Numerical study on holdup of low-decontaminated MOX powder in proposed confinement box

封じ込めボックス内の低除染MOX粉ホールドアップに関する数値的研究

鈴木 美寿; 滑川 卓志; 浅野 隆 ; 仁井田 浩二*

Suzuki, Mitsutoshi; Namekawa, Takashi; Asano, Takashi; Niita, Koji*

高速増殖炉燃料サイクル研究開発プロジェクトの先進的MOX燃料製造プロセスにおいて、MOX粉末の飛散を抑えるために提案されている閉じ込めボックス内のプルトニウム計量管理特性について調べるための研究が実施された。ボックス内の強制対流によって誘起された流速場を計算し、MOX粒子の挙動を数値的に評価した。また、キュリウム及びプルトニウムから放出される自発及び誘導核分裂中性子による放射線場を、モンテカルロ計算コードであるPHITSによって計算した。非破壊検査手法を用いたプルトニウムの遠隔監視技術を、将来の保障措置手段として適用する可能性について調べた。

The advanced MOX fabrication process in FaCT project has been studies to investigate an overall characteristic of nuclear material accounting of Pu in the proposed confinement box. Flow field induced by a forced convection inside the box is numerically simulated to evaluate the MOX particle behavior and a radiation field due to the spontaneous and induced neutrons emitted from Cm and Pu is calculated using PHITS code. The possibility of remote-monitoring techniques using non-destructive assay to apply to a future safegurads measure is invetigated.