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羽様 平; 相原 永史
サイクル機構技報, (14), p.115 - 123, 2002/03
核燃料取扱施設において臨界安全の確保は極めて重要な命題であるが、経済性向上についても近年重要性が増している。安全性と経済性を両立できる管理方法の構築に資するため、臨界までの余裕度(未臨界度)を定量的に監視するための未臨界度測定技術を開発した。開発では、測定条件の厳しい高速炉燃料再処理施設でも適用可能な未臨界度測定技術として、炉雑音測定に基づく手法に焦点を当て、重水臨界実験装置(DCA)を利用して測定性能の把握と性能の改良による適用性の向上に取組んだ。開発により、既存測定手法に比べて応答時間を1/10に短縮し、困難とされていた高中性子バックグラウンド下での適用性についても解決するなど、モニタ-として実用的な未臨界度測定技術を開発することができた。
羽様 平; 毛利 智聡; 大谷 暢夫; 相原 永史; 八木 昭; 吉田 守; 有賀 正訓*
JNC TN9400 2001-044, 136 Pages, 2001/05
JNC-TN9400-2001-044.pdf:3.97MB
核燃料取扱施設の晦界安全管理技術の高度化及び設計の合理化に資するため、重水臨界実験装置(DCA)を使用して未臨界度モニターのための未臨界度測定技術の開発を実施した。本開発では、臨界安全管理上の制限が最も厳しいとされる高速炉再処理施設への未臨界度測定技術の適用を想定し、予想される困難な状況下でも利用可能な測定技術として炉雑音測定に基づく2種類の手法(ミハルゾ法及びファインマン-
法)を選定し、測定性能の把握と性能の改良による適用性の向上に取り組んだ。DCAは新型転換炉の開発のために使用されてきた臨界実験装置であるが、高速炉再処理施設への模擬性が高い体系で未臨界度測定技術の開発を実施するため、炉心中央部に未臨界の試験体領域を設け、減速材に軽水を、燃料に高速炉燃料を使用できるように炉心を改造した。開発した2種類の未臨界度測定手法は、いずれも応答時間10分以内で実効増倍率O.4まで測定可能であり、体系の変動や高中性子バックグラウンドに対する適用性にも優れている。さらに複雑な幾何形状に対しても未臨界度を評価することが可能であり、高速炉再処理施設だけでなく燃料加工施設等へも適用可能な測定技術である。また、両測定手法は測定システムの大部分を共有するが、その特徴は大きく異なっており、多面的な評価による信頼性の高い測定システムを合理的に構築できる。本報告書は、DCAにおける未臨界度測定技術開発の経緯と成果についてまとめたものである。
相原 永史
日本原子力学会誌, 40(4), p.254 - 281, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力学会の依頼により,学会誌の特集記事「臨界集合体の現状と将来利用」の中のDCAの担当分を執筆した。執筆内容は,始めにこれまでのATRの研究開発概要について述べ,次いで,現在実施している未臨界測定技術の開発について,未臨界度測定炉心の構造,運転,臨界特性及び未臨界度測定例を紹介し,学生実験のための活用と今後の課題について述べている。
谷本 健一; 相原 永史; 今井 勝友; 飛田 和則; 根本 昌明; 今堀 真司; 野口 好一
JNC TN9410 99-002, 320 Pages, 1998/11
RI・研究所等解体廃棄物対策に資することを目的に、大洗工学センターにおける原子力施設すべての解体廃棄物量を試算した。解体廃棄物量の試算結果は、以下の通りである。(1)大洗工学センターの原子力施設の解体に伴う、放射性廃棄物の放射能レベル区分発生量は、1GBq/t以上が820トン、1GBq/t未満が18,000トンであり、総量18,820トンとなる。(2)このうち、内装設備等の重量は鉄等が5,820トン、建家構造材としてのコンクリート等は13,000トンである。(3)内装設備等の重量は、仕様書、完成図面、目視等により求めた。(4)各施設のコンクリートは、汚染又は汚染の恐れのある区域の内壁については5cm厚はつり、基本的には汚染はないが汚染の可能性がある箇所は1cm厚はつった。(5)本施設の多くは非固着性の汚染であることから、適切な金属の除染技術とコンクリートのはつり技術とを採用することにより、放射性廃棄物として取り扱うべき解体廃棄物量は減少させることができる。(6)密封線源取り扱い施設は、過去の運転履歴から施設、設備、機器など、放射性物質との接触や汚染履歴が無い。このために、すべて非放射性廃棄物として処理できるものと考える。
吉田 守; 戸部 賢治; 有賀 正訓*; 相原 永史
PNC TN9410 96-249, 60 Pages, 1996/09
臨界工学試験室における燃料貯蔵庫内に新たに燃料棒を収納する貯蔵棚を製作した。これは同室が所有しているDCA型燃料棒及び「常陽」型燃料棒を燃料棒の状態で収納するためのものである。燃料棒貯蔵棚の製作に際しては、臨界安全が確保された状態で長期的に保存ができるように設計する必要がある。この貯蔵棚の設計・製作・据付けに係わる安全評価として、(1)臨界安全、(2)耐震、(3)線量当量率について検討・評価を行った。解析に使用した計算コードは、それぞれSCALE-4、SAP-IV、ANISNコードシステムである。臨界評価から燃料棒貯蔵棚の実効増倍率が最も高くなるケースは「常陽」型燃料棒の全収納(300本)の場合で、空気中の水密度をパラメーターにした結果、最大でもkeff=0.568であり、如何なる状態でも未臨界であることが確認された。また、既設燃料集合体貯蔵設備との中性子相互干渉効果を解析した結果、貯蔵棚は相互干渉が生じることはなく、核的に隔離されていることが確認できた。耐震評価では、基準地震動S1による地震力又は静的地震力に対して降伏応力を許容限界として解析した結果、貯蔵棚の各部が許容応力以下であることが確認できた。線量当量率評価の結果から、線量当量率が最も高いケースはDCA3.4%MOX燃料棒の全収納(300本)の場合であった。
相原 永史; 大谷 暢夫; 八木 昭; 羽様 平
動燃技報, (99), p.81 - 86, 1996/09
未臨界度測定技術の開発を目的として、重水臨界実験装置(DCA)に未臨界度測定試験機能を備えた未臨界度測定炉心は、試験体領域とドライバー領域から成る2領域炉心を構成し、非均質性の強い特異な炉心体系を形成している。DCA2領域炉心について、臨界特性測定を実施し、試験体領域の減速材水位の上昇に伴ってドライバー領域重水水位が低下する2領域炉心特有の基本特性を確認するとともに試験体単独では臨界に成り得ない安全な運転法を確立した。輸送コードTWOTRANとモンテカルロ法を用いたコードシステムCSALEにより臨界特性データの解析を行った結果、両コードとも測定値の傾向を良く再現した。特にSCALEは、臨界重水水位の測定値を非常に高精度で評価することが明らかとなり、複雑な2領域炉心に対してモンテカルロ法による計算手法が良く適合することを確認した。
相原 永史; 有賀 正訓*
PNC TN9410 95-344, 61 Pages, 1995/12
重水臨界実験装置(DCA)の炉物理実験のために製作してきた炉心を構成する各種の燃料及び構造材に関する核計算用の入力定数を系統的にまとめた。入力定数の一部は、既刊の SN941 74-22 「DCAハンドブック(I)」としてまとめられているが、今回は、その後新たに製作された多数本クラスター燃料、高富化度(濃縮度)燃料、ガドリニア添加燃料及びこれらの燃料に関する構造材等についてまとめた。入力定数は、各種物質の組成、密度及び寸法等からなり、工場製作段階の検査成績値を基に作成した。これらの入力定数は、今後、当研究室で計画している未臨界度測定実験の解析を進めるに当たって、使用の便に供していく。
吉田 守; 戸部 賢治; 菖蒲 信博; 相原 永史; 森下 正樹
PNC TN9700 95-001, 804 Pages, 1995/08
重水臨界実験装置(以下、DCAという。)は、平成4年4月に末臨界度測定実験施設としての機能の追加を行ったが、本設置変更許可申請(その13)では、その実験範囲の拡大を目的としたものである。試験体用燃料棒を追加するとともに、試験体の構成においては、燃料棒配列ピッチを固定値から2CM以上と自由度を待たせたため、色々な核特性を有した試験体を製作することが可能となる。同試験体を末臨界度測定試験施設に装荷した場合、重水臨界水位が非常に低い場合から高い場合まで様々な事例があり得るので、新たに各種制限値として重水臨界水位40CM以上と0.8$に相当する重水水位1CM以上を追加した。また、試験体に試験体減速材を供給すると原子炉の反応度が低下する低反応度試験体の装荷が可能となったため、試験体容器にオリフィス板及び試験体ダンプ管閉止弁を追加し、急激な試験体減速材の流出を防止する構造とした。第1次審査においては、臨界にする手順について多くの質問が出され、特に低反応度試験体の臨界近接手順ととそうでない試験体の臨界近手順の違いに起因する誤操作の可能性についての審議がなされ、誤操作の恐れのないことが確認された。第2次審査においては、重水臨界水位が40CMになり得ることの安全性について疑問が出されたが、従来の各種制限値は変更しておらず、今回新たに各種制限を追加するので安全性は確保される旨の説明を行い了承された。また、本申請の審査の過程で今回の申請範囲からは逸脱するものの、DCAの地震に対する挙動が爼上に登り、安全に原子炉を停止できることを説明している。
相原 永史; 加納 享司; 大谷 暢夫
PNC TN9410 91-135, 121 Pages, 1991/04
重水臨界実験装置(DCA)を改造して臨界安全実験計画に資するため,炉心中央部をボイドド領域とし,その周辺をドライバー領域としたドライバー領域炉心に関する核特性解析を実施した。解析は,WIMS-ATR/TWOTRAN結合コードシステムを用いて行った。今回の解析を通じて,格子ピッチ間隔,冷却材物質,ボイド領域直径及び燃料装荷パターン等のパラメータ変化による核特性効果を把握することができ,DCA改造炉心として成立するドライバー領域炉心の核特性の知見を得ることができた。得られた核特性項目は,実効増倍率,臨界重水水位,臨界10B濃度及び制御棒反応度価値等である。今後,更に炉心中央部ボイド領域に燃料物質を含んだテスト領域とドライバー領域から成る2領域炉心の核特性解析をすすめる。
相原 永史; 福村 信男; 角谷 浩亨*; 八谷 雄喜
Nuclear Science and Engineering, 109, p.158 - 170, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.84(Nuclear Science & Technology)圧力管型原子炉の軸方向冷却材ボイド率分布の変化が、反応度に及ぼす影響を実験及び解析を通じて解明した。軸方向冷却材ボイド率の変化は、重水臨界実験装置を用い、圧力管内の冷却材(軽水)水位をステップ状に変化させることによって模擬した。実験体系には、ボイド反応度が正の25.0cm格子ピッチからなる炉心であり、反応度の部分的な冷却材水位変化に伴う変化を臨界重水水位の変化として測定した。この実験から、臨界重水水位は極大値と極小値を有する曲線的振舞いを示し、部分的な冷却材水位の領域で0%及び100%一様ボイド率の両炉心よりも正の反応度が投入されることが判明した。この特異な現象は、冷却材水位の変化に伴い炉内の中性子吸収量がゆるやかなS字状曲線で増大し、中性子漏洩量の線形的な減少に比べて異なることに起因することが解明された。
相原 永史; 福村 信男; M.J.Haire*
Proceedings of American Nuclear Society 1987 Annual Meeting, ,
再処理工程で扱われる有機燃料溶液を模擬して,有機溶液減速材とMOX燃料ピンの格子からなる炉心の臨界実験が,日米共同臨界実験の中の一項目として行われた。本報告は,この実験結果に対してベンチマーク解析を実施するとともに,過去に減速材として軽水を用いて行われた臨界実のベンチマーク解析と比較し,両減速材炉心の解析精度評価について述べる。解析の結果,軽水減速材炉心はKeffに対して0.2%
K以内の解析精度で良い一致を示したが,これに比べて有機溶液減速材炉心は,格子ピッチが大きくなるに従い,僅かな過小評価を示すことが分かった。これは格子ピッチが大きくなると減速材の占める割合が増加することにより,有機溶液特有の化学結合効果によって中性子の散乱の度合が軽水に比べて弱まるためと考えられる。今後,有機溶液減速材の中性子散乱核モデルを作成して,軽水減速材と同等に解析精度を確立させる。
