令和2年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-009, 165 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-009.pdf:5.76MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和2年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

Testing of criticality accident alarm system detectors to pulsed radiation at TRACY

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 眞田 幸尚

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011013_1 - 011013_6, 2019/01

https://doi.org/10.7566/JPSCP.24.011013

The Japan Atomic Energy Agency used criticality accident alarm systems (CAAS) to monitor the occurrence of any accidental criticality at the Tokai Reprocessing Plant (TRP). A total of six plastic scintillator-based detector units, newly purchased or developed for the TRP, were tested by exposing them to pulsed radiation generated at TRACY, which is a pulse-type reactor that uses uranyl nitrate solution as fuel. All detector units tested responded properly to pulsed radiation that simulated an actual accidental criticality.

Improvement in estimation of first peak power based on non-linear temperature feedback reactivity in criticality accident with instantaneous reactivity insertion

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(11), p.1425 - 1435, 2015/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1005718

核燃料溶液体系に瞬時に反応度が添加されて生じる臨界事故の第1ピーク出力について、計算の簡単さを維持しながら評価精度を向上するために、簡単な方程式を導出した。その方程式は温度フィードバック反応度が核燃料溶液の温度上昇の2次の関数であるとの仮定に基づいている。その方程式によって推定されたピーク出力は実験値に対して1/2から2倍の範囲内にあることが示された。広い範囲の初期添加反応度の値に対する推定の正確さが一点炉動特性解析計算との比較で確認された。この方程式は、第1ピーク出力が小さい添加反応度に対してはピーク出力が添加反応度の2乗に比例し、大きい添加反応度に対しては3/2乗に比例することを示唆している。

エボナイトを用いたTRACYにおける臨界事故状況時中性子線量測定

村崎 穣; 延原 文祥*; 岩井 梢平*; 外池 幸太郎; 内山 軍蔵

JAEA-Technology 2009-045, 46 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-045.pdf:12.88MB

TRACYの臨界事故状況下において、硫黄を含む硬質ゴムであるエボナイトを用いた中性子線量測定を行った。中性子線量の評価においては、エボナイト中の硫黄と中性子の反応S(n,p)で生成されるPから放出される線をGM計数装置で測定して得られる計数率を利用する。この計数率にあらかじめCf線源により決定された校正定数(Gy/cpm)を適用することにより、中性子線量を得ることができる。校正に用いたCf線源と測定場のスペクトルの違いによる応答を補正する係数は、MCNP5を用いて計算され、線量に適用された。実験では、エボナイトは、フリーエア及びファントム上の条件で、反射体なし及び水反射体付きのTRACYにより照射された。エボナイトにより測定された中性子線量は、反射体なしのTRACYにおいては、一貫して過大評価となったものの、約40%以下の不確かさで中性子線量を評価可能であった。一方水反射体付きのTRACYに対しては、平均では正確な線量が得られた。これらの結果から、エボナイトは、臨界事故時の中性子線量計として使用可能であることがわかった。

Measurement of neutron dose under criticality accident conditions at TRACY using TLDs

村崎 穣; 外池 幸太郎; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(2), p.193 - 203, 2009/02

https://doi.org/10.3327/jnst.46.193

臨界事故時における中性子線量を簡易に測定する手法を開発するため、TLD中性子線量当量モニタ(TLDモニタ)を用いて、TRACY施設の中性子線量当量を測定した。このTLDモニタは、二つのTLDバッジと立方体のポリエチレンケースで構成され、周辺線量当量に似た応答を持つ。実験では、TRACYは水反射体ありとなしの両方で運転され、TLDモニタを照射した。測定された周辺線量当量は、TRACYの積算出力に比例しており、またMCNP5による計算結果とよく一致した。測定データは、MCNP5によって計算された線量換算係数を用いて組織カーマに換算された。測定データに適用するため、TLDモニタのCf校正線源とTRACYに対する応答の違いを考慮した応答補正係数もまたMCNP5により計算された。組織カーマは、30mGyから15Gyの範囲となり、これはIAEAにより臨界事故時の線量評価において重要であると指定されている100mGyから10Gyの範囲をカバーしている。TLDモニタはまた、IAEAによって要求されている線量決定の時間制限を満足している。

Estimation of generated volume of radiolytic gas voids during prompt criticality with 10% enriched uranium nitrate solution in TRACY

小川 和彦; 神永 文人*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(10), p.1028 - 1035, 2008/10

https://doi.org/10.3327/jnst.45.1028

過渡臨界実験装置(TRACY)の即発臨界時において放射線分解ガスの生成に伴う減衰を含む周期的な振動状圧力応答が観測されている。この振動状圧力応答は放射線分解ガスボイドの圧縮性に起因すると考え、振動モデルを用いてガスボイド生成量を評価する手法を考案した。本稿では、最初にTRACYで観測した代表的な放射線分解ガスの生成に伴う振動状圧力応答及びガスボイド挙動の特徴を示し、次に炭酸水を用いて、放射線分解ガスの生成を模擬した簡単な実験を行い、従来の研究では明らかでないガスボイド生成に伴う圧力応答について、実験的に検証し、ガスボイド生成量を評価するモデルを検証した。さらに、検証したモデルをTRACY実験における放射線分解ガス生成量の評価に適用し、放射線分解ガスボイド生成量をエネルギーの関数として示した。

Retrospective estimation of the spatial dose distribution and the number of fissions in criticality accident using area dosimeters

曽野 浩樹; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(1), p.43 - 53, 2007/01

https://doi.org/10.3327/jnst.44.43

臨界事故時における空間線量分布及び核分裂数を遡及的に推定する手法を提案する。この手法は、低フェーデング・人体組織等価という特長を有するアラニン線量計とホウ酸リチウム線量計の2つをエリア線量計として用いるもので、(1)エリア線量計による線量計測,(2)線源中心の探査,(3)空間線量分布の推定、及び(4)核分裂数の推定の4つの手順から成る。本手法をTRACY施設で模擬した臨界事故状況下に適用し、その実用性を実証した。本手法は、原理上、事後調査となるものの、エリア線量計を早期に回収することができれば、緊急被ばく医療や事後対策の方針決定に有用な事故規模や危険度に関する情報を提供することも可能である。

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

https://doi.org/10.3327/jnst.43.276

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発線及び遅発線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under accident conditions

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2005-007.pdf

核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。

Examination for neutron dose assessment method from induced sodium-24 in human body in criticality accidents

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04

https://doi.org/10.3327/jnst.42.378

臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。