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論文

Retrospective estimation of the spatial dose distribution and the number of fissions in criticality accident using area dosimeters

曽野 浩樹; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(1), p.43 - 53, 2007/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.08(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時における空間線量分布及び核分裂数を遡及的に推定する手法を提案する。この手法は、低フェーデング・人体組織等価という特長を有するアラニン線量計とホウ酸リチウム線量計の2つをエリア線量計として用いるもので、(1)エリア線量計による線量計測,(2)線源中心の探査,(3)空間線量分布の推定、及び(4)核分裂数の推定の4つの手順から成る。本手法をTRACY施設で模擬した臨界事故状況下に適用し、その実用性を実証した。本手法は、原理上、事後調査となるものの、エリア線量計を早期に回収することができれば、緊急被ばく医療や事後対策の方針決定に有用な事故規模や危険度に関する情報を提供することも可能である。

報告書

FCA-XVII-1炉心によるMOX燃料高速炉ベンチマーク実験

安藤 真樹; 飯島 進*; 大井川 宏之; 桜井 健; 根本 龍男*; 岡嶋 成晃; 大杉 俊隆*; 大野 秋男; 早坂 克久; 袖山 博志

JAEA-Data/Code 2006-006, 67 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-006.pdf:6.08MB

新型燃料高速炉の研究開発の一環として、金属燃料高速炉模擬実験(FCA-XVI-1及びXVI-2炉心)と比較する参照データを取得することを目的として、従来型燃料であるMOX燃料を用いた高速炉の模擬体系(FCA-XVII-1炉心)においてベンチマーク実験を実施した。測定した核特性量は、臨界性,反応率比,サンプル反応度価値,ナトリウムボイド反応度効果及び$$^{238}$$Uドップラー効果である。また、広範な炉型に対応した実験データを取得することを目的として、FCA-XVII-1炉心の一部を変更した以下の実験を実施した。(1)プルトニウム組成を変化させた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(2)軸方向ブランケット部をナトリウム層に置き換えた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(3)窒化物燃料を模擬した燃料領域を設けた体系での各種特性量の測定。本報告書は、これら実験の測定方法と結果及び解析手法をまとめたものである。

論文

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.23(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び$$gamma$$線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発$$gamma$$線及び遅発$$gamma$$線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

論文

Evaluation of $$gamma$$-ray dose components in criticality accident situations

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 空増 昇*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(8), p.678 - 687, 2005/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.3(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時の$$gamma$$線放出挙動のさらなる理解及び外部被ばくの正確な評価のためには、$$gamma$$線線量の成分分析が不可欠である。その線量成分を、臨界継続中の即発成分,遅発成分及び擬似成分、並びに臨界停止後の残存成分に区分して評価した。この評価は、TRACY施設におけるホウ酸リチウム熱蛍光線量計(TLD)を用いた線量計測実験とモンテカルロ・コードによる解析の組合せにより行った。評価の結果、上記成分の線量割合がTRACYの炉心タンクからの距離によって変化することが確かめられた。その変化は、各成分の炉心タンクからの距離に応じた減衰の差によるものであった。評価された線量割合は、$$gamma$$線被ばくの正確な評価のために除外すべき擬似及び残留成分の寄与を定量的に明らかにした。

論文

NUCEFにおける槽再校正試験について

大野 秋男*

核物質管理センターニュース, 33(9), p.12 - 15, 2004/09

NUCEFにおける臨界実験装置STACY及びTRACYは,保障措置上は溶液燃料を用いたバルク施設である。核燃料物質量の確定は、工程内の溶液燃料を計量槽に集めてディップチューブ式液位計で測定された液位をあらかじめ定められた校正曲線(液位と体積の関係)によって体積に換算する。計量槽については、使用開始に先立って水を用いた測定で校正曲線が求められている。溶液燃料の密度,粘性及び表面張力が水のそれらと異なることから、溶液燃料の校正曲線は水の校正曲線と異なる可能性がある。そこで、校正曲線に差異があるかどうかを調べるために実際の運転に用いるウラン溶液燃料を用いた校正試験がIAEA支援プログラム(JASPAS)の一つとして提案された。STACYの計量槽(ダンプ槽II)について、10%ウラン硝酸溶液燃料を用いて校正試験を実施し、JASPASのタスクを完了した。この試験の結果、溶液燃料の校正曲線は水による校正曲線と比較して差がなく、計量管理には水の校正曲線を用いることで十分であることが確認された。本報はタスクの概略と試験の結果について概説したものである。

報告書

STACYにおけるPu臨界実験のためのビニルバッグの改良及びモックアップ試験(受託研究)

小野寺 清二; 菅原 進; 小林 丙午; 芳賀 浩一; 福島 奨*; 七字 勇*; 大野 秋男

JAERI-Tech 2002-070, 77 Pages, 2002/09

JAERI-Tech-2002-070.pdf:8.74MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、プルトニウムを用いた臨界実験に先立ち、運転時及び点検作業時の安全性を確保するための設備の整備を進めているところである。その整備計画の一環として、炉心タンクに接続されている安全棒駆動装置,給排液・ベント系ノズル等の連結部に用いられているビニルバッグについて、溶着シームの無い密封性に優れたシームレスビニルバッグを試作し、その閉じ込め性能,脱装着操作性等にかかわるモックアップ試験を実施した。その結果、閉じ込め機能を強化した密封性に優れた改良型ビニルバッグの実用化に見通しが得られた。本報告書は、平成13年度に実施したビニルバッグの改良及びモックアップ試験の結果についてまとめたものである。

論文

Evaluation of photon shielding capability for epithermal neutron detection during reactivity-initiated power burst experiments

柳澤 宏司; 中島 健; 大野 秋男; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.800 - 803, 2002/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

過渡臨界実験装置(TRACY)における反応度投入出力バースト実験における出力履歴の評価のために、熱外中性子検出用の遮蔽体系について光子遮蔽能力を評価した。連続エネルギーモンテカルロコードにより、三種類の遮蔽体系について検出器位置での光子照射線量率と中性子検出率を計算した。計算結果より、中心からポリエチエン,カドミウム板,鉛の順番で遮蔽体系を構成した場合には、カドミウムの中性子捕獲$$gamma$$線を効果的に遮蔽できないことがわかった。また、この捕獲$$gamma$$線は熱中性子の反応によって生じるため、熱中性子の検出時間遅れと同様に捕獲$$gamma$$線が時間遅れを伴って影響する可能性があることが示された。この問題を解決するために、カドミウムを遮蔽体系の外側に配置し、その内側にポリエチレン,鉛を配置した遮蔽体系を提案し、カドミウムの捕獲$$gamma$$線を大きく低減できることを示した。また、提案した遮蔽体系では中性子検出感度もまた増加することが示され、TRACYの出力履歴評価のための熱外中性子検出器の遮蔽として有効であることがわかった。

論文

Evaluation of power history during power burst experiments in TRACY by combination of $$gamma$$-ray and thermal neutron detectors

柳澤 宏司; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.597 - 602, 2002/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.93(Nuclear Science & Technology)

$$gamma$$線及び熱中性子検出器を用いた組合せ法を、過渡臨界実験装置(TRACY)の反応度投入による出力バースト実験時の出力履歴の正確な評価に新たに適用した。初期バースト時には、短いバースト持続時間内の実際の出力履歴を正確にトレース可能であることから、出力履歴は高速応答$$gamma$$線電離箱によって測定した。初期バースト後は核分裂生成物からの遅発$$gamma$$線の寄与により$$gamma$$線電離箱は適用できないため、高濃縮ウランのマイクロ核分裂電離箱を出力履歴の測定に用いた。今回の方法により、1.50から2.93$の反応度投入による実験について出力履歴を評価した。この結果、マイクロ核分裂電離箱のみを用いた従来の方法によるピーク出力及び出力ピークまでの積分出力は、今回の評価結果に対してそれぞれ最大40%,30%過小評価することが明らかになった。モンテカルロ法による数値シミュレーションによって、この過小評価はTRACY炉心から核分裂電離箱までの中性子の飛行時間に起因した時間遅れを考慮することによって理解できることが示された。

論文

Determination of $$gamma$$-ray exposure rate from short-lived fission products under criticality accident conditions

柳澤 宏司; 大野 秋男; 會澤 栄寿

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(5), p.499 - 505, 2002/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.16(Nuclear Science & Technology)

臨界事故条件下の短寿命核分裂生成物(FP)の$$gamma$$線による線量評価のために、$$gamma$$線照射線量率の時間変化を過渡臨界実験装置(TRACY)において実験的に定量した。データは1.50から2.93$の範囲の反応度投入によって取得した。実験結果より、初期出力バーストを含めた全照射線量に対する短寿命FPからの$$gamma$$線の寄与は15から17%と評価された。このため、線量評価上FPの寄与は無視できない。解析結果からは、モンテカルロコードMCNP4Bと最新のFP崩壊データであるJENDL FP Decay Data File 2000に基づく光子源によって計算した短寿命FPからの$$gamma$$線照射線量率は実験結果と良好な一致を示すことがわかった。しかし、光子源をORIGEN2コードで求めた場合には照射線量率は極度に過小評価した。これは、ORIGEN2コード付属の光子データベースにおいて主要な短寿命FP核種のエネルギー依存光子放出率のデータが欠落していることによる。また、この過小評価は初期バースト後1000秒以下の時間において生じることが確認された。

報告書

TRACYの運転記録

會澤 栄寿; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 塚本 導雄; 菅原 進; 竹内 真樹*; 宮内 正勝; 柳澤 宏司; 大野 秋男

JAERI-Tech 2002-031, 120 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-031.pdf:4.32MB

燃料サイクル安全工学施設(NUCEF)の過渡臨界実験装置(TRACY)は、硝酸ウラニル水溶液体系において添加反応度3$までの臨界事故を模擬した実験を行うことができる装置である。TRACYは1995年12月20日に初臨界を達成し、1996年からは過渡臨界実験を中心に反応度測定や熱出力測定などの各種の特性試験を実施してきた。本報告書は、初臨界から2000年度末までに実施された176回の運転記録についてまとめたものである。

論文

Simulation by Monte Carlo method of power varying with time detected by fission chamber in TRACY water-reflected system

柳澤 宏司; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.76 - 81, 2002/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.46(Nuclear Science & Technology)

過渡臨界実験装置(TRACY)の水反射及び裸の体系の出力バースト実験における中性子検出時間遅れを理解するために、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP4Bを用いて、核分裂電離箱によって検出される出力時間変化の数値シミュレーションを行った。シミュレーションによって、初期出力バーストにおいて炉心で発生した出力は裸体系よりも水反射体系のほうが早く検出されることがわかった。この差は、炉心タンクを取り巻く水反射体がコンクリート壁、床などの構造物に向かって飛行する中性子の遮蔽として働き、壁及び床から核分裂電離箱へ入射する中性子の検出確率を低下させ、中性子検出をより早く終了させるためであり、これにより、炉心の中性子放出から検出までの経過時間が短くなる。しかし、水反射体系と裸体系の遅れ時間の差は小さく、約1ms以内であった。遅れ時間の差による逆炉周期の違いも小さいため、フィードバック反応度の評価には大きく影響しないと考えられる。

論文

Measurement of neutron and $$gamma$$-ray absorbed doses under criticality accident conditions at TRACY using tissue-equivalent dosimeters

曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 空増 昇*

Nuclear Science and Engineering, 139(2), p.209 - 220, 2001/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:46.95(Nuclear Science & Technology)

臨界事故条件下での人体の中性子及び$$gamma$$線吸収線量を評価するために、高分子アラニン線量計とホウ酸リチウムを用いた熱蛍光線量計の二種類の組織等価線量計を10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた原研TRACYでの実験に適用した。この実験では、反応度添加条件を変えて五種類の臨界事故模擬実験を行った。高分子アラニン線量計を用いて1.5から1600Gyまでの中性子と$$gamma$$線を合わせた吸収線量の測定に成功した。またホウ酸リチウム線量計により1から900Gyまでの$$gamma$$線の吸収線量を測定することができた。さらに、反応度添加条件が異なっていても、線量は積分出力に比例することが確認された。ホウ酸リチウムの$$gamma$$線に対する感度がアラニンとほぼ同じであるため、中性子線量は複雑な補正なしにアラニン線量計による中性子と$$gamma$$線の吸収線量からホウ酸リチウム線量計による$$gamma$$線吸収線量を差し引くことにより容易に評価することができた。MCNP4Bを用いた解析結果として、吸収線量の計算値は測定値と95%信頼区間の範囲内で一致し、過渡時の中性子及び$$gamma$$線吸収線量の評価に十分適用できることを示した。

報告書

平成12年度におけるSTACYの運転記録; 2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた中性子相互干渉体系の実験,2(受託研究)

小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.

JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。

論文

Evaluation of time response of thermal neutron detectors in TRACY

柳澤 宏司; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(9), p.804 - 806, 2001/09

反応度の投入によって生じる過渡的な出力を正確に測定するためには、出力測定に用いる検出器の時間応答によって生じる遅れを考慮する必要がある。時間応答は、炉心から検出器までの中性子の飛行時間及びコンクリート壁等による中性子の熱化に依存するため、TRACY炉室内での核分裂検出器の位置により時間遅れが大きく変わることが予想される。このため、モンテカルロコードを用いた計算によって時間遅れの検出器位置依存性を評価した。この結果、TRACY炉室内では、炉心タンク表面から100cm以上離れると時間遅れによる相対出力が大きく変化し、相対出力及びフィードバック反応度の評価に与える可能性があることが確認された。また、時間遅れに関する補正をしないで、正確な相対出力を測定するためには、核分裂検出器を炉心タンクから10cm以内に設置する必要があることが示された。

論文

Research activities on advanced nuclear fuel cycle in NUCEF

鈴木 康文; 土尻 滋; 大野 秋男; 前多 厚; 杉川 進

Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09

NUCEFで行われている核燃料サイクル分野における研究活動の現状と今後の予定を紹介する。臨界安全,新しい再処理技術,群分離,廃棄物管理,超ウラン元素化学などについて、最近の成果を概要するとともに、研究計画の概要を述べる。

論文

Time delay of thermal neutron detection during power burst in TRACY

柳澤 宏司; 大野 秋男; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 横山 光隆*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.591 - 599, 2001/08

反応度の投入によって生じる過渡的な出力を正確に測定するために、過渡臨界実験装置(TRACY)の初期出力バーストにおいてマイクロ核分裂電離箱による熱中性子検出の時間遅れを実験的に確認した。実験では、核分裂電離箱とともにTRACY実験用に新たに設計製作した高速応答$$gamma$$線電離箱を用いて相対出力を測定した。実験結果として、核分裂電離箱による出力は出力上昇時において$$gamma$$線電離箱による出力よりも約4ms遅れて観測され、この遅れ時間は出力ピーク後に拡大した。観測された時間遅れを詳しく理解するために、MCNP4Bコードを用いて時間依存の解析を行った。解析では、核分裂電離箱による中性子検出の時間応答を計算し、これを核分裂電離箱による相対出力のシミュレーションに用いた。解析の結果、シミュレーションによる出力は、測定された出力と良好な一致を示し、核分裂電離箱の時間応答によって、観測された時間遅れが完全に理解できることが確認された。この時間応答を用いることによって、核分裂電離箱による検出の遅れ時間を初期バーストのみならず実験継続時間全体について補正することができる。

論文

Development of solution behavior observation system under criticality accident conditions in TRACY

小川 和彦; 森田 俊夫*; 柳澤 宏司; 會澤 栄寿; 桜庭 耕一; 菅原 進; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(12), p.1088 - 1097, 2000/12

臨界事故条件下での硝酸ウラニル溶液と放射線分解ガスボイドの挙動を観察する目的で、TRACY(過渡臨界実験装置)の新たな計装として可視化システムを開発した。本システムは、耐放射線光ファイバースコープ、光源装置、及び耐放射線ビデオカメラから構成される。システムの設計では、TRACYでの非常に強い放射線環境及びTRACYの一次バウンダリとしての安全機能を考慮した。本システムは最近のTRACY実験に使用され、これまで観測できなかった溶液及びボイドの挙動について明瞭な動画を得ることができた。観察結果として、反応度添加条件によって溶液及び放射線分解ガスボイドの挙動が異なることを視覚的に確認することができた。本システムNUCEFより、溶液及びボイド挙動の詳しい情報を得ることができ、動特性解析モデルの開発に貢献できる。

報告書

平成11年度におけるSTACYの運転記録; 平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた2ユニット中性子相互干渉体系の実験,1(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.

JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-059.pdf:2.86MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800$$phi$$円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。

論文

Measurement and analysis of neutron and $$gamma$$-ray doses on criticality accidents of low-enriched uranyl nitrate solution using tissue-equivalent dosimeters at the TRACY facility

曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 三好 慶典; 空増 昇*

Proceedings of the ANS International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics and Mathematics and Computation into the Next Millennium (PHYSOR2000) (CD-ROM), 9 Pages, 2000/05

商用核燃料再処理工場の安全性評価研究に資するため、原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて、溶液系臨界事故時の線量評価実験を行った。本実験では、燃料に10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、反応度添加条件を変えて運転を行った。線量計には、中性子または$$gamma$$線に対し、人体筋肉組織とほぼ等価な感度を有するアラニン線量計と四ホウ酸チリウム熱蛍光線量計を用いた。また、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP4BとMVPのそれぞれを用い、実験解析計算を行った。線量測定の結果、中性子及び$$gamma$$線量とも、反応度添加条件によらず、放出エネルギー(核分裂数)に比例することが確認された。また、その空間分布も変わらないことから、両線量計を用いた臨界事故時被曝線量評価に見通しが得られた。一方、解析計算では、計算値は測定値と30%以内で一致し、両計算コードの妥当性が示された。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,2; 800$$phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 山根 祐一; 大野 秋男

JAERI-Tech 2000-013, p.57 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-013.pdf:2.43MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成10年度後半(10月~2月)に、直径約80cm、高さ約150cmの円筒型炉心タンクを用いた臨界実験を、計41回行った。実験では、炉心タンクの周囲に保温材(ヒータ付)を取付け、おもに溶液燃料昇温時の反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化傾向を直線でフィティングして内挿補間し、その変化量を定量的に把握できた。また運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、実験解析から求められた臨界液位-液位反応度フィティング式にほぼ一致した。

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