Simplified evaluation models for total fission number in a criticality accident

臨界事故における全核分裂数の簡易評価モデル

野村 靖; 奥野 浩  

Nomura, Yasushi; Okuno, Hiroshi

核燃料の再処理に関わる取扱い、使用済燃料貯蔵及び輸送に関わるキャスクの設計においては、臨界事故時の従事者の被ばく、及び環境へ放出された放射性物質による公衆の被ばくの危険性を評価するため、最大想定事故規模の全核分裂数を知る必要がある。ここでは、上記の核燃料取扱施設で遭遇することの多い均質及び非均質体系に対してそれぞれ適用される、事故時全核分裂数簡易保守的評価式を一点炉近似断熱・反応度バランスモデルにより理論的に導いた。次にこれらの簡易評価モデルをこれまで世界各国で公開された過渡実験データ及び事故実測データを用いて精度検証した。さらに従来用いられてきたこの種の簡易評価式を引用し、現モデルによる結果と比較することにより、現モデルが充分な裕度を持って事故時全核分裂数を予測し、かつ適用範囲に殆んど制限がないことからその有用性を示した。

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