クゴ　テルヒコ
久語　輝彦教育研究振興教員（教授）
Teruhiko Kugo

■研究者基本情報

組織

  • 工学部 機械システム工学科
  • 応用理工学野 機械システム工学領域

研究分野

  • エネルギー, 原子力工学

学位

  • 2008年3月　工学博士（大阪大学）
  • 1989年3月　工学修士（大阪大学）

■研究活動情報

論文

  • 系統的な中性子スペクトル場を有するFCA-IX炉心における臨界性に関するベンチマークモデルの構築
    福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃, New benchmark models with respect to criticality data are established on the basis of seven uranium-fueled assemblies constructed in the ninth experimental series at the fast critical assembly (FCA) facility. By virtue of these FCA-IX assemblies where the simple combinations of uranium fuel and diluent (graphite and stainless steel) in their core regions were systematically varied, the neutron spectra of these benchmark models cover those of various reactor types, from fast to sub-moderated reactors. The sample calculations of the benchmark models by a continuous-energy Monte Carlo (MC) code showed obvious differences between even the latest versions of two major nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1. The present benchmark models would be well-suited for assessment and improvement of the nuclear data for $^{235}$U, $^{238}$U, graphite, and stainless steel. In addition, the verification of the deterministic method was performed on the benchmark models by comparison with the MC calculations. The present benchmark models are also available to users of deterministic calculation codes for assessment and improvement of nuclear data.
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2016年03月, ［査読有り］
  • 軽水炉MOX燃料中の燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズム分析と不確かさ評価への適用
    大泉 昭人; 神 智之*; 石川 眞; 久語 輝彦, 燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムを把握することは、バックエンド施設設計の妥当性や信頼性の必要条件を満たすために不可欠である。したがって、核データ等の物理量に起因する不確かさは定量的な分析が必要となる。本論文では、軽水炉MOX燃料を対象とし、一般化摂動論に基づいた核データ感度を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムの分析手法を示す。まず、燃焼チェーン上に反応率を示した図を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の基本的な物理メカニズムについて議論する。次に、燃焼感度解析を用い、アクチノイドが生成される物理メカニズムについて詳細な分析を行う。ここでは、例として$^{244}$Cmと$^{238}$Puが生成される物理メカニズムについて分析する。最終的に、燃焼チェーン上に反応率を示した図と燃焼感度解析の組み合わせにより、アクチノイドの生成源の同定や核反応の間接的な影響の評価までできることを示す。また、燃焼感度係数の適用例として、核データ精度向上の優先度の判断に有用となる、核データ共分散と組み合わせた評価手法を紹介する。また、付録には、アクチノイドや反応を感度の傾向別に分類した結果を載せている。
    Annals of Nuclear Energy, 2015年07月, ［査読有り］
  • 福島第一原子力発電所で生じた燃料デブリの臨界管理方針の検討
    外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也, 福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの性状は、観察や測定による確認に至っておらず、今なお不明である。原子炉格納容器からは漏水が続いており、燃料デブリは中性子毒物を含まない水で冷却されている。放射性Xeガスの濃度監視では再臨界の兆候は見られないが、燃料デブリの未臨界担保はできていない状況である。本発表ではこれらの状況、及び燃料デブリの基本的な臨界特性を踏まえ、今後とるべき臨界管理の方針を議論する。
    Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, 2015年01月, ［査読有り］
  • 積分実験ベンチマークデータの応用
    Palmiotti G.*; Briggs J. B.*; 久語 輝彦; Trumble E.*; Kahler A. C.*; Lancaster D.*, 国際炉物理実験データ保存プロジェクト(IRPhEP)および国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)は、炉物理分野や臨界安全分野に使われているデータと解析方法の検証、核データの検証、先進的なモデリング\&シミュレーションや規制活動に対して、積分実験データを評価し提供している。本論文では、(1)不確かさ評価と炉定数調整、(2)原子力機構での設計検討における不確かさ評価、(3)核データ検証、(4)臨界安全での応用、(5)工業用途への支援の5つの応用について紹介する。
    Nuclear Science and Engineering, 2014年11月, ［査読有り］
  • 3600MWth級大型ナトリウム冷却高速炉の核特性ベンチマーク
    Buiron L.*; Rimpault G*; Fontaine B.*; Kim T. K.*; Stauff N. E.*; Taiwo T. A.*; 山路 哲史*; Gulliford J.*; Fridmann E.*; Pataki I.*; Kereszt\'uri A.*; T\'ota \'A.*; 久語 輝彦; 杉野 和輝; 植松 眞理 マリアンヌ; Lin Tan R.*; Kozlowski T.*; Parisi C.*; Ponomarev A.*, OECDの国際協力活動で実施中の大型ナトリウム冷却高速炉の核特性ベンチマークについて、複数の研究機関の参加者の評価結果を取りまとめた。反応度、同位体組成燃焼変化、反応度フィードバック、反応率分布について、異なる計算手法により評価された。参加者間の計算スキームの違いにかかわらず、燃焼組成、遅発中性子割合、ドップラー反応度係数、ナトリウムボイド反応度については、参加者間でよい一致を見た。しかしながら、臨界性に対しては、大きな差異が見られた。これは、計算手法の違いによるものではなく、使用した核データライブラリの違いによるものである。
    Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 2014年09月, ［査読有り］
  • OECD/NEA/WPRSベンチマークにおける中型金属燃料炉心の決定論手法(MARBLE)及びモンテカルロ手法(MVP)による評価
    植松 眞理 マリアンヌ; 久語 輝彦; 沼田 一幸*, OECD/NEAにおける炉心及び原子炉システム作業部会(WPRS)枠組みにおいて、ナトリウム冷却高速炉(SFR)のベンチマーク解析が実施されている。このOECD/NEA/WPRSベンチマークのうち、中型金属燃料炉心について、決定論的手法に基づく高速炉炉心計算コードシステム(MARBLE)及びモンテカルロ法コード(MVP)を用いて解析評価を実施した。最新の核データ・ライブラリーJENDL-4.0を用い、固有値(k$_{\rm eff}$)及び反応性(ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数および制御棒価値)の解析を実施するとともに、決定論的手法に基づく手法(MARBLE/BURNUP)及びモンテカルロ法に基づく手法(MVP-BURN)を用いた燃焼計算を実施した。更に、中型金属燃料ベンチマーク炉心を用い、核データライブラリの違い(JENDL-4.0とJEFF-3.1及びENDF/B-VII間の違い)による固有値及びナトリウムボイド反応度の差異について感度解析を実施し、差異をもたらす主要反応を把握した。
    Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 2014年09月, ［査読有り］
  • 大型高速炉OECDベンチマークに対する核データライブラリおよび超詳細群計算の効果
    久語 輝彦; 杉野 和輝; 植松 眞理 マリアンヌ; 沼田 一幸*, 本論文は、大型高速炉核特性に関するOECDベンチマーク問題に対して、核データライブラリの効果および超詳細群計算の効果を分析した結果をまとめたものである。臨界性について、JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は約0.4\%、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は約-0.1\%であった。感度解析の結果、JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、$^{240}$Pu捕獲、$^{238}$U非弾性散乱および$^{239}$Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、$^{23}$Na非弾性散乱、$^{56}$Fe非弾性散乱、$^{238}$Pu核分裂、$^{240}$Pu捕獲、$^{240}$Pu核分裂、$^{238}$U非弾性散乱および$^{239}$Pu核分裂反応よるものであった。ナトリウムボイド反応度については、JEFF-3.1およびENDF/B-VII.1は、JENDL-4.0に比べて約8\%の過小評価であった。JENDL-4.0とENDF/B-VII.1の差は、$^{23}$Na弾性散乱、$^{23}$Na非弾性散乱および$^{239}$Pu核分裂反応によるものであった。JENDL-4.0とJEFF-3.1の差は、$^{23}$Na非弾性散乱反応によるものであった。超詳細群計算の効果は、ナトリウムボイド反応度を約2\%大きくさせることが分かった。
    Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 2014年09月, ［査読有り］
  • 除染効果評価システムの開発
    佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃, 東京電力福島第一原子力発電所の事故で放出された放射性物質による環境汚染の修復に向けた除染計画の立案を支援するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEでは、新たに開発した線量率計算手法を用い、短時間に様々な除染シナリオの効果を調べることができる。本論文では、CDEの設計概念、入出力データ、線量率計算手法、精度検証、除染計画の検討及び公開後の利用状況を取りまとめた。空間線量率は、土壌と大気からなる無限平板体型に配置した線源から周囲の領域への単位放射能当たりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地域の放射能分布を乗じて計算する。応答関数は、線源核種の放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。開発した手法の検証として、単純化した計算体系における空間線量率と除染範囲の関係をCDEと汎用放射線輸送計算コードPHITSを用いて計算した結果、両者は極めてよい一致を示した。また、伊達市下小国地区における除染前の空間線量率分布をCDEで計算し、実測値と比較した結果、CDEは実際の汚染地域における空間線量率を適切に再現できることを示した。以上から、CDEには十分な予測精度があり、今後の除染計画の立案に活用できることを確認した。, Informa UK Limited
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2014年05月, ［査読有り］
  • 最新核データを用いた高速炉心における反射体効果に関するベンチマーク計算
    福島 昌宏; 石川 眞; 沼田 一幸*; 神 智之*; 久語 輝彦, Benchmark calculations for reflector effects in fast cores were performed to validate the reliability of scattering data of structural materials in the major evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1 and JEFF-3.1.2. The criticalities of two FCA and two ZPR cores were analyzed by using a continuous energy Monte Carlo calculation code. The ratios of calculation to experimental values were compared between these cores and the sensitivity analyses were performed. From the results, the replacement reactivity from blanket to SS and Na reflector is better evaluated by JENDL-4.0 than by ENDF/B-VII.1 mainly due to the $\bar{\mu}$ values of Na and $^{52}$Cr.
    Nuclear Data Sheets, 2014年04月, ［査読有り］
  • 軽水炉における新被覆管材料の中性子経済に与える影響の評価
    大泉 昭人; 秋江 拓志; 岩本 信之; 久語 輝彦, Iron (Fe), nickel (Ni), titanium (Ti), niobium (Nb) and vanadium (V) are selected as possible component elements to cover a variety of new cladding materials for light water reactors (LWRs). The effect of larger thermal absorption cross sections of these elements than those of zirconium (Zr), together with those of silicon carbide (SiC), on the neutron economy in LWRs is evaluated by performing pin cell burnup calculations for a conventional pressurized water reactor (PWR), a low moderation high burnup LWR (LM-LWR) and a high moderation high burnup LWR (HM-LWR). As can be anticipated from the thermal cross sections, SiC has excellent neutron economy. The materials other than SiC largely decreases discharge burnup in comparison with Zircaloy (Zry). Among such elements of larger thermal absorption cross section, Nb has neutron economical advantage over the other materials except SiC in softer neutron spectrum reactors such as HM-LWR in which the atomic number ratio of hydrogen to heavy metal is 6. In the conventional LWRs, stainless steel of low Ni contents is as well as Nb for cladding material. The results of the analyses are summarized for the purpose to provide reference data for new cladding material development studies, in terms of the relation between fuel enrichment and cladding thickness from the viewpoint to achieve the same discharge burnup as the Zry cladding.
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2014年01月, ［査読有り］
  • 除染効果評価システムの開発
    佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃, 放射性物質の放出により汚染された環境の修復に向けた除染計画の立案に資するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEは、土壌と大気からなる無限平板体系に配置した線源から周囲の領域への単位放射能あたりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地区における放射能分布をかけあわせ、空間線量率を計算する。応答関数は、線源核種である放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。空間線量率の計算精度検証のために、実際の除染モデル地区の地形及び放射能分布を入力したCDEの計算結果と、NaI(Tl)サーベイメータによる実測値を比較した。その結果、両者は非常によい一致を示した。このことから、CDEの予測精度は十分であり、今後の除染計画の立案に活用できることが確認された。なお、本発表は、2012年9月に開催された第12回放射線遮蔽国際会議(ICRS-12)における口頭発表が、"Best paper of the session"に選出されたため、米国原子力学会(ANS)に推薦され招待講演を行うものである。
    Transactions of the American Nuclear Society, 2013年11月, ［査読有り］
  • 燃料デブリ臨界管理にかかわる安全上及び運用上の主要関心事項
    外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也, 原子力機構では福島第一発電所事故で生じた燃料デブリの臨界管理について研究開発を行っている。既存施設の管理方針を参考に、また、燃料デブリの臨界特性に基づき、新しい臨界管理方針を定めなければならない。この方針に沿って、現状で性状が不確かな燃料デブリについて、安全かつ合理的な管理を実現しなければならない。本報告では燃料デブリと発電所の現状を概観し、臨界特性の解析結果を例示し、臨界管理方針について議論する。また、臨界管理の実現に必要な研究開発課題を提示する。
    Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), 2013年09月, ［査読有り］
  • 炉心核特性の予測精度を向上するための拡張炉定数調整法
    横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦, 設計対象炉心核特性の予測精度を向上するために拡張炉定数調整法を考案した。本手法は炉定数調整法に基づいており、積分実験データが与えられた条件下で設計対象炉心核特性の不確かさを最小化する。本手法では、拡張バイアス因子法と同様に設計対象炉心核特性を考慮することにより、従来の炉定数調整法よりも予測精度を向上させることができる。また、本手法は設計対象炉心核特性をひとつにした場合には、拡張バイアス因子法と等価になることを証明した。本手法を既存の炉定数調整ソルバーに導入し、このソルバーを使って数値計算を行うことで導出式の検証を行い、設計対象炉心核特性に特化した調整炉定数の設計研究への適用可能性を実証した。
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2012年12月, ［査読有り］
  • ステンレス反射体からジルコニウム反射体への置換反応度価値に関するFCAを用いた実験及び解析
    福島 昌宏; 北村 康則; 安藤 真樹; 久語 輝彦, Zirconium alloy instead of stainless steel (SS) has been considered as an effective reflector to improve the neutron economy in the experimental fast reactor JOYO. The aim of the present study is to demonstrate the effectiveness of the zirconium (Zr) reflector compared with the SS reflector in a fast reactor core. The FCA-XXVIII-1(3) core was built at the fast critical facility (FCA) and the reflector reactivity worth was measured by replacing SS with Zr at the peripheral region of the core. The experimental result of the positive reflector reactivity worth demonstrates the effectiveness of the Zr reflector compared with the SS reflector in the fast reactor core. This paper also focuses on the validation of standard calculation methods used for fast reactors with JENDL-4.0. As a result, it is confirmed that the standard calculation methods for the reflector reactivity worth show agreement within the experimental error.
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2012年10月, ［査読有り］
  • 福島県除染ガイドライン作成調査事業成果報告—(1)除染効果評価システムを活用した除染計画の策定
    久語 輝彦; 松田 規宏; 大泉 昭人, 福島の環境修復に向けた福島県除染ガイドライン作成調査事業において、除染前後の空間線量率の変化を予測する除染効果評価システムCDEを活用した除染計画の策定結果について報告する。, 一般社団法人 日本原子力学会
    日本原子力学会 年会・大会予稿集, 2012年
  • FCAにおけるウラン燃料を用いたナトリウムボイド実験に関するベンチマーク計算
    福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃, The capture cross section of $^{235}$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $^{235}$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculated to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $^{235}$U.
    Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2011年10月, ［査読有り］
  • 日本原子力研究開発機構における最近の核データの原子炉解析への応用
    久語 輝彦, 日本原子力研究開発機構における核データの原子炉解析への応用として、理論研究・コード開発,実験・実験データベースの拡充,バックエンド分野を含む原子炉解析への応用の観点から、最近の研究成果について紹介した。燃焼摂動理論計算による軽水炉使用済み燃料中の核分裂生成物生成量の核データ感度の評価し、核分裂生成物生成量の高精度評価に重要な核データを明らかにした。高速炉炉心核特性の不確かさ評価について、拡張バイアス因子法が、複数の積分実験データを用いることにより、核データに起因する不確かさを大幅に削減することを示した。
    Journal of the Korean Physical Society, 2011年08月, ［査読有り］
  • 高速炉核設計用統合炉定数ADJ2010の開発
    杉野 和輝; 石川 眞; 横山 賢治; 長家 康展; 千葉 豪; 羽様 平; 久語 輝彦; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*; 神 智之*, 高速炉核設計における核特性予測精度向上のために、国内では統合炉定数が開発されてきた。統合炉定数は広範囲に渡る積分実験情報を微分核データと結びつけるものであり、ベイズの定理に基づく断面積調整手法に基づいて作成される。現在、新しい炉定数ADJ2010が開発中である。本論文では、ADJ2010作成に向けてJENDL-4.0に基づく炉定数調整の結果を報告する。また、実用高速炉の核特性予測精度の評価にも言及する。ADJ2010は間もなく公開されるが、次世代高速炉の核設計に有効活用されることが期待される。
    Journal of the Korean Physical Society, 2011年08月, ［査読有り］
  • 核分裂体系に対するJENDL-4.0の積分テスト
    奥村 啓介; 杉野 和輝; 千葉 豪; 長家 康展; 横山 賢治; 久語 輝彦; 石川 眞; 岡嶋 成晃, 最新の日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0について、核分裂体系に対する積分テストを行った。本テストは幅広い積分データ(評価済み臨界安全ベンチマーク実験ハンドブックに収納されている臨界データ,プルトニウムの経年効果に関連したMOX燃料装荷臨界集合体の実験データ,さまざまな高速臨界集合体や常陽,もんじゅといった実機高速炉の臨界データ,加圧水型軽水炉である高浜3号炉及び常陽の照射後試験データ)を用いて実施した。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP-II及び最新の決定論的中性子輸送計算コードにより行った。また、JENDL-4.0に加えて、その他の評価済み核データライブラリ(JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1)についてもベンチマーク計算を行い、各ライブラリの性能の違いについて感度係数を用いて検討した。, Korean Physical Society
    Journal of the Korean Physical Society, 2011年08月, ［査読有り］
  • S$_{N}$輸送ノード法計算コードNSHEXの大型実機高速炉解析におけるノード内中性子束多項式展開次数の効果
    杉野 和輝; 久語 輝彦, 3次元六角体系用S$_{N}$輸送ノード法計算コードNSHEXは、単位ノード内の中性子束分布を多項式展開により取り扱い、中性子束の角度依存性を離散座標法(S$_{N}$法)により取り扱う。大型高速炉に対する実用性の観点からのNSHEXの精度向上のため、多項式展開を最大2次から6次に拡張した。多項式展開の拡張による効果を検証するため、中型高速炉炉心「もんじゅ」及び大型高速炉炉心「スーパーフェニックス」のさまざまな制御棒挿入条件に対してNSHEXを適用した。その結果、多項式展開の拡張は特に「スーパーフェニックス」の制御棒挿入体系において有効であることがわかった。, Atomic Energy Society of Japan
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2011年03月, ［査読有り］
  • 核分裂炉に対するJENDL-4.0のベンチマーク
    千葉 豪; 奥村 啓介; 杉野 和輝; 長家 康展; 横山 賢治; 久語 輝彦; 石川 眞; 岡嶋 成晃, 新たに開発された日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0のベンチマークテストを種々の積分実験データを用いて実施した。計算には連続エネルギーモンテカルロコード、もしくは高速炉解析のために整備されてきた決定論的手法を用いた。JENDL-4.0を用いたベンチマーク計算により、前の版であるJENDL-3.3と比較して核分裂炉に対する性能が大幅に改善することを確認した。JENDL-4.0を用いることにより、熱中性子炉,高速中性子炉双方について、核特性パラメータのより信頼性の高い評価が可能となる。, Atomic Energy Society of Japan
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2011年02月, ［査読有り］
  • 深宇宙探査機用原子力システムの設計研究,1; 低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性
    久語 輝彦; 秋江 拓志; 山路 哲史; 鍋島 邦彦; 岩村 公道; 秋本 肇, 原子炉と熱電変換素子の組合せによる電力供給システムは、深宇宙探査機の推進用システムの有望な概念と考えられる。本システムでは核拡散抵抗性の観点から低濃縮ウラン燃料を使用することとし、低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。燃料として酸化物燃料,窒化物燃料及び金属燃料を、減速材として、ジルコニウムやイットリウムの金属水素化物,ベリリウム,ベリリウム化合物,黒鉛を対象とした。反射体として、ベリリウム,ベリリウム酸化物,ベリリウム化合物,黒鉛を考慮した。燃料,減速材及び構造材の割合及び反射体厚さを変えながら低濃縮ウラン燃料炉心の臨界性を調査した。原子炉重量の低減を目指すうえで、高速中性子スペクトルの炉心より熱中性子スペクトルの炉心が、また減速材としてベリリウムや黒鉛よりも金属水素化物が良好であるとわかった。窒化物燃料,イットリウム水素化物減速材及びベリリウム反射体を組合せた原子炉の重量は、約500kgとなった。
    Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), 2009年05月, ［査読有り］
  • FCA-XXII-1炉心臨界実験を活用した拡張バイアス因子法による水冷却増殖炉心の核特性予測精度の向上
    久語 輝彦; 安藤 真樹; 小嶋 健介; 福島 昌宏; 森 貴正; 中野 佳洋; 岡嶋 成晃; 北田 孝典*; 竹田 敏一*, 拡張バイアス因子法(PE法及びLC法)の有効性をFCA-XXII-1臨界実験を用いて水冷却増殖炉心に適用することにより調査した。拡張バイアス因子法の特徴が数値的に以下の通り確認できた。活用できる実験をすべて活用すれば最も設計予測値の持つ誤差を低減できる。PE法はどのような実験の組合せを用いても設計計算値の持つ誤差を低減することができる。PE法がLC法に比べて設計予測精度が向上する。また、本研究の結果、以下のことがわかった。実機炉心の$^{238}$U捕獲率対$^{239}$Pu核分裂率比(C28/F49)に対して、LC法では予測精度の向上は見られないが、PE法では、実効増倍率(K$_{\rm eff}$)に関する実験結果がC28/F49に関する実験結果より効果的で予測精度が向上する。実機炉心の冷却材ボイド反応度に対して、単一実験結果を使用する場合はPE法ではボイド反応度に関する実験結果がK$_{\rm eff}$に関する実験結果より効果的で予測精度は向上するが、複数の実験結果を使用する場合は、両手法ともK$_{\rm eff}$に関する実験結果の組合せがボイド反応度に関する実験結果の組合せより効果的で、PE法による単一実験結果を使用したときよりも予測精度が向上する。これらから、実機核特性(K$_{\rm eff}$, C28/F49及びボイド反応度)に対して、K$_{\rm eff}$に関する実験結果がそのほかの実験結果よりも効果的であると結論できる。これらの結果から、PE法は複数のベンチマーク実験結果を用いることによりモックアップ実験の補完する有望な手段であると結論できる。, ATOMIC ENERGY SOC JAPAN
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2008年04月, ［査読有り］
  • 累乗化実験値の概念を用いたバイアス因子法の水冷却増殖炉心の冷却材ボイド反応度の予測誤差低減への応用
    久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 森 貴正; 竹田 敏一*, 本研究では、実機炉心とは逆の符号を持つ反応度価値測定値、すなわち実機炉心とは逆の符号の感度係数を持つ実験値を使用する場合に従来バイアス因子法では予測誤差が増加する問題を解決するため、バイアス因子法に累乗化実験値の概念を導入し、これをFCA-XXII-1臨界実験を活用して水冷却増殖炉心の冷却材ボイド反応度の予測誤差低減へ応用した。数値計算結果から、従来法では予測精度の改善が見られなかったのに対し、累乗化実験値概念が予測精度を向上させることが確認された。よって、累乗化実験値概念が効果的に実験結果を活用するとともに、バイアス因子法の適用性を拡張するものであると結論づけられる。, The Japan Society of Mechanical Engineers
    Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2008年01月, ［査読有り］
  • 核特性予測精度向上のための臨界実験の有効活用を図る新しいバイアス因子法に関する理論的研究
    久語 輝彦; 森 貴正; 竹田 敏一*, 核特性予測精度評価向上のためにバイアス因子法の適用性を高めるLC法及びPE法による拡張バイアス因子法を提案する。両手法は多数の臨界実験結果を活用して、半仮想的な実験値を作り出す。LC法は実験値の線形和の実験解析値の線形和に対する比をバイアス因子と定義する。PE法は累乗化した実験値の積の累乗化した実験解析値の積に対する比をバイアス因子と定義する。LC法における重み及びPE法における指数を、核特性予測値の分散を最小化するように決定するための定式化を行った。両手法,従来法及び先に提案された一般化バイアス因子法について理論的な比較を行い、PE法が予測精度向上のために最良の方法であることが結論される。PE法の主な利点は以下のようにまとめられる。利用できるすべての実験結果を利用することにより最も予測精度が向上する。PE法は元の設計計算値の持つ精度よりも必ず予測精度を向上する。したがって、PE法は、すべての臨界試験を有効に活用し、過去及び将来のベンチマーク試験を利用することにより、完全モックアップ体系を不要とする可能性を持つ。, Atomic Energy Society of Japan
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2007年12月, ［査読有り］
  • 水冷却増殖炉のボイド反応度価値における予測誤差低減に対する仮想実験値を用いたバイアス因子法の適用
    久語 輝彦; 森 貴正; 小嶋 健介; 竹田 敏一*, MOX燃料稠密格子軽水炉のためにFCA22-1炉心を用いた臨界実験結果を活用して、水冷却増殖炉のボイド反応度価値の予測誤差の低減を評価した。本研究では、仮想実験値として累乗化した実験値を用いてバイアス因子法を拡張した。この拡張による実機炉心特性の予測誤差の低減について定式化した。数値計算の結果、本概念により誤差が低減することが示された。本概念の導入は、実験データを有効に活用するとともに、バイアス因子法の適用方法を拡張するものであると結論づけられる。, 一般社団法人日本機械学会
    Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 2007年04月, ［査読有り］
  • 革新的水冷却炉(FLWR)の概念設計とリサイクル特性評価
    内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 竹田 練三*; 中野 佳洋; 大貫 晃; 岩村 公道, 軽水炉技術に立脚し、現行軽水炉燃料サイクルに適合したプルトニウム有効利用を実現し、将来的には同一炉心構成の下で増殖型への発展が可能な革新的水冷却炉概念(FLWR)を、低減速軽水炉概念を発展させて構築した。本論文では、軽水炉技術によるプルトニウム利用高度化の考え方,FLWRの基本構成と主要特性を報告する。, Atomic Energy Society of Japan
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2007年03月, ［査読有り］
  • 革新的水冷却炉(FLWR)の概念
    岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 中塚 亨, 成熟した軽水炉やきたるべきプルサーマルの技術に立脚して将来の持続的なエネルギー供給を可能とすることを目指し、革新的水冷却炉(FLWR)の概念検討を原子力機構で進めている。この概念は、時間的につながる2つの部分から構成されている。最初の部分は、高転換型炉心概念で、軽水炉やプルサーマルから技術的に大きなギャップ無しにスムーズな連続性を保つことを目的としている。2番目の部分は低減速軽水炉(RMWR)の炉心概念であり、軽水炉技術に基づいたプルトニウムの多重リサイクルによって長期的かつ持続的なエネルギー供給のために1.0を超える高い転換比の実現を目指すものである。ここで重要な点は、この2つの炉心概念は、整合性のある同じサイズの燃料集合体を利用する点であり、これにより、最初の概念が、60年程度と考えられている炉の運転期間中における将来の燃料サイクル環境に柔軟に対応しながら、同じ原子炉システム内で2番目の概念に進んでゆくことができる。FLWRのこれら2つの炉心概念について、概念設計,プルトニウムの多重リサイクル性の検討,稠密格子炉心での熱流動特性の検討等が進められており、これまでに有望な結果が得られている。
    Nuclear Engineering and Design, 2006年08月, ［査読有り］
  • 革新的水冷却炉(FLWR)の研究,1; 概念設計
    内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 大貫 晃; 岩村 公道, 軽水炉技術に立脚し、現行軽水炉燃料サイクルに適合したプルトニウム有効利用を実現し、将来的には同一炉心構成の下で増殖型への発展が可能な革新的水冷却炉概念(FLWR)を、低減速軽水炉概念を発展させて構築した。本論文では、軽水炉技術によるプルトニウム利用高度化の考え方,FLWRの基本構成と主要特性、並び関連する要素技術の研究開発状況を報告する。
    Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 2005年10月, ［査読有り］
  • 革新的水冷却炉(FLWR)の研究,2; リサイクル特性
    大久保 努; 内川 貞夫; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 竹田 練三*, 軽水炉技術に立脚した将来の持続的なエネルギー供給のため、革新的水冷却炉(FLWR)概念の研究を原研で進めている。本論文では、種々の再処理方法の下でのFLWRのリサイクル特性の検討結果を報告する。転換比が0.9程度の高転換型炉心においても、比較的高い除染係数を有する簡素化PUREX法の下で、核分裂性プルトニウムの割合が60\%以上であれば、リサイクルが可能である。増殖型炉心においては、比較的低い除染係数を有し全MAをリサイクル再処理法の下でもリサイクル可能であり、自らの炉から発生する全てのMAがリサイクルできることが示された。しかし、MAやFPの混入量に応じて炉心性能は低下する。
    Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 2005年10月, ［査読有り］
  • 非構造形状PWR集合体ベンチマーク問題に対する組合せ形状表現を用いた特性曲線法による計算解
    久語 輝彦; 森 貴正, 複雑な幾何形状を有する革新的原子炉の核設計における非均質輸送計算のために、特性曲線法(MOC法)に基づく決定論的輸送計算コードを開発し、非構造形状を有するPWR燃料集合体ベンチマーク問題を対象として、その適応性を検討した。GMVPコードを用いた正確なモンテカルロ計算の結果との比較によって、開発したMOC法コードが非構造形状を十分精度よく取り扱うことができることが明らかとなった。
    Proceedings of International Topical Meeting on Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications (M\&C 2005) (CD-ROM), 2005年09月, ［査読有り］
  • 柔軟な燃料サイクルのための革新的水冷却炉(FLWR)の概念
    岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中塚 亨, 原研では、実績のある軽水炉技術と軽水炉MOX利用技術に基づき、プルトニウムの有効利用を実現し、将来の持続的エネルギー供給を可能にする革新的水冷却炉(FLWR)を開発している。炉心以外は現行軽水炉技術を利用するため、運転・保守性に優れる。炉心は燃料棒を稠密に配置し、高速炉に近いスペクトルを実現して、燃料の転換比を高める。本概念は、高転換型炉心と、低減速軽水炉炉心との2段階からなる。前者は、軽水炉やMOX軽水炉の代替プラントとして導入するもので、再処理工場からの回収プルトニウムを少数基で集中的に利用できる。後者では、さらに炉心を稠密化し、増殖を伴うMOX燃料多重リサイクル利用に移行し、天然ウラン資源消費量を抑制する。2つの炉心は同一サイズの六角燃料集合体を使用しており、集合体内の燃料棒本数や燃料棒間隔,プルトニウム富化度などを変更することで、燃料サイクル環境に柔軟に対応できる。
    Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 2005年05月, ［査読有り］
  • 低減速スペクトル炉に関するシード・ブランケット燃料集合体の最適設計
    Shelley A.; 嶋田 昭一郎*; 久語 輝彦; 大久保 努; 岩村 公道, プルトニウム多重サイクルを目的とし転換比1以上を目指した軽水冷却PWR炉心の設計研究を行っている。シード・ブランケット燃料集合体を採用することにして、燃料集合体の最適化についてMVP-BURNコードを用いて集合体計算により広範囲に検討した。集合体計算は炉心径方向の中性子漏れが考慮されないので、ボイド係数は約20pcm/\%void程度まで許容されるとした。集合体のシード割合及び大きさについて検討し、シードの割合は50\%から60\%程度がよい。集合体は燃料棒配置が20列程度の大型にするのが良く、シード燃料棒の配列が15列、ブランケットの配列が5列の場合が良い。この集合体を用い軸方向2重炉心を採用するとして、軸方向ブランケット,内部ブランケット,シード部の高さ等の最適化を行い、それぞれ400mm$\times$2,150mm,1000mm$\times$2という結果が得られた。この集合体に対して転換比1.0、ボイド係数は21.8pcm/\%voidとなる。軸ブランケットを除く炉心部の平均燃焼度は38.18GWd/t,分裂性プルトニウムの濃縮度は14.6wt\%である。この集合体で現行PWR並みに45GWd/tの燃焼度を得るためにはシード燃料の高さを500mm$\times$2とすると、必要な濃縮度は17.3wt\%となり、転換比は0.97,ボイド係数は20.8pcm/\%voidとなる。
    Nuclear Engineering and Design, 2003年10月, ［査読有り］
  • Characteristics法の高速ベクトル計算
    久語 輝彦, 非均質中性子輸送計算法であるCharacteristics法のベクトル化手法として、Odd-Even Sweep(OES) 及び Independent Sequential Sweep (ISS)法を開発した。これらの手法はベクトル計算の有効的な利用のために、回帰演算を避けながらベクトル長を長くする。現実的な集合体を計算対象として、両手法の効果を調べた。両手法とも、スカラー計算に対するベクトル計算の計算速度向上比約15の高速演算を達成した。ISS法とOES法の比較という観点からは、ISS法がベクトル-スカラー速度比を低下させずに、記憶容量を節約できること、また、早い収束性を示すことから、ISS法がベクトル化手法として優れていると結論付けられる。
    Journal of Nuclear Science and Technology, 2002年03月, ［査読有り］

MISC

講演・口頭発表等