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論文

Burn-up credit criticality safety benchmark phase III-C; Nuclide composition and neutron multiplication factor of a boiling water reactor spent fuel assembly for burn-up credit and criticality control of damaged nuclear fuel

須山 賢也; 内田 有里子*; 鹿島 陽夫; 伊藤 卓也*; 宮地 孝政*

NEA/NSC/R(2015)6 (Internet), 253 Pages, 2016/03

OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー(WPNCS)燃焼度クレジット専門家会合(EGBUC)は、いくつかの国際ベンチマークを実施して燃焼計算コードシステムの精度の評価を行ってきた。BWR 9$$times$$9燃料集合体2次元無限長モデルを対象とした新しいベンチマークPhase IIICの仕様は、2012年9月のOECD/NEA/NSC/WPNCS燃焼度クレジット専門家会合において提案された。35の計算結果が9ヶ国16機関から送付された。このレポートはPhase IIICの結果をまとめたものである。このベンチマークの結果により、以前実施したPhase IIIBベンチマークの時代よりも燃焼計算実施能力が向上していることが確認できた。また、最新コードを使用した燃焼計算結果の差によって生じる中性子増倍率の差は3%以下であった。

論文

Accumulation of gadolinium isotopes in used nuclear fuel

須山 賢也; 鹿島 陽夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.273 - 282, 2015/09

日本における福島燃料デブリの臨界安全管理技術開発においては、FPを考慮した燃焼度クレジットの可能性が議論されてきた。OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー傘下の燃焼度クレジット臨界安全性専門家会合では、BWR燃料を対象とした国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"及び"Phase-IIIC"を実施してきた。これらのベンチマークでは、$$^{155}$$Gdの計算値の差が大きく、参加者の大きな注目を集めてきた。筆者等は、燃焼中のガドリニウム同位体の蓄積に関する付加的な検討を行った。冷却時間がなければ、$$^{155}$$Gdの集合体平均量は可燃性毒物棒におけるガドリニウム同位体の燃焼特性に依存する。しかしながら、数年の冷却で$$^{155}$$Gdは$$^{155}$$Euの放射性崩壊で劇的に増加し、可燃性毒物棒のガドリニウム同位体量の重要度は低下する。このことは、$$^{155}$$Gdのより良い評価のためには、可燃性毒物棒の燃焼の取扱よりも、$$^{155}$$Eu生成に係わるパラメータやデータが重要であることを示している。

論文

Validation of burnup calculation code SWAT4 by evaluation of isotopic composition data of mixed oxide fuel irradiated in pressurized water reactor

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 望月 弘樹*

Energy Procedia, 71, p.159 - 167, 2015/05

 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所事故により日本では核燃料サイクル計画が停滞しているが、過剰なプルトニウムを減らすためにMOX燃料として使用する必要がある。また、福島第一原子力発電所ではMOX燃料を使用していたということからも、MOX燃料の燃焼解析の精度は重要である。したがって、計算コードとライブラリの精度評価が必要である。そこで、使用済燃料組成測定(ARIANE : Actinides Research in a Nuclear Elements)のデータを解析することにより、統合化燃焼計算コードシステム(SWAT4 : Step Wise Burnup Analysis Code System 4)の検証を行った。解析の結果、主要なウラン,プルトニウム同位体の実験値と計算値の差は5%以下であった。これは、ウラン燃料の場合と同程度の精度であり、SWAT4はMOX燃料の燃焼解析に対して十分な精度を持っていることが分かった。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*

JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB

SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

報告書

核燃料サイクル施設におけるグローブボックスパネル材及びケーブル被覆材燃焼時の閉じ込め効果評価試験(受託研究)

阿部 仁; 鹿島 陽夫; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2011-015, 27 Pages, 2011/06

JAEA-Research-2011-015.pdf:1.81MB

核燃料サイクル施設の安全性の確認に資するため、同施設における火災時の閉じ込め機能の健全性を評価するための手法の整備を進めている。同施設に存在する代表的な有機材料として、グローブボックスパネル材料及びケーブル被覆材料を取り上げた。これらの燃焼に伴う質量減少速度や煤煙放出速度等の燃焼特性データと煤煙の目詰まりによるHEPAフィルタの差圧上昇データを、試験体に供給する輻射熱流束の大きさ及び試験体に対する給気流速並びに給気中の酸素濃度等をパラメータとしてそれぞれ取得した。また、これらのデータを相互に関連づけることによって、具体的な火災事故シナリオに基づいたHEPAフィルタの差圧上昇の時間的進展を評価し、燃焼物質や燃焼条件の相違による差圧上昇挙動への影響を定量的に評価することが可能となることを示した。

口頭

住民の視点から見た環境監視

江田 五六*; 大嶺 真弓*; 根本 紀正*; 清水 朋子*; 田中 幸子*; 鹿島 陽夫*; 伊藤 ゆかり*; 谷山 洋*; 亀井 満*; 米澤 理加; et al.

no journal, , 

環境監視について住民が体験などを通して学んだことを、事業者や地域のNPOと協働で、住民の視点でメッセージ(広報素材)化した。この活動を通して得たことをまとめ、報告する。

口頭

核燃料サイクル施設の火災事故時の閉じ込め評価研究

阿部 仁; 鹿島 陽夫; 田代 信介; 内山 軍蔵; 土野 進*; 石橋 隆*

no journal, , 

原子力機構では、核燃料サイクル施設の安全性の確認に資するため、同施設における火災事故時の閉じ込め機能の健全性を評価するための手法の整備を進めている。同施設に存在する代表的な有機材料として、グローブボックスパネル材料及びケーブル被覆材料を取り上げた。これらの燃焼に伴う質量減少速度や煤煙放出速度等の燃焼特性データと煤煙の目詰まりによるHEPAフィルタの差圧上昇データを、試験体に供給する輻射熱流束の大きさ及び試験体に対する給気流速並びに給気中の酸素濃度等をパラメータとしてそれぞれ取得した。また、これらのデータを相互に関連づけることによって、具体的な火災事故シナリオに基づいたHEPAフィルタの差圧上昇の時間的進展を評価した。

口頭

核燃料サイクル施設の火災事故時の閉じ込め評価研究

阿部 仁; 鹿島 陽夫; 内山 軍蔵

no journal, , 

核燃料サイクル施設の安全性の確認に資するため、同施設が有する火災時閉じ込め機能の健全性を評価するための手法の整備を進めている。同施設に存在する代表的な有機材料として、グローブボックスパネル材料及びケーブル被覆材料を取り上げた。これらの燃焼に伴う質量減少速度や煤煙放出速度等の燃焼特性データと煤煙の目詰まりによるHEPAフィルタの差圧上昇データを、試験体に供給する輻射熱流束の大きさ及び試験体に対する給気流速並びに給気中の酸素濃度等をパラメータとしてそれぞれ取得した。さらに、これらのデータを相互に関連づけることによって、具体的な火災事故シナリオに基づいたHEPAフィルタの差圧上昇の時間的進展を評価した。

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

BWR燃料集合体に対するOECD/NEA燃焼計算ベンチマークPhase-IIIBの再解析

内田 有里子; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で発生した破損燃料の臨界安全評価では、燃焼燃料の組成を評価する必要があり、燃焼計算コードシステムの精度評価が求められる。そのため、1990年代後半にOECD/NEAで実施されたBWR燃料に対する燃焼計算ベンチマークPhase-IIIBを用いて、最新の核データと計算コードによる解析結果の差を把握することとした。本発表では、連続エネルギモンテカルロコードMVPと一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1によるPhase-IIIBの再解析の結果を示す。

口頭

統合化燃焼計算コードシステムSWAT4の開発と検証

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 内田 有里子; 外池 幸太郎; 高田 友幸*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で発生した破損燃料の臨界安全評価には、多数の燃焼燃料の組成を高精度かつ高速に評価することが必要となる。連続エネルギモンテカルロコードMVPあるいはMCNPを使用する統合化燃焼計算コードSWAT3.1に決定論的中性子輸送計算コードSRAC2006を制御する機能を付加したSWAT4を開発し、その精度を燃焼計算ベンチマーク(OECD/NEA Phase-IIIB)及び使用済燃料組成測定(ARIANE: Actinides Research in a Nuclear Elements)のデータを解析することにより検証した。

口頭

BWR 9$$times$$9燃料集合体に対するOECD/NEA燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIC"の概要とその報告書案

内田 有里子; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故で発生した破損燃料の臨界安全評価では、燃焼燃料の同位体組成を評価する必要があり、燃焼計算コードシステムの精度評価が求められる。BWR燃料集合体の燃焼計算の精度に関し、OECD/NEA/NSC臨界安全性ワーキングパーティー燃焼度クレジット専門家会合においてBWR Step-2燃料集合体に対する国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"が実施されたが、その終了から既に10年以上経過している。1FではStep-3燃料が多く使用されており、当時から計算コードや核データライブラリが改良されてきていることから、同専門家会合において原子力機構の提案により2012年9月からBWR Step-3燃料に対する燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIC"が実施されている。本発表ではこのベンチマークの取りまとめ状況と解析結果を報告する。

口頭

希薄プルトニウム溶液の反応度温度係数及びボイド係数の温度依存性

渡邉 友章; 鹿島 陽夫; 山根 祐一

no journal, , 

溶液燃料の沸騰を伴う臨界事故時の核分裂数評価手法の整備のため、希薄プルトニウム溶液体系の反応度温度係数・反応度ボイド係数の温度依存性を解析により調査した。その結果、沸騰時出力の評価精度について、温度依存性の考慮により10%程度の向上が期待できることが分かった。

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