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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

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。

報告書

使用済燃料に含まれる核分裂生成核種の組成測定試験方法の検討

深谷 洋行; 須山 賢也; 薗田 暁; 大久保 清志; 梅田 幹; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2013-020, 81 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-020.pdf:3.81MB

日本原子力研究開発機構が原子力安全基盤機構から受託した事業「平成20-23年度軽水炉燃焼燃料の核分裂生成核種組成測定試験」において、燃焼率評価に必要な元素の1つであるネオジムを対象とした2種類の手法による定量結果に差異が生じた。使用済燃料中の核分裂生成核種組成の測定は重要な基盤技術であり、また、福島第一原子力発電所事故に対応する技術として今後も継続的に発展させる必要があるため、確度の高いデータの取得及び定量結果の差異の原因究明を目的としたフォローアップ測定を実施した。測定の結果、ネオジムについては5試料のうち2試料で、また、核分裂生成核種の一部については5試料すべての定量結果の修正が必要であることがわかった。本報告は、本フォローアップ測定において実施した作業及び測定結果についてまとめたものである。

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:34.7(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

Study on reactivity effect of fission products for introducing burnup credit into the criticality safety evaluation of spent nuclear fuel

大久保 清志*; 須山 賢也; 内山 軍蔵

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

日本では原子炉サイトに貯蔵されている使用済燃料量は増大を続けている。このような状況に対応するため、使用済燃料の臨界安全管理に燃焼に伴う反応度の低下を考慮することが検討されている。これを燃焼度クレジットと言う。ウラン及びプルトニウムのみを考慮した燃焼度クレジットに核分裂生成物の蓄積に伴う負の反応度効果が適用されれば、同じ施設で扱うことのできる燃料集合体の量は増加する。本研究では、核分裂生成物の反応度効果は、溶液及び非均質体系のどちらにおいても使用済燃料の燃焼度にほぼ線形の相関を有することを明らかにした。選択された核分裂生成物の反応度効果は、溶液体系においては20-25%の燃焼度増加、非均質体系においては30-35%の燃焼度増加にそれぞれ等価である。このことはまた、核分裂生成物を安全裕度として考えるのであれば、もしウラン及びプルトニウムのみを考慮した燃焼度クレジットが採用されるなら、20%の燃焼度評価誤差は許容可能であることを示している。

論文

Re-evaluation of assay data of spent nuclear fuel obtained at Japan Atomic Energy Research Institute for validation of burnup calculation code systems

須山 賢也; 村崎 穣*; 大久保 清志; 中原 嘉則*; 内山 軍蔵

Annals of Nuclear Energy, 38(5), p.930 - 941, 2011/05

 被引用回数:13 パーセンタイル:23.58(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクルや原子炉物理の研究にとって使用済燃料同位体組成データは不可欠である。日本原子力研究開発機構(JAEA)はPWRやBWR燃料のそれらのデータの取得を行っており、幾つかのそれらのデータは既に公刊され、使用済燃料同位体組成データベースSFCOMPOに登録され、計算コードやライブラリの国際的なベンチマークに使用されてきた。本論文では、日本のPWRである大飯1号及び大飯2号で照射された燃料に対する照射後試験データが示される。大飯2号のデータは既に公開されていたが、幾つかの重要な仕様データが未公開であったため、コードやライブラリのベンチマークには適していなかった。この論文では、大飯1号及び大飯2号のPIEデータの詳細をまとめるとともに、同位体組成の評価に必要なデータが詳細に述べられる。詳細な燃焼解析のためにPIEサンプルの燃焼度が再評価された。これらのPIEデータはSWAT2.1コードで解析され、その結果は実験値と良い一致を見せた。このことは、大飯1号及び大飯2号からのPIEデータは高い品質を有しており、燃焼計算コードシステムのベンチマークに適していることを示している。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP及びMCNPを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT3.1

須山 賢也; 望月 弘樹*; 高田 友幸*; 龍福 進*; 奥野 浩; 村崎 穣; 大久保 清志

JAEA-Data/Code 2009-002, 124 Pages, 2009/05

JAEA-Data-Code-2009-002.pdf:14.09MB

統合化燃焼計算コードシステムSWATは 我が国で広く利用される核計算コードSRACと、一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せたシステムであり、使用済燃料中のウラン,プルトニウム,マイナーアクチニド,核分裂生成物の組成を評価するために利用されてきた。任意の幾何形状の燃料の燃焼を取り扱うことができ、実効断面積の作成にさまざまな近似を行う必要がない連続エネルギモンテカルロコードを燃焼計算に使用することには大きな利点がある。従来のSWATシステムの基本構想に基づいて、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と我が国で広く利用されている連続エネルギモンテカルロコードMVPとMCNPを組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1を開発した。本レポートはSWAT3.1の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

論文

Active reduction of the end effect by local installation of neutron absorbers

須山 賢也; 村崎 穣; 大久保 清志; 奥野 浩

Annals of Nuclear Energy, 35(9), p.1628 - 1635, 2008/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

燃焼度クレジットの解析においては、軸方向燃焼度分布を考慮した場合に平均燃焼度を考慮した場合よりも中性子増倍率が大きくなることが指摘されてきた。この現象は端部効果と呼ばれ、燃焼度クレジット研究の主要な課題の一つであった。本研究では、なぜ端部効果が発生するのかを中性子束分布の解析を固有値計算モード及び固定中性子源問題モードによって解析することで議論する。これらの計算により端部効果が固有値問題として中性子バランス方程式を解くことで得られており、実際の中性子束の増大は中性子増倍率が1に近い時に発生することがわかる。この議論に基づき、燃料集合体の端部周辺に局所的に中性子吸収体を設置すること(LINA)で能動的に端部効果を低減することを提案し、その効果を臨界計算によって確認した。

論文

Reactivity effect measurement of neutron interaction between two slab cores containing 10% enriched uranyl nitrate solution without neutron isolater

外池 幸太郎; 三好 慶典; 大久保 清志

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.238 - 245, 2003/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.95(Nuclear Science & Technology)

STACYにおいて、低濃縮($$^{235}$$U濃縮度10%)の硝酸ウラニル水溶液を内蔵する同形の2ユニットを用いて、中性子相互干渉の反応度効果を測定した。一つのユニットの厚さは350mm,幅は690mmであり、二つのユニットの間隔が0mmから1450mmまで可変である。溶液の条件はウラン濃度約290gU/L,遊離硝酸濃度約0.8規定,温度24$$sim$$27$$^{circ}$$C,溶液密度約1.4g/cm$$^{3}$$であった。反応度効果はユニット間隔に応じて495mmから763mmまで変化した臨界液位から評価した。また、立体角法、及び連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Cと核データライブラリーJENDL3.2を用いた数値計算によっても反応度効果を評価した。本報告ではこれらの反応度評価結果を比較する。

口頭

破損した燃焼燃料の臨界安全評価; 構造材の影響

大久保 清志; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎; 高田 友幸*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の廃炉において破損燃料を取出す際には、臨界安全評価が必要である。2012年春の学会発表では破損燃料中の含水率の変動が中性子増倍率に大きな影響を与えることを示した。今回は破損燃料に混入していると予想される各種構造材(ジルカロイ2,鉄,コンクリート)の中性子増倍率に与える影響を示す。前回は含水率をパラメータとして臨界計算を行ったが、本発表では水が構造材に置き換わっていく際の中性子増倍率の変化を評価した。破損燃料中の水を鉄に置き換えた場合、最も無限増倍率が減少する。ジルカロイ2は鉄に比べ吸収断面積が小さいので減少度合いは鉄に比べ緩やかであるが、置き換える体積割合が100%になると鉄の場合とほぼ一致する。コンクリートの場合、増倍率の減少は鉄・ジルカロイ2に比べはるかに小さい。これはコンクリートに含まれる水素の減速効果によるものであり、コンクリートが混合した燃料の取り扱いには注意が必要である。また、構造材を反射体とした場合の効果についても評価を行った。

口頭

MCCI生成物の臨界量評価

外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*

no journal, , 

福島第一原子力発電所では大規模な炉心損傷・溶融の結果、溶融炉心が格納容器のコンクリート床まで落下し、溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を起こした可能性がある。MCCI生成物は、臨界となる可能性が既に指摘されており、臨界安全管理が必要である。本報告では管理に用いる基礎データとして、残留$$^{235}$$U濃縮度、ウラン・コンクリート混合比、水分含有量を変化させてMCCI生成物の臨界量を系統的に評価した結果を報告する。14GWD/t燃焼したBWR集合体の平均組成に基づく臨界量も示す。

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