検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 79 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Solomon; A Monte Carlo solver for criticality safety analysis

長家 康展; 植木 太郎; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

燃料デブリ体系に対する臨界安全解析のために新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発した。Solomonは、通常の臨界安全解析だけでなく、燃料デブリを含む損傷した原子炉の炉心の臨界安全解析もできるように設計されている。本論文では、Solomon開発の現状について述べ、乱雑化ワイエルシュトラス関数モデル, ボクセル形状を重ね合わせた乱雑化ワイエルシュトラス関数モデルの応用について紹介する。

論文

Progress of criticality control study on fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Secretariat of Nuclear Regulation Authority

外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。

論文

Neutronic design of basic cores of the new STACY

井澤 一彦; 石井 淳一; 大久保 卓哉; 小川 和彦; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

日本原子力研究開発機構は臨界実験装置STACYを非均質体系に変更する更新計画を進めている。更新されたSTACYでは、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリを想定した臨界解析結果の検証のための実験が計画されている。STACY更新炉の初臨界は2021年初めに予定されている。初臨界後は、STACYでは「基本炉心」を構成し、運転員の習熟と実験結果の不確かさを把握するための一連の運転が行われる。STACY更新炉の初臨界に先立ち、基本炉心の核特性を把握するための一連の核特性解析を行った。本発表では、基本炉心の炉心構成条件を示すとともに、新規制基準のもとで炉心に課される諸条件をあきらかにする。

論文

Criticality characteristics of fuel debris mixed by fuels with different burnups based on fuel loading pattern

渡邉 友章; 大久保 清志*; 荒木 祥平; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/09

The fuel debris produced by the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) is probably in a state of mixture of burned fuels with different burnups each other. In such a case, the mixing ratio of burned fuels in fuel debris would affect its criticality. This report shows computation results of criticality characteristics of fuel-debris compositions prepared by mixing nuclide compositions of burned fuels in various patterns based on a fuel loading pattern. The results indicate that fuel debris is potentially subcritical when 1-cycle fuels, whose average burnup is several GWd/t, are included homogeneously in fuel debris because remaining $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd in 1-cycle fuels works to reduce neutron multiplication. The results also indicate that $$^{155,157}$$Gd/$$^{235}$$U ratio well characterize criticality of fuel debris.

論文

Exploratory investigation for estimation of fuel debris criticality risk

山根 祐一; 沼田 良明*; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/09

福島第一原子力発電所での燃料デブリの取り扱いにおける臨界安全のため、その形状変化の反応度効果について調査し、開発した手順の検証のために仮想的なシナリオの試解析を行った。

論文

Design methodology for fuel debris experiment in the new STACY facility

郡司 智; Clavel, J.-B.*; 外池 幸太郎; Duhamel, I.*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 11 Pages, 2019/09

臨界実験施設STACY更新炉は、燃料デブリに関する臨界計算の検証に貢献することができる。実験炉心設計はJAEA/IRSNの共同研究で進行中である。本論文では、溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)デブリの擬似燃料デブリの臨界特性を測定するためのSTACY更新炉の実験炉心構成の設計を最適化するために適用した方法を示した。炉心構成がコード検証に資することを確認するために、模擬デブリに含まれる同位体の反応度価値と反応断面積に対するkeff感度を評価することが重要である。$$^{28}$$Siの捕獲反応の感度を最大化するために、例えば格子ピッチまたはコア寸法などのコア構成の複数のパラメータを最適化するアルゴリズムを使用して最適な炉心構成を効率的に研究した。

論文

Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.18(Nuclear Science & Technology)

燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%の$$^{235}$$U濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。

論文

Examination of analytical method of rare earth elements in used nuclear fuel

小澤 麻由美; 深谷 洋行; 佐藤 真人; 蒲原 佳子*; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 大木 恵一; 梅田 幹

Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 9 Pages, 2016/11

For criticality safety of used nuclear fuel, it is necessary to determine amounts of such rare earth elements as gadolinium(Gd), samarium(Sm), europium(Eu) since those rare earth elements involve the isotopes having particularly large neutron absorption cross sections. However, it is difficult to measure those isotopes simultaneously by mass spectrometry because some of them have same mass numbers. Thus fine chemical separation of those rare earth elements is indispensable for accurate determination prior to measurement. The conventional separation method with anion exchange resin has been utilized in JAEA mainly for the separation of uranium and plutonium. Therefore rare earth elements such as Gd, Sm and Eu except Nd are wasted without being separated in the conventional method. The authors have examined to improve the conventional method in order to separate those rare earth elements mutually.

論文

Study of experimental core configuration of the modified STACY for reactivity worth measurement of MCCI products

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3927 - 3936, 2016/05

MCCI生成物を含む燃料デブリの臨界安全性は福島第一原子力発電所の廃炉に関して重要な課題のひとつである。燃料デブリの臨界あるいは未臨界状態はまだわからない。なぜならその組成、位置、中性子減速条件などがまだ確認できないからである。また、燃料デブリの臨界管理に冷却水中への中性子毒物が効果的かどうかもわからない。原子力機構による解析計算のデータベースは整備中である、これは燃料デブリがとりうる組成や中性子減速条件などを幅広くカバーして、燃料デブリのサンプルや条件がわかったときに、臨界特性を評価する助けとなる。解析計算もまた不確かさを持っているがこれは原子力機構が計画しているSTACYの更新と燃料デブリの組成を模擬したサンプルによる臨界試験によって明らかにされる。この報告では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度測定のための実験炉心構成の検討について紹介する。本研究でのサンプルの計算はモデルウラン酸化物燃料($$^{235}$$Uの濃縮度は3, 4, 5重量%)とコンクリートを含む。減速不足、過減速の双方の条件での測定が可能であることが結論付けられた。また、サンプルの必要量についても見積もられた。

論文

臨界安全国際会議ICNC2015

名内 泰志*; 竹澤 宏樹*; 外池 幸太郎

日本原子力学会誌, 58(4), p.247 - 252, 2016/04

臨界安全国際会議ICNC2015が2015年9月に米国で開催された。冒頭の全体会合では、臨界安全を確実に実施しつつ進歩させるために、人材育成や知識継承が目下の課題であることが強調された。本報告では、解析コード・核データ、臨界安全管理実務、標準・評価手法整備、使用済燃料の臨界安全、不確かさ・感度解析、臨界実験、臨界事故評価、専門家育成、及び核分裂性物質の保管・輸送・処分の9つの口頭発表セッションの概要を述べる。ポスター発表も加えて発表件数は170件を超え、参加者数は米,英,仏,日等から200人余であった。

論文

Study on criticality control of fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Nuclear Regulation Authority of Japan

外池 幸太郎; 山根 祐一; 梅田 幹; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.20 - 27, 2015/09

安全規制の観点で、福島第一原子力発電所における燃料デブリの臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界の影響を緩和するリスク管理の形態をとることになろう。原子力規制委員会・規制庁はこの課題に取組むために研究計画を策定した。日本原子力研究開発機構の安全研究センターでは、同規制委員会・規制庁の委託を受け、燃料デブリの臨界特性の解析、臨界リスク評価手法の開発、及びこれらを支援する臨界実験の準備を開始した。

論文

Criticality characteristics of MCCI products possibly produced in reactors of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.292 - 300, 2015/09

福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機の原子炉には溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を経て生じた多孔質の燃料デブリが相当量存在しているかもしれない。このような核分裂性物質を含む低密度のMCCI生成物は、中性子減速能が大きいことから、特に冠水状態において、臨界管理に十分に配慮しなければならない。本発表ではMCCI生成物の臨界特性を解析した結果を示すが、これは廃炉作業中の臨界リスク評価に資するものである。解析結果は、コンクリート中に結合したあるいはコンクリート中に閉じ込められた水分が、臨界の発生確率の観点及び冷却水への中性子毒物注入による影響緩和の実効性の観点で、リスクを押し上げることを示唆している。

論文

Critical experiments for fuel debris using modified STACY

井澤 一彦; 外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 三好 慶典

JAEA-Conf 2014-003, Appendix (CD-ROM), 13 Pages, 2015/03

炉物理研究における臨界実験の重要性にもかかわらず、世界の熱体系臨界実験装置の数は減少の傾向にある。一方、軽水炉時代の長期化に伴い、高燃焼度燃料開発、使用済燃料貯蔵における燃焼度クレジットの導入、過酷事故によって生成される燃料デブリの臨界安全等、熱体系における重要な研究テーマが登場してきている。日本原子力研究開発機構はこの状況を鑑み、定常臨界実験装置STACYを更新し、熱体系臨界実験の中核的基盤施設として新たな研究ニーズに対応して行く計画である。更新後のSTACYは、最優先の任務として、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリの臨界安全研究のための臨界実験を実施する。本報告では、福島第一原子力発電所事故後の日本原子力研究開発機構の臨界安全研究方針について紹介し、STACY更新炉が燃料デブリ取り出し作業の臨界安全性を確実にするために果たすべき役割について述べる。

論文

Options of principles of fuel debris criticality control in Fukushima Daiichi reactors

外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也

Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.251 - 259, 2015/00

福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの性状は、観察や測定による確認に至っておらず、今なお不明である。原子炉格納容器からは漏水が続いており、燃料デブリは中性子毒物を含まない水で冷却されている。放射性Xeガスの濃度監視では再臨界の兆候は見られないが、燃料デブリの未臨界担保はできていない状況である。本発表ではこれらの状況、及び燃料デブリの基本的な臨界特性を踏まえ、今後とるべき臨界管理の方針を議論する。

論文

Revival of criticality safety research in Japan Atomic Energy Agency

外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一

Transactions of the American Nuclear Society, 110(1), p.282 - 285, 2014/06

日本原子力研究開発機構(旧日本原子力研究所)では1980年代から主に使用済燃料再処理を対象とした臨界安全研究を実施してきた。系統的な解析による基礎臨界データの算出と臨界安全ハンドブックの公刊、解析の妥当性を検証するための臨界実験の実施、及び実験結果の国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPへの提供が主な活動である。福島第一原子力発電所事故で性状不明な燃料デブリが大量に発生したと考えられ、水中での燃料デブリ取出しには再臨界のリスクを伴う。このリスクを適切に評価・回避することを目的とした新たな研究計画を策定し実施しつつある。想定される燃料デブリ性状を網羅した系統的な解析、検証実験を実施するための定常臨界実験装置STACYの更新、及び臨界リスク評価手法の開発を予定している。

論文

Major safety and operational concerns for fuel debris criticality control

外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.729 - 735, 2013/09

原子力機構では福島第一発電所事故で生じた燃料デブリの臨界管理について研究開発を行っている。既存施設の管理方針を参考に、また、燃料デブリの臨界特性に基づき、新しい臨界管理方針を定めなければならない。この方針に沿って、現状で性状が不確かな燃料デブリについて、安全かつ合理的な管理を実現しなければならない。本報告では燃料デブリと発電所の現状を概観し、臨界特性の解析結果を例示し、臨界管理方針について議論する。また、臨界管理の実現に必要な研究開発課題を提示する。

論文

Infinite multiplication factor of low-enriched UO$$_2$$-concrete system

井澤 一彦; 内田 有里子; 大久保 清志; 戸塚 真義; 曽野 浩樹; 外池 幸太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1043 - 1047, 2012/11

AA2012-0375.pdf:0.63MB

 被引用回数:9 パーセンタイル:38.06(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故のような軽水炉の過酷事故においては、溶融炉心-コンクリート反応(MCCI)により、核燃料とコンクリートが混合した燃料デブリが生成される可能性がある。このような燃料デブリを取り扱う際の臨界管理の必要性を確認するため、低濃縮二酸化ウランとコンクリートを混合した体系の無限増倍率を解析した。解析の結果、二酸化ウランとコンクリートの混合物の無限増倍率が1を超える条件が存在し、臨界となる可能性が示された。本報告では、コンクリートが有効な減速材であり、UO$$_2$$-コンクリート系の未臨界性を確保するためにはさらなる検討が必要であることを示す。

論文

Uncertainty factors pertaining to critical experiment using low-enriched uranyl nitrate solution

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/02

低濃縮硝酸ウラニル水溶液の臨界量を測定するため定常臨界実験装置STACYを用いて系統的な臨界実験を行った。その目的は、原子力施設、とりわけ、再処理施設の臨界安全解析に用いられる計算手法の検証に必要な臨界ベンチマークデータを得ることである。実験は、均質単一ユニット体系,均質複数ユニット体系及び非均質体系で行った。臨界ベンチマークデータを生成するために、炉心タンクの形状・寸法や溶液燃料組成のような実験条件と臨界量測定結果を注意深く精密に評価した。ベンチマークデータの全体的な不確かさを見積もるために、これらの条件や測定量の不確かさについて感度解析を行った。本報告では、これらの実験や解析の結果の説明を通じて、それぞれの実験体系の特徴を明らかにする。また、将来の臨界実験の立案に資するため、実験実施及び評価作業において得られた教訓についても述べる。

論文

Production of criticality safety standard data with Monte-Carlo code MVP / nuclear data library JENDL-3.2 validated using ICSBE data

外池 幸太郎; 須山 賢也; 奥野 浩; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/02

日本で最初の臨界安全ハンドブックが1988年に公刊された。臨界安全解析コードシステムJACSが検証され、さまざまな核燃料物質の最小臨界質量や安全制限質量が計算されている。その後の20年間に、定常臨界実験装置STACYで新たな実験データが取得され、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPにおいては広範な核分裂性物質のベンチマークデータが蓄積されている。また、計算機の能力が飛躍的に向上し、新たなコードや核データが開発されている。ハンドブックの第2版では、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと核データライブラリJENDl-3.2の組合せた解析システムをICSBEPのデータを用いて検証した。検証計算の結果を統計的に処理して実行増倍率の安全制限値として0.98を導出し、この値に基づき、最小臨界質量や安全制限質量を計算した。原子力機構の臨界安全分野の今後の研究活動についても概観する。

論文

Benchmark critical experiments of a heterogeneous system of uranium fuel rods and uranium solution poisoned with gadolinium, and application of their results to JACS validation

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(7), p.1118 - 1128, 2011/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.5(Nuclear Science & Technology)

再処理施設の溶解工程を考慮した臨界ベンチマークデータを系統的に取得するため、原子力機構の臨界実験装置STACYを用いて一連の非均質体系実験を実施した。可溶性毒物ガドリニウムを使用した溶解を想定し、ウラン酸化物燃料棒とガドリニウムを添加したウラン溶液を組合せて臨界量を測定した。ガドリニウム濃度は0.1g/Lまで変化させた。また、参照実験として、ガドリニウムを用いず、ウラン濃度を変化させた実験も行った。これらの測定結果は、溶解槽のような非均質体系の中性子実効増倍率計算手法の検証用のベンチマークデータとなる。新たに取得したデータを用いてJACSの検証を行ったところ、臨界安全解析に用いることを支持する結果となった。

79 件中 1件目~20件目を表示