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小川 和彦; 中島 健; 柳澤 宏司; 曽野 浩樹; 會澤 栄寿; 森田 俊実*; 菅原 進*; 桜庭 耕一; 大野 秋男
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1277 - 1285, 1999/00
過渡臨界実験施設TRACYでは、10%濃縮ウラン硝酸水溶液を用いて再処理施設での臨界事故事象に関するデータを取得することを目的とした試験を行っている。TRACYでは、これまでに最大2.9$までの反応度を添加した時の過渡特性を調べてきた。今回は、測定した過渡特性のうち、炉出力と発生圧力に着目し、反応度添加条件との関係について報告する。これまでの試験の結果から以下の結論を得た。(1)急速反応度添加の場合、最大出力は、逆炉周期の1.6乗に比例した。(2)ランプ状反応度添加の場合、最大出力は、反応度の添加量には依存せず、添加速度と初期出力に依存した。(3)炉心で発生した圧力は、振動圧力とスパイク状圧力の2つのパターンに分類することができた。プレナム部圧力は、炉心圧力の1/10程度しか上昇しないことがわかった。また、ボイド反応度係数については、新しい評価方法を提案した。
村上 清信; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 曽野 浩樹; 高月 幸男*; 安田 直充*; 桜庭 耕一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭*; et al.
JAERI-Tech 98-033, 70 Pages, 1998/08
核燃料サイクル技術の臨界安全性に関する研究を行うために燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が建設され、2つの臨界実験装置(定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY))が設置された。STACYは、ウラン硝酸水溶液、プルトニウム硝酸水溶液及びウランとプルトニウムの混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの提供及び再処理施設の溶液取り扱い系における臨界安全裕度の確認を目的とし、燃料の濃度及び種類、炉心タンクの形状及び寸法、反射体の種類及び大きさ等をパラメーターとする臨界データを取得することのできる装置である。STACYは平成7年2月に初臨界を達成、平成7年5月に科学技術庁の使用前検査に合格し、その後U濃縮度10w/oのウラン硝酸水溶液燃料を用いた実験が行われている。
小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.
JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。
曽野 浩樹; 三好 慶典; 大野 秋男
JAERI-Tech 98-016, 88 Pages, 1998/05
燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFの定常臨界実験装置STACYでは、直径800mmの円筒タンクにおいて、ウラン濃縮度10wt%のウラン硝酸水溶液燃料を用いた一連の臨界実験を計画している。これらの臨界実験では、ウラン濃度及び燃料温度を実験パラメータとして、臨界液位及び温度反応度係数の測定を主な目的とする。そこで、ウラン濃度調整のための溶液燃料希釈計画の見通し、及び燃料温度上昇時の反応度効果等を把握するため、臨界実験の予備解析を行った。予備解析で求められた炉心パラメータの簡易評価式は、詳細計算の結果と比較しても0.1~3.5%の近似精度であり、十分な精度で実験計画及び運転管理に供することができる。また、温度反応度係数が約3.85cent/Cと見積もられた。
館盛 勝一
JAERI-M 90-018, 86 Pages, 1990/02
ウラン、プルトニウム、ネプツニウムの硝酸水溶液系における原子価変化をシミュレートする、アクチニド元素の化学反応数値モデル;REACTコードを開発した。いくつかの還元剤も含む酸化還元反応や不均化反応、放射線による亜硝酸の生成と分解反応等27個の化学反応の速度式がREACTコードに組込まれている。これらの速度式を解くために、Porsing法等8種の数値解析法が反応系に応じて選択できるようになっている。本報では、化学反応と反応速度式、数値解法といったコードの内容と、いくつかの計算例を示し、appendixにコードのマニュアルとプログラムのソースファイル一式を載せた。
永石 隆二
no journal, ,
再処理を含む放射性核種の分離系で用いられる硝酸水溶液中では硝酸濃度が高くなると、硝酸の放射線エネルギー吸収に起因して水だけでなく硝酸(イオン, 分子)も直接分解し、硝酸の分解生成物との高反応性に起因して水の放射線分解の1次収量(primary yields)が硝酸濃度によって変化する。本発表では、低LET(線エネルギー付与)放射線のパルス・定常照射実験で得た分解データ等をもとに、高LET放射線での1次収量に拡張して評価する方法を紹介するとともに、硝酸水溶液の放射線分解の硝酸及び線質の依存性について議論した。