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荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。
曽野 浩樹; 塚本 導雄; 會澤 栄寿; 竹内 真樹; 深谷 裕司; 伊勢田 浩克*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 外池 幸太郎
UTNL-R-0446, p.3_1 - 3_10, 2005/03
日本原子力研究所のTRACY施設において、平成16年6月17日に発生した安全棒誤作動による計画外停止に関し、その原因調査と再発防止対策について報告する。調査の結果、安全棒誤作動の主たる原因は、異物混入による安全棒保持力の低下と特定された。その再発防止対策として、異物の発生防止,異物が混入する機会の低減,異物の確実な検知を講じることとした。今回の経験を通じて得られた教訓が、研究炉等の運転管理に従事する関係者において広く共有されることを期待する。
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:28.58(Nuclear Science & Technology)臨界事故条件下の短寿命核分裂生成物(FP)の線による線量評価のために、
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$の範囲の反応度投入によって取得した。実験結果より、初期出力バーストを含めた全照射線量に対する短寿命FPからの
線の寄与は15から17%と評価された。このため、線量評価上FPの寄与は無視できない。解析結果からは、モンテカルロコードMCNP4Bと最新のFP崩壊データであるJENDL FP Decay Data File 2000に基づく光子源によって計算した短寿命FPからの
線照射線量率は実験結果と良好な一致を示すことがわかった。しかし、光子源をORIGEN2コードで求めた場合には照射線量率は極度に過小評価した。これは、ORIGEN2コード付属の光子データベースにおいて主要な短寿命FP核種のエネルギー依存光子放出率のデータが欠落していることによる。また、この過小評価は初期バースト後1000秒以下の時間において生じることが確認された。
會澤 栄寿; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 塚本 導雄; 菅原 進; 竹内 真樹*; 宮内 正勝; 柳澤 宏司; 大野 秋男
JAERI-Tech 2002-031, 120 Pages, 2002/03
燃料サイクル安全工学施設(NUCEF)の過渡臨界実験装置(TRACY)は、硝酸ウラニル水溶液体系において添加反応度3$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。
中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典
JAERI-Data/Code 2002-007, 123 Pages, 2002/03
本書は、TRACY「ランプ給液」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。ランプ給液実験では、燃料溶液を一定速度で炉心タンクに供給し、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。
中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典
JAERI-Data/Code 2002-006, 176 Pages, 2002/03
本書は、TRACY「ランプ引抜」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。ランプ引抜実験では、トランジェント棒を電動駆動により一定速度で炉心から引き抜き、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。
中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典
JAERI-Data/Code 2002-005, 158 Pages, 2002/03
本書は、TRACY「パルス引抜」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。パルス引抜実験では、トランジェント棒を空気圧により約0.2秒で引き抜き、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力,圧力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。
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
被引用回数:6 パーセンタイル:43.30(Nuclear Science & Technology)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
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。
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。
神川 豊; 新垣 優; 吉川 智輝; 長谷川 健太; 會澤 栄寿; 関 真和; 石井 淳一; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 郡司 智
no journal, ,
定常臨界実験装置STACYは、燃料デブリの臨界特性を実験的に明らかにするために、軽水減速非均質炉心への更新が完了し、2024年8月に運転再開した。STACYは性能確認試験を進めるとともに、燃料デブリの核特性を把握するため、デブリ構造材模擬体を装荷した炉心に係る使用前事業者検査に伴う試験運転中である。また、燃料デブリの性状を模擬した実験において、炉内構造物と燃料との混合物を想定した実験のため、棒状燃料と同様の形状に加工したステンレス鋼(デブリ構造材模擬体(鉄))及びコンクリート模擬ペレットを充填したアルミニウム合金製の被覆管(デブリ構造材模擬体(コンクリート))を製作するとともに、実験試料等を挿入する、脱着式端栓を備えたジルコニウム合金製の円筒管(燃料試料挿入管)並びにアルミニウム合金製等の中空管(内挿管)を製作した。本発表では、デブリ構造材模擬体等の実験用装荷物の製作及び使用前事業者検査の状況を報告する。
會澤 栄寿; 山根 祐一
no journal, ,
過渡臨界実験装置TRACYは、低濃縮度の硝酸ウラニル水溶液を燃料として過渡臨界実験を行う原子炉である。過渡臨界実験では、トランジェント棒と呼ばれる制御棒の炉心からの引き抜き又は溶液燃料の給液を行うことにより、最大で3ドルまでの反応度を添加する。TRACYの過渡臨界実験は1996年から行われ、過渡臨界時における出力、圧力及び温度などの測定及び評価を行うとともに、炉心タンク内可視化装置の開発など過渡事象の解明のための技術開発を行ってきた。これらTRACY実験を通して得られた経験について、日本原子力学会の第46回炉物理夏季セミナーにおいて講演を行う。
長谷川 健太; 新垣 優; 村上 貴彦; 住谷 正人; 會澤 栄寿; 関 真和; 石井 淳一; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 郡司 智
no journal, ,
既報のとおり、原子力機構では、東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界特性を実験的に明らかにするため、定常臨界実験装置STACYを燃料棒と軽水から構成される汎用的な非均質熱体系炉心に更新する工事を進めてきた。このたび、本工事が完了し、令和6年8月頃に13年9ヵ月ぶりの運転再開を予定している。運転再開に当たり、令和6年4月の初回臨界検査以降、新検査制度の下、新規制基準適合性確認のための性能検査を進めてきた。本発表においては、性能検査のうち反応度検査、原子炉停止余裕検査及び可動装荷物反応度検査等について報告する。なお、臨界評価については別報にて報告する。
荒木 祥平; 新垣 優; 前川 知之; 村上 貴彦; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 多田 裕太; 神川 豊; 住谷 正人; 関 真和; et al.
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリの臨界管理に資するため原子力機構では臨界実験装置STACYを溶液体系から燃料棒と軽水で構成する非均質熱体系への更新を行った。2023年12月更新工事が完了し、2024年4月に初臨界を迎え、2024年8月から実験運転を開始した。2025年1月よりデブリの組成を模擬した実験に向けて炉内構造物を模擬した実験用装荷を用いた実験を計画している。本発表ではSTACY更新炉の現状と今後の実験計画について報告する。
荒木 祥平; 吉川 智輝; 新垣 優; 神川 豊; 長谷川 健太; 多田 裕太; 住谷 正人; 関 真和; 會澤 栄寿; 石井 淳一; et al.
no journal, ,
燃料デブリには原子炉構造材である鉄やコンクリートが含まれていると考えられるため、臨界管理における解析手法の妥当性確認のためには、これらの主要成分であるFeやSi、Caといった核種を炉心に直接装荷して取得した臨界実験データの新規取得が必要である。本研究では、中性子吸収効果の大きく臨界安全性に大きな影響があると考えられるFeに着目し、STACY更新炉における臨界実験を実施した。実験においては、炉心に燃料棒と同じサイズのステンレス棒を装荷し、燃料棒及びステンレス棒の位置と本数を変えて複数の臨界水位を測定した。これらの実験データはJEDNL-5をはじめとする核データライブラリを用いて解析し、核データライブラリの検証を行った。発表においては実験データ及び解析結果を示す。
荒木 祥平; 村上 貴彦; 神川 豊; 新垣 優; 多田 裕太; 會澤 栄寿; 石井 淳一; 関 真和; 井澤 一彦; 郡司 智
no journal, ,
STACYにおいて実験運転に向けた一連の性能試験を実施した。一部試験において、所定の原子炉出力での運転が求められているが、旧STACYにおいて利用していた出力計を更新後のSTACYに合わせて校正する必要があった。本発表では、出力校正に放射化箔法を使うための熱出力運転と出力校正の結果を報告する。出力校正に用いた炉心は燃料棒253本と可動装荷物駆動装置で構成される。放射化箔法には金箔を用い、可動装荷物駆動装置内部のサンプル収納部に設置した。運転は核計装指示値で20W、50Wの2回を実施し、金の放射化量から積算出力を評価した。出力評価に利用した中性子束及び、放射化箔の応答はそれぞれMVP及びPHITSを核データにはJENDL-5を用いて評価した。それぞれの測定において積算出力は4.2Wh及び8.9Whであり、旧STACYの設定を用いた核計装指示値は放射化箔法による評価値より50%程度高くなることがわかった。この結果を基に安全出力計の指示値を校正し、所定の試験を実施した。
郡司 智; 荒木 祥平; 會澤 栄寿; 石井 淳一; 井澤 一彦; 岩橋 大希*; 柴 茂樹*
no journal, ,
燃料デブリはその組成や中性子減速条件が未だに不確かであり、取出し作業時の臨界管理や臨界事象時の線量評価に用いる核計算の妥当性を評価する必要がある。燃料デブリの臨界評価手法を整備することを目的とした原子力規制庁からの受託事業の一部として、原子力機構は2023年度までに原子力科学研究所において定常臨界実験装置STACYの更新整備を行った。また、燃料デブリの組成に含まれると推測される鉄やコンクリートの模擬材を作製し、燃料デブリの臨界特性を評価するための臨界実験を2024年度から実施している。本発表では、STACY更新炉の整備及びその特長について、本年度内に実施予定鉄及びコンクリートを含有する燃料デブリ組成、燃料デブリの幾何形状変化を模擬した実験について、核計算による実験計画などについて報告する。
前川 知之; 荒木 祥平; 會澤 栄寿; 石井 淳一; 井澤 一彦
no journal, ,
The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has modified its critical assembly, "STACY (STAtic experiment Critical facilitY)," replacing its solution-fueled core with a heterogeneous core consisting of UO fuel rods and reflector/moderator water to experimentally characterize the criticality of the fuel debris from the Tokyo Electric Power Company`s Fukushima Daiichi nuclear power plant accident. The modified STACY achieved its first criticality in April 2024. After successfully passing the pre-operational inspections, criticality experiments commenced in August 2024. The facility is equipped with two types of grid plates (their hole spacings are 1.50 cm and 1.27 cm) and can load samples simulating the composition of fuel debris, including concrete, steel, and zirconium. This presentation outlines presents the specifications of the modified STACY, the experimental samples that can be loaded, and the criticality experiments currently underway. These experiments are scheduled to continue until July 2025 and are actively being conducted at this time.
郡司 智; 荒木 祥平; Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 會澤 栄寿; 関 真和; 新垣 優; 吉川 智輝; 井澤 一彦
no journal, ,
燃料デブリの臨界特性は、含まれる燃料及び水分の量により大きく変わること、非均質で不均一な組成によっても変化することが解析的に明らかとなっている。したがって、燃料デブリの臨界管理ではこの不均一性による増倍率の変化を考慮しておく必要があるとともに、核計算が不均一性を正しく評価できているか確かめる必要がある。本研究では、不均一性が正しく解析出来ているかを臨界実験により検証するため、燃料棒と水穴で構成されるSTACY更新炉の炉心において、中央1515の領域の構成要素を変えずにその配置のみを規則配列から不均一な配列に変更した際の増倍率変化を臨界水位差で測定することを試みた。事前の核計算(MCNP6、JENDL-4.0u1)によって配置変更による実効増倍率変化(上下)が大きくなる配置(増倍率で約1ドル程度、臨界水位で15cm程度の差異)で臨界実験を実施した結果について、他の計算コード・核データも使用した実験解析の結果とともに示し、核計算の不均一性の評価結果について考察する。