MA recovery experiments from genuine HLLW by extraction chromatography

渡部 創; 先崎 達也; 柴田 淳広; 野村 和則; 駒 義和; 中島 靖雄

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

「常陽」照射済燃料溶解液を用いて、抽出クロマトグラフィーによるMA回収試験を実施した。試験はCMPO, HDEHPカラムを用いるフローとTODGA, isoHex-BTPカラムを用いるフローの2ケースについて実施し、MAの回収率及びFPの除染係数から各フローの性能を確認した。試験より得られたMA回収率及び除染係数は目標値に達しなかったものの、フローシート及び吸着材の改良により所定の性能が得られる見通しが得られた。

ウラン新燃料,原材料のトラック輸送にかかわる苛酷事故想定時の安全性解析(受託研究)

野村 靖*; 高橋 聡*; 奥野 浩

JAEA-Technology 2008-009, 273 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-009.pdf:8.92MB

近い将来、我が国において、核燃料サイクル施設間の新燃料の輸送が増大すると予想される。旧日本原子力研究所では、それら輸送に関する一般国民の不安感の解消に役立てるため、2001年から2004年までの4年計画で輸送安全性にかかわる実証解析を経済産業省から受託して実施した。すなわち、実際の輸送ルート、及び過去の事故・事象記録を調査して、高架道からの落下,開放空間での石油満載タンクローリーとの衝突による火災,トンネル内での2トントラックとの衝突による火災にかかわる3種類の事故シナリオを策定し、汎用有限要素法計算コードLS-DYNA及びABAQUSを用いて衝撃解析,熱安全性解析を実施した。また、これらの結果に基づいた輸送容器の損傷時の臨界安全性解析について、連続エネルギーモンテカルロ法計算コードMVPを用いて行った。これらにより、輸送中に想定される過酷事故においても輸送容器は健全性を保ち、放射性物質が漏洩せず、公衆及び環境に影響を及ぼさないことを示した。

Validation of simplified evaluation models for first peak power, energy, and total fissions of a criticality accident in a nuclear fuel processing facility by TRACY experiments

野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典

Nuclear Technology, 148(3), p.235 - 243, 2004/12

https://doi.org/10.13182/NT04-A3563

臨界事故時の第1ピーク出力,エネルギー及び全核分裂数を予測するための簡易評価式が、1点炉近似動特性方程式を用いた理論的考察により開発された。溶液燃料中の核種組成依存性は、評価式導出に用いた密度及び比熱の実験式の適用範囲によって決まる。臨界事故時の温度上昇は、フランスのCRAC実験により評価され、評価式による予測値の上限及び下限を与える。評価式は、元々ステップ状反応度投入の状況を仮定して導かれたが、ランプ状の反応度投入に対しても近似値に成立することが理論式による考察によって示され、原研のTRACY実験で取得されたデータによって検証された。これにより、ここで述べる簡易評価式は、高濃縮ウランを用いたフランスのCRAC実験ばかりでなく、低濃縮ウランを用いたTRACY実験によっても検証された。

Revised data for 2nd version of Nuclear Criticality Safety Handbook/Data Collection

奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典

JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-2003-019

この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k, M, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。

Development of fission source acceleration method for slow convergence in criticality analyses by using matrix eigenvector applicable to spent fuel transport cask with axial burnup profile

黒石 武; 野村 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(6), p.433 - 440, 2003/06

https://doi.org/10.3327/jnst.40.433

実際の使用済み燃料輸送容器の臨界安全性解析において有効な核分裂源収束加速手法を研究した。OECD/NEA燃焼度クレジットベンチマーク問題II-Cでは、炉内中性子束測定に基づいて、ほぼ対称形から強非対称形に至るまでのさまざまな軸方向燃焼度分布が提案された。その中のいくつかのケースにおける従来モンテカルロ手法の計算結果は、核分裂源分布の極めて緩慢な収束性を示し、臨界性統計評価のための信頼し得る核分裂源分布を得るためには、極めて大きなスキップサイクル数が必要となった。核分裂源収束緩慢性を改善すべく開発され従来モンテカルロ計算に組み込まれてきた行列固有値計算をこのベンチマーク問題に適用した。行列固有値計算の有効性は、その行列要素の評価精度に依存する。核分裂源の収束が不十分な状態でさらなる加速手法を適用する際に、特に極めて緩慢な収束性を示す本ベンチマーク問題に対して、小さい核分裂源の行列要素の統計評価による大きな変動により、異常な加速結果を示した。このような場合、行列要素を評価する際のヒストリー数を単純に増加させる場合と比較して計算時間的により有効な核分裂源加速手法を提案する。

弱結合相互干渉系臨界解析のマトリックス固有ベクトルを用いた収束性加速

野村 靖; 高田 友幸; 角谷 浩享*; 黒石 武

JAERI-Tech 2003-020, 88 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-020.pdf:4.31MB

弱結合中性子相互干渉系の中性子増倍率をモンテカルロ法計算コードにより求める場合に、しばしば解の収束性に関する問題が生じる。本報告では、この計算コードによる解の収束性に関して、一般的な中性子輸送方程式から導いた理論により、マトリクスK手法による解の収束性加速について考察を加えた。これにより、連続エネルギーモンテカルロ法コードMCNPにマトリクスK計算機能及び収束加速手順を組み込んだ。さらに、新たに開発した計算コードを用いてOECD/NEA臨界計算ベンチマークの2問題について解析を試み、マトリクスKによる解の収束性加速の有効性を確認した。

New acceleration method of source convergence for loosely coupled multi unit system by using matrix K calculation

黒石 武; 野村 靖

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

核分裂源分布の収束緩慢性を加速するため、マトリクスK計算が開発され、従来のモンテカルロ計算に導入されてきた。核分裂源が未収束であるモンテカルロ計算の途中段階において核的結合係数を近似的に求めることが出来れば、核分裂源行列方程式の固有ベクトルを用いて核分裂源を補正することにより加速が実施される。本論文では弱結合相互干渉系に対するマトリクスK計算の効果的な2つの適用手法、即ち、繰返し加速法とソース生成法を提案する。前者はマトリクスK計算による加速手順を単純に繰返すものであり、照射済みピンセル体系に対する計算結果は、臨界性を統計評価する上での信頼できる核分裂源を得るという十分な加速効果を示した。しかしながら、ある種の弱結合マルチユニット体系に対しては、ソースレベルの低いユニットが多数あるために、収束に至るための2回以上のマトリクスK計算を繰返す手順が実施できないかも知れない。後者は、このような場合に適用すべく新たに検討したものである。チェッカーボード燃料貯蔵ラック体系はそのような典型例の一つであり、計算結果により本手法の有効性が示された。

ORIGEN2によるPWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

須山 賢也; 村崎 穣*; 望月 弘樹*; 野村 靖

JAERI-Tech 2001-074, 119 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-074.pdf:4.21MB

臨界安全評価上保守的な使用済燃料核種組成を簡便に与えることを目的として、ORIGEN2による燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子をもとめ、その保守性をMVPを用いた臨界計算によって確認した。この補正因子の算出のため、使用済燃料同位体組成測定結果の解析をORIGEN2によって行った。そして、その計算結果から得られた測定値に対する計算値の比(C/E値)の最大あるいは最小値を補正因子として与えた。求められた補正因子は使用済燃料とORIGEN2ライブラリの組み合わせごとに与えられる。得られた補正因子は、従来の臨界安全ハンドブックにおいて与えられていた推奨核種組成の再定義と考えられるものである。

Activities for revising Nuclear Criticality Safety Handbook

奥野 浩; 野村 靖

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11

日本の臨界安全ハンドブックは1988年に初版が発刊され、その英訳が1995年になされた。この論文は計算コードの検証に力点を置きながら、米国の臨界安全関係者に日本のハンドブック改訂活動を紹介することを意図している。その中には、(1) 「臨界安全ハンドブック第2版」の公刊とその英訳,(2) 「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の公刊,(3) 「臨界安全ハンドブック・データ集第2版」の作成準備,が含まれる。

燃焼履歴が使用済燃料の反応度に及ぼす影響

林 高史*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 野村 靖

JAERI-Tech 2001-041, 158 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-041.pdf:5.15MB

使用済燃料中の核種組成は、燃焼期間中のさまざまなパラメーターの変化に影響を受けることが知られている。本研究ではこれらのパラメーターのうち、これまで詳細に検討されていないホウ素濃度,ホウ素濃度変化,冷却材温度,冷却剤温度分布,比出力,運転パターン,定期検査の時間に着目し、これらのパラメーターを現実的に考えられる変動幅で変化させた場合の、使用済燃料の組成の違いを統合化燃焼計算コードSWATで計算した。次にこの組成の違いが中性子増倍率におよぼす影響を調べるために、使用済燃料の無限配列を想定して汎用核計算コードSRAC95または連続エネルギー中性粒子輸送計算コードMVPを用いて臨界計算を行い、中性子増倍率を求めた。本報告ではこの計算結果を、中性子増倍率を高く評価するパラメーターは何か、という視点で整理した。これは燃焼度クレジットを導入する際の燃焼計算の計算条件の選定に有用な情報を与えること考えられる。