発（1）プロトタイプを用いたベンチマーク解析結果及び今後の開発計画」、日本原子力学会2021年春の大会、令和3年
• 岩橋大希、中島鐵雄、「BWR燃料のラック貯蔵時反応度の燃焼履歴による影響評価」、日本原子力学会2021年春の大会、令和3年
• 藤田達也、酒井友宏、「マルチレベルモンテカルロ法を用いたランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価の計算コスト低減に関する研究（1）燃料集合体体系への適用性」、日本原子力学会2020年秋の大会、令和2年
• 藤田達也、酒井友宏、｢CASMO5を用いた燃焼計算における不確かさ評価（2）燃料集合体体系における評価結果｣、日本原子力学会2020年春の年会、令和2年
• 藤田達也、酒井友宏、「CASMO5を用いた燃焼計算における不確かさ評価（1）燃料棒格子体系における評価結果」、日本原子力学会2019年秋の大会、令和元年
• 岩橋大希、酒井友宏、山本徹、「CASMO5及びMVP-BURNコードを用いた照射燃料試験解析」、日本原子力学会2019年秋の大会、令和元年
• 山本徹、岩橋大希、酒井友宏、「軽水炉ウラン及びMOX臨界試験炉心の動特性パラメータ解析への連続エネルギモンテカルロコードMVP3の適用」、日本原子力学会2019年秋の大会、令和元年

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

受賞

2019年09月11日　第13回日本原子力学会炉物理部会賞奨励賞を受賞

委託成果報告書

なし
（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

共同研究成果報告書

なし