核燃料施設過渡臨界事象の調査研究

None

not registered

not registered

本報告書は1985年末までの文献を調査し,核燃料施設の臨界安全設計に有用な情報源となる臨界事故及び過渡臨界実験を整理すると共に過渡臨界現象を解析するに適切なコンピュータ・コードを選定し,その整備事業をまとめたものである。臨界事故及び過渡臨界実験の調査は,米国のコンサルタント会社RRA社(RadiationResearchAssociates,Inc.テキサス州フォートワース市)に委託して実施した。 臨界事故に関しては核燃料の形態と量,施設の概要,及び原因の解析について調査した。臨界事故の多くはその原因を運転要領書が不十分であったか,あるいは,無視されたかのいずれかに帰することができる。また,文献中にみつけることができた過渡臨界実験データは溶液体系に対するものであった。 過渡臨界解析に適用可能なコードとして核・熱・水力結合コードPADを選定・整備した。またベンチマーク計算を行うことにより同コードの妥当性を確認した。しかし,過渡臨界実験の解析技術はまだ十分に確立しているとは言えず,新しい実験データの蓄積をすると共に解析法についても経験をつむ必要がある。

None