Development of dynamic PRA methodology for external hazards in sodium-cooled fast reactor via applying Markov chain Monte Carlo method to severe accident analysis code; Assessment of accident management of assigning independent emergency diesel generators to each air cooler

Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.

3次元六角体系用中性子輸送計算コードの整備,2; MINISTRIコードの改良及び機能拡張

杉野 和輝; 滝野 一夫

JAEA-Data/Code 2019-011, 110 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-011.pdf:3.37MB

実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用三角メッシュ離散座標法(SN法)輸送計算コードMINISTRIコード(Ver.7.0)を整備した。具体的には、これまで整備したMINISTRIコード(Ver.1.1)の非収束性の問題を詳細に分析し、適切な改良を行うことにより、大型炉心体系への適用における収束性を飛躍的に向上させることができた。改良後のMINISTRIを種々の高速炉炉心を対象にして検証を行った結果、同じ断面積を用いた多群モンテカルロ法計算結果に対して、実効増倍率で0.1%以内、出力分布で0.7%以内の一致が見られ、十分な精度を有することを確認した。また、計算時間に関しては、初期拡散計算機能の導入と並列処理化により、従来と比較して約10分の1への計算時間の短縮を図ることができた。更に、セル非等方ストリーミング効果取り扱い機能の導入、摂動計算ツールの整備、六角格子内三角メッシュ毎断面積指定機能の追加、六角メッシュ計算コードMINIHEX統合を行い、汎用性を高めた。

Benchmark models for criticalities of FCA-IX assemblies with systematically changed neutron spectra

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.406 - 424, 2016/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1054911

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 U, 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.

Applicability of a mechanistic numerical method for sodium-water reaction phenomena in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。本研究では、実機条件を再現したNa中水蒸気噴出実験を解析することでSERAPHIMコードの適用性を検討した。解析結果において、水蒸気の噴出によって形成された不足膨張を伴う反応ジェットが隣接する伝熱管に衝突する挙動を再現していることを確認した。また、このときの温度分布は実験結果とよく一致することを示した。解析では噴流界面における液滴のエントレインメント及び液滴の輸送を考慮しているが、解析結果において隣接伝熱管近傍で液滴速度の高い領域が、実験においてウェステージの発生した位置と一致することも示した。以上の結果から、SERAPHIMコードは温度分布や液滴挙動などウェステージに影響する環境を予測可能であるとの結論を得た。

Neutron-sensitive ZnS/BO ceramic scintillator detector as an alternative to a He-gas-based detector for a plutonium canister assay system

中村 龍也; 大図 章; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 鈴木 浩幸; 本田 克徳; 美留町 厚; 海老根 守澄; 山岸 秀志*; 高瀬 操; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 763, p.340 - 346, 2014/05

https://doi.org/10.1016/j.nima.2014.05.049

ヘリウム3ガス検出器の代替としてプルトニウム検認装置用に使用できるZnS/BOセラミックシンチレータ検出器を開発した。当該検出器はZnS/BOセラミックシンチレータを矩形状の光伝搬筐体内に対角配置しその両端に設置した光電子増倍管により中性子誘起の発光を収集するものでモジュラー構造を有する。有感面積30mm250mmをもつプロトタイプ検出器を試作し、中性子感度21.7-23.40.1cpsnv(熱中性子)、線感度1.1-1.90.210(Cs)、計数均一性6%、温度計数-0.240.05%/C(20-50C)の性能を確認した。

独立行政法人等研究開発機関基幹業務システム構築に関する考察

阿部 真也*; 仲田 裕; 飯塚 知章; 山岸 耕二郎*

JAERI-Tech 2003-077, 233 Pages, 2003/10

JAERI-Tech-2003-077.pdf:15.07MB

わが国においては、経済の成熟化,市場の国際化等々の状況に適切に対応できるよう、地方分権化の推進,民間活動領域の拡大等の観点から行政改革が進められている。その一環として原研とサイクル機構は統合して独立行政法人となることとなった。独立行政法人制度には、効率的で透明性の高い組織・運営の実現を図るねらいがこめられている。本考察は、新法人が事務処理の効率化のみならず、情報公開に対応し、研究活動を効果的に支援できる財務・会計処理を行う基幹業務システムを構築することに資することを目的としている。

ガンマー線基準照射設備の品質保証技術の標準化に関する調査

not registered

PNC TJ1500 93-001, 96 Pages, 1993/03

PNC-TJ1500-93-001.pdf:3.92MB

線基準照射設備の品質保証の一環として、今回、事業所間の線量照射精度を比較・検証するブラインドテストの技術的方法の検討及び諸外国の品質保証技術に関する文献調査を実施した。ブラインドテストを実施するに当たり、使用する線量計システム(ガラス線量計及びTLD)について基礎試験を実施し、適用する場合の条件と線量評価方法及び測定精度等について検討を行った。また、本評価方法に沿ってブラインドテストの予備的試験を動燃東海事業所及び原研東海研究所を対象に実施し、今後の実用化への考慮すべき事項について検討を行った。この結果、ブラインドテストには、ガラス線量計システムが測定精度として1.5%で測定できることが明らかとなり、本線量計を使用することにした。予備試験では、強度の高い線源については0.6%以内で照射場線量率が評価でき、20mR/hから100mR/hの低い線量率でも2%で評価できた。文献調査は、米国のNIST-812「連邦所管二次校正試験所運用規準(電離放射線)」を翻訳し、校正の品質保証技術に関するトレーサビリティの確保と維持方法及び基本的な考え方等について理解できるようにした。

セリウム内標準法を用いた機器中性子放射化分析法によるヒト血清中のセレンと亜鉛の定量

米澤 仲四郎; 今井 秀樹*; 本郷 哲郎*; 星 三千男; 立川 圓造; 兜 真徳*; 鈴木 継美*

分析化学, 41, p.581 - 587, 1992/00

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.41.11_581

ガン診断前に採血された血清試料について、Se及びZn濃度と、その後の発ガンリスクとの関連を疫学的に明らかにするため、Ceを内標準とする機器中性子放射化分析法による、少量(0.2ml以下)のヒト血清中のSeとZnの同時定量法を確立した。一定量のCe標準溶液を添加した血清試料と比較標準溶液を合成石英管に減圧封入し、Ge(Li)検出器で線スペクトルを測定する。試料及び比較標準試料のCeに対するSeとZnの線ピーク面積比から、試料中のSe及びZn含量を算出する。本法による同一試料14個の定量値の変動係数は3.0%(Se)及び5.2%(Zn)であった。本法による血清試料及びNIST Bovine Liver標準試料(SRM1577,1577a)の定量値は、NISTの保証値を含む他の方法による定量値と、極めて良く一致することが確認された。

Dry storage facility of JRR-3 spent fuels

白井 英次; 足立 守; 古平 恒夫; 佐藤 博

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. l, p.367 - 370, 1991/00

原研では、JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を長期貯蔵するため乾式貯蔵施設を建設した。この施設は、ドライウェル貯蔵方式を採用しており、放射能モニタのための循環系設備、制御室、機械室等を有している。施設は30トンのウランを貯蔵することができ、使用済燃料は密封容器に入った状態で貯蔵されている。ドライウェルはコンクリート製でステンレスのライニングが施されており、約12m13m5mである。ドライウェルには、給排気設備が接続しており、密封容器周囲の空気を循環・モニタリングすることにより異常を検知する設計となっている。本施設へ使用済燃料を貯蔵して5年経過した時点で密封容器2本を取出して、ホットラボで解体し、外観、密封性、X線検査等を実施した。検査の結果、長期間貯蔵による影響は全くみられず、使用済燃料の乾式貯蔵の安全性を確認することができた。

Progress Report on Safety Research of High Level Waste Management for the Period April 1984 to March 1985

中村 治人; 田代 晋吾

JAERI-M 85-090, 77 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-090.pdf:1.94MB

高レベル廃棄物処理処分に関する1984年度の研究内容をまとめたものである。主な点は次の事項である。(1)廃棄物ガラス固化体の耐久性試験を行った、特に浸出挙動について実施した。また、貯蔵施設の事故時におけるソースタームを評価するため、模擬キャニスタ中のCsの揮発について研究した。(2)緩衝材及び岩石中の放射性核種の拡散について研究した。また、キャニスタ材の耐久性試験として、室内照射試験及び実地下水を使うための原位置試験を実施した。ホット試験はWASTEFで実施し、原位置試験は地表近くの花崗岩岩盤内で実施した。