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野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典
JAERI-Tech 2004-030, 64 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-030.pdf:4.59MB
はじめに、燃焼度クレジットを採り入れた臨界安全評価において用いられる、燃焼計算のための燃焼度設定法について、欧米各国が採用している上端部50cm平均燃焼度を比較評価する。次に、仮定された軸方向燃焼度分布の形状の違いにより発生する臨界計算の誤差,核種組成計算値補正因子適用により補償される燃焼計算に付随するバイアス誤差及び照射履歴入力パラメータの変動により生じる統計誤差を、欧州経済開発協力機構原子力エネルギー局(OECD/NEA)の燃焼度クレジット国際ベンチマークの輸送容器モデルにより評価する。この結果、これらの誤差導入に対して安全側の臨界解析結果が得られるような、与えられた燃焼度から等価的に減少させた燃焼度を設定する方法を提案する。最後に、これらの誤差影響を統合的に組み込んで導かれる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」について述べ、使用済燃料輸送容器仕様の違いにかかわらず用いられる可能性に触れる。
安達 潤一*; 神永 雅紀; 佐々木 忍; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-068, 86 Pages, 2000/11
JAERI-Tech-2000-068.pdf:4.39MB
中性子散乱施設の使用済ターゲット等は、高レベルに放射化し、かつ、高い崩壊熱を有するほか、内部に蒸発による外部汚染の可能性を有する水銀が残留しているため、遠隔で取り扱うとともに崩壊熱の冷却や水銀等の拡散防止等を考慮する必要がある。本報告書は、このような使用済ターゲット等の取り扱い・保管設備についてその設計方針・基準の策定を行うとともに設備の概念設計の結果をまとめたものである。放射線被曝防止、水銀汚染拡大防止、崩壊熱除去を考慮して設備の基本計画を立案するとともに取扱・保管フローダイヤグラムを作成した。また、主要機器である使用済みターゲットキャスク、ターゲット交換台車の基本構造について概念設計を行い、取り扱いが容易で信頼性等の高いキャスク等を提案した。さらに、設備の安全性確保の観点から放射線監視設備の基本仕様を定めた。
田口 浩*; 多田 栄介
JAERI-Tech 99-079, p.28 - 0, 1999/11
ITERの中心部分を構成するブランケット及びダイバータ等の炉内機器は、DT燃焼により放射化及び損傷する。そのため損傷した炉内機器は、放射化物の飛散を防ぐ二重シール扉を備えたキャスクを用いて遠隔操作により保守交換を行う必要がある。その際、二重シール扉には放射化ダスト等の飛散を防止するシール性能、遠隔操作に適した取り扱いの容易性及び耐放射線(
線)性が要求される。本研究では、従来の金属Cリングガスケットの弾性要素であるバネ材にTi-Ni系超弾性合金(Super Elastic Alloy: SEA)を適用して試験を実施した。この結果、標準品金属Cリングガスケットと比較して、少ない締付け力(機器の小型化の可能性)及び繰り返し使用時での気密性能を確保(容易な取り扱いの可能性)できる可能性が確認された。
固体廃棄物キャスクの設計堂本 一成; 高橋 三郎*; 荻谷 昇司*; 加藤 美都雄*; 今井 英之*
PNC TJ9365 95-001, 110 Pages, 1995/12
動力炉・核燃料開発事業団では、大洗工学センターにおける新型動力炉開発に係わる照射試験等の試験、研究業務で発生する固体廃棄物を日本原子力研究所大洗研究所の固体処理棟に運搬し、貯蔵のために気密容器に封入後、日本原子力研究所大洗研究所の高レベル固体貯蔵施設に貯蔵している。本高レベル固体廃棄物キャスクは、日本原子力研究所大洗研究所の高レベル固体貯蔵施設に貯蔵中の廃棄物をさらに減容処理するための運搬及び各施設で発生する固体廃棄物の運搬を目的にした構内運搬キャスクである。設計では、高レベル固体廃棄物キャスクの構造の検討、各取扱施設でのキャスク取扱方法の検討等を行った。また、既存キャスクの収納物吊上げ能力アップのための検討を行うと共に本検討結果を新規キャスクの詳細な構造に反映した。
野村 靖; 奥野 浩
Nuclear Technology, 109, p.142 - 152, 1995/01
被引用回数：9 パーセンタイル：66.27(Nuclear Science & Technology)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。
茶谷 恵治; 北村 高一; 飯沢 克幸; 枡井 智彦*; 長井 秋則; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9410 92-186, 63 Pages, 1992/06
大型炉設計での研究課題の1つでる炉心上部機構引抜き用キャスクの遮蔽厚の検討に反映させることを目的として,第9回定期検査時に交換した「常陽」制御棒駆動機構の上部案内管(UGT)の線量当量率の測定とUGT洗浄廃液の核種分析を行った。これにより,下記に示す測定評価結果が得られた。(1)UGTのナトリウム洗浄前後の線量当量率分布は,UGT下部(炉心中心側)からナトリウム接液面にかけて同じ軸方向減衰傾向を示し,放射性腐食生成物(CP)の全線量当量への寄与は無視できる。(2)UGTの内部構造を考慮して評価した線量当量率の相対分布は,UGT下部からナトリウム接液面までの距離で約4桁の減衰を示す。相対分布は,MK-I性能試験時に測定された核分裂計数管(235U)による中性子分布の相対分布とステライト肉盛された箇所を除いて良く一致する。(3)線量当量率測定値から算出した減衰率と2次元輸送計算コード"DOT3.5"により算出した全中性子束の減衰率は,約4桁の減衰に対してファクター3以内で一致し,"DOT3.5"により測定値を再現できることを確認した。(4)UGT洗浄廃液の核種分析結果と洗浄廃液量から推定した付着CP量は,180MBqであり,60Coが92%を占める。この結果は,高速炉CP挙動解析ード"PSYCHE"による予測値とファクター2以内で一致する。
倉上 順一; 大内 祐一朗; 八巻 孝雄*
PNC TN8410 91-087, 4 Pages, 1991/03
動燃核物質管理室では,輸送物の新たな安全解析書の作成を省力化し,既存の安全解析書については,検索,修正,追加,削除等を迅速かつ正確に行うことを目的とした,輸送容器データベースシステムの開発を行った。これは輸送物の安全解析書に記載されている文書,数値,数式等の情報を対象としている。本システムはキャラクタディスプレイ端末を通して計算機で稼働し,プログラム言語はFORTRANを用いた。機能としてはより簡単な操作で情報の出し入れが可能であり,また情報の検索が容易である。このシステムにより既存の安全解析書については輸送物の設計変更のための修正・追加等が迅速かつ正確に行える。更に,業務の効率化,合理化が図られた。また,新たな安全解析書の作成作業が容易になったと報告した。
植木 紘太郎*; 林 克己*; 金野 正晴*; 辻 政俊*; 谷内 広明*; 成田 秀雄*; 永瀬 慎一郎*; 関根 啓二*; 笹本 宣雄
JAERI-M 83-142, 52 Pages, 1983/09
今日数多くのモンテカルロコードがあるが、MORSE-CGコードはその中で最も多く使用されている。そこで、いくつかのベンチマーク実験を解析し、MORSEコ-ドの有効性と、コード使用上のパラメータの選定、評価法、さらにMORSEコードの使用法の拡張について説明する。ここで取り上げたベンチマーク実験は次の6題である。I.JRR-4原子炉による中性子スリットストリーミング II.JRR-4原子炉による中性子ダクトストリーミング III.ETNAにおける二回屈曲ダクト中性子ストリーミング IV.WINFRITHにおける鉄深層透過中性子スペクトル V.ORNLにおける14MeV中性子のストリーミングおよび深層透過スペクトル VI.電中研におけるキャスク周囲の線量率分布
原田 正英; 内田 敏嗣; 関島 光昭; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 木下 秀孝; 高田 弘
no journal, ,
J-PARCの核破砕中性子源では、大強度3GeV陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、発生する中性子ビームを様々な実験装置に供給している。ステンレス316L製の水銀ターゲット容器は、ビーム照射等に伴う材料特性の劣化のため、最大でも5000MWh程度の照射後に交換する計画である。照射後水銀ターゲット容器は、物質・生命科学実験施設の保管スペースに一時的に保管した後、J-PARC内の別の保管用建屋に運搬し、保管する計画である。この運搬のためには、専用の運搬キャスクを準備する必要があり、平成28年度その準備に着手した。運搬キャスクは、高度に放射化した照射後水銀ターゲット容器を収納し、運搬キャスク表面の線量が所内輸送基準(2mSv/hr以下)を満足する遮へいが必要となる。そのため、照射後水銀ターゲット容器実機の線量実測値を活用し、粒子輸送計算コードPHITS及びMCNPX、誘導放射能計算コードDCHAIN-SPを駆使して、精度の高い遮へい計算を行った。その結果、鉄で、最大厚さ22.5cmの遮へいが必要であることが分かった。
原田 正英; 内田 敏嗣; 関島 光昭; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 木下 秀孝; 高田 弘; 佐藤 浩一; 増山 康一
no journal, ,
J-PARCの核破砕中性子源の照射後水銀ターゲット容器を事業所内の別の保管用建屋へ運搬するために、運搬キャスク表面の線量が(運搬基準を満足する)2mSv/h以下となる遮蔽設計、1.6m落下時に、遮蔽性能や気密が担保される構造設計等、運搬規則を満足する運搬キャスクの設計・検討を行った。遮蔽評価では、ターゲット容器の実機を模擬した三次元計算モデルを構築し、PHITSやMCNPXによる粒子輸送計算シミュレーションとDCHAIN-SPによる残留放射性核種生成量計算とを組み合わせて、線量評価を実施した。さらに遮蔽評価の信頼性を上げるために、保管中の照射後ターゲット容器の線量の実測データとの比較を行った。実測値との比較から、照射後水銀ターゲット容器(ステンレス製)では、容器自身の放射化による線量だけでなく水銀の核破砕反応による成分の容器への付着及びステンレス中の不純物であるコバルトによる放射化が線量増大に寄与していることが分かった。これらを設計へと反映させた運搬キャスクを設計した。
