Criticality safety evaluation of high active liquid waste during the evaporation to dryness process at Tokai Reprocessing Plant

三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。

溶液表面での気泡の破裂に伴うミスト放出挙動評価モデルの検討

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Research 2004-014, 19 Pages, 2004/09

JAERI-Research-2004-014.pdf:1.33MB

溶液燃料臨界事故時には、溶液表面での放射線分解ガス気泡の破裂によって、溶液燃料の一部がミストとして気相中に放出される。したがって放射性物質の放出挙動を評価するためには、ミストの放出挙動の定量的評価が重要である。そこで、ミスト放出挙動試験を実施するとともにミストの放出に関する評価モデルを作成した。ミスト放出挙動試験では、LiNO水溶液中に微小な孔を開けた気泡発生管を介して窒素ガスを送り込むことで気泡を発生させ、溶液表面での気泡の大きさをビデオマイクロスコープシステムで計測した。ミストを溶液表面から決められた高さに設置したガラス繊維ろ紙に付着させ、付着したLi量を炎光分析によって同定し到達ミスト量を求めた。破裂直前の気泡は、浮力と気泡が溶液表面を持ち上げることで新たに形成した溶液面の張力がつりあっているものと仮定し、この溶液面部分が破裂によってミストとなり、気相中に放出されるものと考えることで、ミスト放出挙動評価モデルを作成した。放出されるミストの粒子径分布は対数正規分布に従うと仮定し、幾何平均径及び幾何標準偏差をパラメータとして試計算を行うとともにミスト放出挙動試験との比較検討を行った。その結果、鉛直上方向へのミストの到達量を大きな矛盾なく評価できることを示した。

JACSコードシステム計算誤差評価表の基礎データ

村崎 穣*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 99-019, 103 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-019.pdf:3.69MB

この報告書は、「臨界安全ハンドブック」に記載されている計算誤差評価表の元になるデータを明らかにすることを意図した資料である。同表は、臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算結果を体系により分類して得られたもので、一般形状のものと反射体付き単純形状のものの2種類がある。ベンチマーク計算結果は、さらに燃料の均質・非均質の別、燃料の種類(ウラン、プルトニウム、その混合など)により8つの燃料グループに区分されている。一般形状の計算誤差評価表について、根拠となるデータを網羅するのはこの報告書が初めてである。反射体付き単純形状については、1987年に技術報告書が出されたが、その後、臨界安全ハンドブック作成のワーキンググループにて均質低濃縮ウラン体系についてさらにデータの取捨選択が行われた。本報告書は、この結果にも触れる。さらに、OECD/NEAにて臨界安全ベンチマーク実験の評価が行われたのを受けて、同評価結果も取り入れた。

「国際臨界安全ベンチマーク実験ハンドブック」の紹介

小室 雄一

日本原子力学会誌, 40(9), p.697 - 701, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.697

1992年10月、米国DOEは臨界実験データの鑑定、評価及び編集を行うプロジェクトをINELに委託した。プロジェクトの名称は標記の通りである。その後、本プロジェクトはOECD/NEAの下での国際的な活動として進められている。活動の成果は「International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments」と題する文献にまとめられ、その内容は年々増加している。本稿では、活動の概要を紹介して、ハンドブックの積極的な活用を訴える。

浸水の恐れのない系の臨界安全評価法の検討

内藤 俶孝; 板原 国幸*; 山本 俊弘; 小室 雄一

JAERI-Research 95-029, 69 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-029.pdf:1.65MB

単一ユニットの核燃料の臨界安全評価は、これまで多くの場合、その周囲に十分な厚さの水反射体を仮定して行われていた。しかし近年、浸水の恐れのない系においては十分な厚さの水反射体を仮定しないで臨界安全評価を行う場合が増えてきた。この場合に、周囲の構造物や枝管による反応度効果を2.5cm厚さの水反射体で模擬する方法が提案されている。ここでは、構造物や枝管の反応度価値を推定し、それが2.5cmの水反射体による反応度価値より、多くの場合、小さいことを示す。また、周囲の構造物や枝管を無視した複数ユニットの臨界計算の結果からその複数ユニットの臨界安全性を評価する方法を提案する。さらに、実際の再処理施設と近い体系について、構造物や枝管の代わりに2.5cmの水反射体を巻きつける方法が安全側の答えを与えることを、多くの計算例により示す。

燃料密度が中性子増倍率に与える効果

荻野 晃久*; 内藤 俶孝

JAERI-M 91-164, 25 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-164.pdf:0.73MB

臨界安全評価を行う場合に、核燃料密度が中性子増倍率にどのような影響を与えるかを一般的に明らかにするために、二酸化ウラン(UO)燃料の密度と中性子増倍率の関係を検討した。その結果、質量を保存して燃料密度を上げると中性子増倍率が大きくなることを確認した。これは質量を保存して燃料密度を上げると、体積は減少し形状バックリングBは増大するが中性子移動面積Mの方がよりいっそう減少し、その結果中性子漏洩量M・Bが減少するためである。結果として核燃料の臨界安全評価を行うときに燃料密度の効果を考慮しようとする場合は、燃料の種類に関係なく密度の一番高い燃料で安全を評価するとよいことが分かった。

A Study on a nuclear criticality safety evaluation technique

内藤 俶孝; 片倉 純一; 横国 匡彦*

Transactions of the American Nuclear Society, 41, p.330 - 332, 1982/00

原研では臨界安全性を評価するコードシステムJACSの開発を行い、約700ケースに亘ってベンチマーク計算を実施して来た。計算により得られたKejjは、0.90から1.03まで幅広く分布しており、計算結果の評価には重要な問題となる。この報告ではベンチマーク計算の結果を用いて、系の臨界性をいかに評価するか、その評価法について述べる。系のKejjに作用する重要な量としては中性子束分布、核断面積、中性子のリーク量等がある。我々は中性子束分布の指標として各エネルギー群の核分裂率を選び、核断面積の考慮としては核分裂物質によって体系を分類した。また、同様に中性子のリーク量、吸収量も考慮して体系を分類した。臨界性の評価は上記の分類に従い計算した体系とベンチマーク計算の体系を比較し、計算結果に対するバイアスおよび制限値から、計算した体系の臨界性を判定する。