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論文

Critical experiments for fuel debris using modified STACY

井澤 一彦; 外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 三好 慶典

JAEA-Conf 2014-003, Appendix (CD-ROM), 13 Pages, 2015/03

炉物理研究における臨界実験の重要性にもかかわらず、世界の熱体系臨界実験装置の数は減少の傾向にある。一方、軽水炉時代の長期化に伴い、高燃焼度燃料開発、使用済燃料貯蔵における燃焼度クレジットの導入、過酷事故によって生成される燃料デブリの臨界安全等、熱体系における重要な研究テーマが登場してきている。日本原子力研究開発機構はこの状況を鑑み、定常臨界実験装置STACYを更新し、熱体系臨界実験の中核的基盤施設として新たな研究ニーズに対応して行く計画である。更新後のSTACYは、最優先の任務として、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリの臨界安全研究のための臨界実験を実施する。本報告では、福島第一原子力発電所事故後の日本原子力研究開発機構の臨界安全研究方針について紹介し、STACY更新炉が燃料デブリ取り出し作業の臨界安全性を確実にするために果たすべき役割について述べる。

論文

Colossal thermomagnetic response in the exotic superconductor URu$$_2$$Si$$_2$$

山下 卓也*; 下山 祐介*; 芳賀 芳範; 松田 達磨*; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦; 住吉 浩明*; 藤本 聡*; Levchenko, A.*; 芝内 孝禎*; et al.

Nature Physics, 11(1), p.17 - 20, 2015/01

 被引用回数:28 パーセンタイル:8.97(Physics, Multidisciplinary)

Observation of a colossal Nernst signal is reported. URu$$_2$$Si$$_2$$ is known as a heavy fermion superconductor. The superconductivity coexists with the so-called hidden-order phase. The Nernst coefficient is enhanced by as large as million times over the theoretically expected value within the standard framework of superconducting fluctuations. Moreover, contrary to the conventional wisdom, the enhancement is more significant with the reduction of the impurity scattering rate. This anomalous Nernst effect intimately reflects the highly unusual superconducting state in URu$$_2$$Si$$_2$$.

論文

Uncertainty factors pertaining to critical experiment using low-enriched uranyl nitrate solution

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/02

低濃縮硝酸ウラニル水溶液の臨界量を測定するため定常臨界実験装置STACYを用いて系統的な臨界実験を行った。その目的は、原子力施設、とりわけ、再処理施設の臨界安全解析に用いられる計算手法の検証に必要な臨界ベンチマークデータを得ることである。実験は、均質単一ユニット体系,均質複数ユニット体系及び非均質体系で行った。臨界ベンチマークデータを生成するために、炉心タンクの形状・寸法や溶液燃料組成のような実験条件と臨界量測定結果を注意深く精密に評価した。ベンチマークデータの全体的な不確かさを見積もるために、これらの条件や測定量の不確かさについて感度解析を行った。本報告では、これらの実験や解析の結果の説明を通じて、それぞれの実験体系の特徴を明らかにする。また、将来の臨界実験の立案に資するため、実験実施及び評価作業において得られた教訓についても述べる。

論文

Production of criticality safety standard data with Monte-Carlo code MVP / nuclear data library JENDL-3.2 validated using ICSBE data

外池 幸太郎; 須山 賢也; 奥野 浩; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/02

日本で最初の臨界安全ハンドブックが1988年に公刊された。臨界安全解析コードシステムJACSが検証され、さまざまな核燃料物質の最小臨界質量や安全制限質量が計算されている。その後の20年間に、定常臨界実験装置STACYで新たな実験データが取得され、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPにおいては広範な核分裂性物質のベンチマークデータが蓄積されている。また、計算機の能力が飛躍的に向上し、新たなコードや核データが開発されている。ハンドブックの第2版では、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと核データライブラリJENDl-3.2の組合せた解析システムをICSBEPのデータを用いて検証した。検証計算の結果を統計的に処理して実行増倍率の安全制限値として0.98を導出し、この値に基づき、最小臨界質量や安全制限質量を計算した。原子力機構の臨界安全分野の今後の研究活動についても概観する。

論文

Benchmark critical experiments of a heterogeneous system of uranium fuel rods and uranium solution poisoned with gadolinium, and application of their results to JACS validation

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(7), p.1118 - 1128, 2011/07

再処理施設の溶解工程を考慮した臨界ベンチマークデータを系統的に取得するため、原子力機構の臨界実験装置STACYを用いて一連の非均質体系実験を実施した。可溶性毒物ガドリニウムを使用した溶解を想定し、ウラン酸化物燃料棒とガドリニウムを添加したウラン溶液を組合せて臨界量を測定した。ガドリニウム濃度は0.1g/Lまで変化させた。また、参照実験として、ガドリニウムを用いず、ウラン濃度を変化させた実験も行った。これらの測定結果は、溶解槽のような非均質体系の中性子実効増倍率計算手法の検証用のベンチマークデータとなる。新たに取得したデータを用いてJACSの検証を行ったところ、臨界安全解析に用いることを支持する結果となった。

報告書

臨界安全ハンドブック・データ集第2版(受託研究)

奥野 浩; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 山根 祐一; 山本 俊弘; 三好 慶典; 内山 軍蔵

JAEA-Data/Code 2009-010, 175 Pages, 2009/08

JAEA-Data-Code-2009-010.pdf:13.1MB
JAEA-Data-Code-2009-010(errata).pdf:0.11MB

本書は、1988年に発刊された「臨界安全ハンドブック・データ集」の改訂版として編まれたものである。本改訂版では、従来の版にはなかった均質U-H$$_{2}$$O及びUF$$_{6}$$-HFの臨界データを追加し、中濃縮度ウランの臨界データを充実させた。計算には旧日本原子力研究所で開発した連続エネルギーモンテカルロ法臨界計算コードMVPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3第2改訂版(JENDL-3.2)をおもに用いた。アクチニド金属及び酸化物の原子個数密度に関するデータを追加し、燃焼燃料の核種組成に関する情報を改訂した。臨界実験ベンチマーク計算及び単一ユニットの臨界データ(臨界となる質量,体積,寸法など)の計算では、ヒストリ数を100万に採ることにより、第1版よりも計算精度がおおむね1桁向上した。

論文

Benchmark critical experiments and FP worth evaluation for a heterogeneous system of uranium fuel rods and uranium solution poisoned with pseudo-fission-product elements

外池 幸太郎; 山本 俊弘; 三好 慶典; 内山 軍蔵; 渡辺 庄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(4), p.354 - 365, 2009/04

再処理施設の溶解工程にかかわる系統的な臨界ベンチマークデータを取得するため、日本原子力研究開発機構の定常臨界実験装置を用いて一連の臨界実験を実施した。燃焼度クレジットの導入を念頭において、ウラン酸化物燃料棒(5wt% $$^{235}$$U)と、模擬FP元素(サマリウム,セシウム,ロジウム,ユーロピウム)を添加した硝酸ウラニル水溶液(6wt% $$^{235}$$U)を組合せて、臨界量測定を行った。燃料棒は直径60cmの円筒タンクの中で溶液燃料中に1.5cm間隔の格子状に配列した。溶液燃料のウラン濃度は約320gU/Lに維持し、FP元素は約30GWd/tの燃焼度に相当する濃度とした。測定結果は、FP元素個別の反応度効果を解析的に評価する手法の検証、及び使用済燃料の非均質体系の中性子実効増倍率を計算する手法の検証に供される。本報告では、実験及びベンチマークモデルを詳述し、FP元素個別の反応度効果を評価する手順と結果を示す。実験結果と解析評価も比較する。

論文

Overview of the activities of the OECD/NEA/NSC working party on nuclear criticality safety

Rugama, Y.*; Blomquist, R.*; Brady Raap, M.*; Briggs, B.*; Gulliford, J.*; 三好 慶典; 須山 賢也; Ivanova, T.*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/09

核物質の取り扱い・貯蔵・輸送において合理的かつさらに経済的な設計が可能となれば核燃料サイクルの経済性にも影響を与えうるため、長年に渡り核燃料取り扱いにおける臨界安全性評価用のライブラリとコードが開発されてきた。1990年代の半ばに経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)内の臨界安全に関連する幾つかの活動は、原子力科学委員会傘下の臨界安全性ワーキングパーティーにまとめられた。それに属す6の専門家会合は、実験評価からは、実験評価からコードやライブラリ間の比較までを含む、臨界安全の静的解析と過渡変化の研究に関するあらゆる活動を行ってきた。実用的な規則を確立しかつ適切なツールを示すことを意図して、さまざまなレポートが専門家会合によって作成されている。

論文

Overview of the activities of the OECD/NEA/NSC working party on nuclear criticality safety

Rugama, Y.*; Blomquist, R.*; Brady Raap, M.*; Briggs, B.*; Gulliford, J.*; 三好 慶典; 須山 賢也

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.1391 - 1393, 2008/06

経済協力開発機構(OECD)原子力機関(NEA)は1970年代から臨界安全性に関連する課題を取り扱ってきた。1990年代の半ばから、臨界安全性に関連する幾つかの活動が臨界安全性ワーキングパーティーへまとめられた。このワーキングパーティーの活動は親委員会である原子力科学委員会(NSC)へ報告されているが、現在では6つの専門家会合が、定常及び過渡臨界の研究に資するため、実験データの評価からコードやデータの相互比較にまで渡る、さまざまな活動を行っている。本報告は、この枠組みの中で行われている現在の活動とさまざまな専門家会合の成果を報告する。

論文

Preliminary criticality safety evaluation of long-term storage of spent nuclear fuels

奥野 浩; 須山 賢也; 奥田 泰久*; 吉山 弘*; 三好 慶典

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.140 - 143, 2007/05

原子力委員会新計画策定会議技術検討小委員会において直接処分に使用するキャニスタ(処分容器)の構造材又は燃料収納部が流出するシナリオでの予備的臨界評価が実施され、キャニスタ等の形状が変化しない場合の臨界安全評価は課題とされた。このため、(1)PWR用UO$$_{2}$$燃料(初期濃縮度4.1wt%)使用済燃料4体収納キャニスタ及び(2)PWR用MOX燃料(初期富化度10wt%)使用済燃料4体収納キャニスタを燃料集合体の崩落がないとして1000年間地中に貯蔵する場合の予備的な臨界安全評価を行った。「燃焼度クレジット導入ガイド原案」に基本的に基づいて選択したアクチニド10核種の組成をSWATコードシステムで算出し、その組成に基づきMVPコードで臨界計算したところ、中性子増倍率が0.9を下回る結果を得た。今後考慮すべき事項を最後にまとめた。

論文

Benchmark critical experiments and FP worth evaluation for a heterogeneous system of uranium fuel rods and pseudo FP doped uranium solution

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵; 渡辺 庄一*; 山本 俊弘*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.222 - 227, 2007/05

軽水炉使用済燃料再処理工場の溶解工程に関する系統的な臨界ベンチマークデータを取得するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)の定常臨界実験装置(STACY)において非均質炉心による一連の実験を行った。燃焼度クレジットの導入に焦点をあて、ウラン燃料棒と模擬FP物質を添加したウラン溶液燃料を組合せて臨界量を測定した。模擬FP物質とは、Sm, Cs, Rh及びEuの天然の同位体組成を持つ元素のことであり、一部実際のFP核種を含んでいる。実験結果は、FPの反応度効果を評価する解析手法の妥当性検証に供されるとともに、使用済燃料を含む非均質体系の中性子実効増倍率計算を検証する臨界ベンチマークデータとしても有用である。本報告では、液位変化に対する反応度ワース曲線,個々の模擬FP物質ごとの反応度効果を分離して評価する手順などを含む実験の詳細とともに、実験結果と解析評価の比較を報告する。

論文

ステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討

阿部 仁; 田代 信介; 三好 慶典

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.10 - 21, 2007/03

施設の安全性を総合的に確認するためには、万が一臨界事故が発生したと仮定した場合の環境影響を定量的に評価することが重要であり、そのためには事故時の印加反応度や反応度添加速度を現実的に模擬し総核分裂数や出力の時間履歴等を解析・評価するための基礎データ及び手法の整備が必要である。計画されているMOX燃料加工施設のMOX粉末調整工程では、密度調整等のためにMOX粉末に対してステアリン酸亜鉛が添加される。ステアリン酸亜鉛は中性子減速効果を有するため、誤操作等によって過剰に添加された場合には、MOX燃料の臨界特性に影響を与える可能性がある。ステアリン酸亜鉛の過剰添加によって、万が一、臨界事象が引き起こされた場合には、ステアリン酸亜鉛は、加熱されて融解や熱分解等の物理・化学的変化を受ける。これらの変化はMOX燃料の核的な動特性に対して影響を及ぼす。また、熱分解によるステアリン酸亜鉛の消費は、臨界事象の停止機構の一つとなりえるものと考えられる。本報では幾つかの熱分析装置を用いてステアリン酸亜鉛の吸発熱特性データ及び熱分解ガス発生特性データを取得するとともに、これらを適用した事故時のステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討を行った。

論文

Calculation of criticality condition data for single-unit homogeneous uranium materials in six chemical forms

奥野 浩; 吉山 弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(11), p.1406 - 1413, 2006/11

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

「臨界安全ハンドブック」の参考データとして添付された「臨界安全ハンドブック・データ集」の改訂のため、単一ユニットの臨界条件データを均質ウラン物質の6種類の化学形態について計算した。計算された臨界条件データは、質量,球体積,無限長円柱直径,無限平板厚さの推定臨界値及び推定臨界下限値で、核燃料サイクル施設の臨界安全評価で遭遇するウラン物質の典型的な6種類の化学形態についてのものである。化学形態はU-H$$_{2}$$O, UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O, UO$$_{2}$$F$$_{2}$$水溶液,UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$水溶液,ADU-H$$_{2}$$O及びUF$$_{6}$$-HFであり、このうち、U-H$$_{2}$$O及びUF$$_{6}$$-HFは「データ集」には含まれていなかった。計算は連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2を用いて行われた。従来の計算結果及びドイツの臨界ハンドブックとの比較も行った。文献値及び以前の計算結果との比較により、値及び計算精度についても議論した。

論文

Nuclear criticality safety aspects of "specified"-uranium fuel cycle facilities

奥野 浩; 須山 賢也; 高橋 聡*; 渡辺 庄一*; 外池 幸太郎; 三好 慶典

Transactions of the American Nuclear Society, 95(1), p.283 - 284, 2006/11

「濃縮度5wt%を超える軽水炉ウラン酸化物燃料の実用化に関する技術開発」事業を6機関(テプコシステムズ,京都大学,武蔵工業大学,日本原子力研究所,グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン,東芝)の連携の下で経済産業省からの受託として平成16年度に実施した。今回の発表は、旧日本原子力研究所,現在の日本原子力研究開発機構の担当分におもに基づいており、以下の内容からなる。(1)関連データ及び審査指針,(2)核的制限値,中性子吸収材効果,燃焼度クレジットの計算例,(3)ウラン溶液実験の計画,(4)結論。

報告書

MOX粉体系の過渡臨界事象評価のための物性値データ; MOX及びステアリン酸亜鉛粉末の物性値(受託研究)

山根 祐一; 酒井 幹夫*; 阿部 仁; 山本 俊弘*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAEA-Data/Code 2006-021, 75 Pages, 2006/10

JAEA-Data-Code-2006-021.pdf:24.75MB

MOX燃料加工施設の臨界事故評価手法開発の一環として、MOXやステアリン酸亜鉛粉末等の物性値について調査・試験を行い、MOX,UO$$_{2}$$,ステアリン酸亜鉛,タングステンの粉末及びこれらの混合粉末について、密度,比熱,熱伝導率などのデータを取得整理するとともに、粉体流動や混合度に関するデータを取得した。

論文

Extension of effective cross section calculation method for neutron transport calculations in particle-dispersed media

山本 俊弘; 三好 慶典; 竹田 敏一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(1), p.77 - 87, 2006/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.7(Nuclear Science & Technology)

粒子が分散している媒質に対して中性子輸送計算を行うための実効均質化断面積を計算する従来の手法に対して拡張を行った。従来は、粒径が大きくなるにつれて中性子実効増倍率を過大評価していたが、その原因を明らかにするとともにその修正方法を提示した。また、本手法は核分裂エネルギー領域で反応率を過少評価するが、その原因と補正方法を提示した。本手法をプルトニウムスポットを含むMOX燃料ペレットやガドリニア粒子を含む溶液燃料の臨界計算に適用したところ、粒子が分散している非均質の状況を厳密に計算したときの結果をより短い計算時間で精度よく再現した。また、粒子の半径や組成が二種類以上の場合にも適用できるように手法の拡張を行った。

報告書

評価済み溶解槽模擬臨界実験体系に基づく臨界計算コードのベンチマーク解析

奥野 浩; 高田 友幸; 吉山 弘; 三好 慶典

JAEA-Data/Code 2005-001, 117 Pages, 2005/11

JAEA-Data-Code-2005-001.pdf:9.37MB

燃料棒配列が燃料溶液中に存在するいわゆる溶解槽模擬体系に対し、現在、日本で臨界安全評価に使用されている典型的な臨界計算コードMCNP, MVP, SCALE, JACSを対象にベンチマーク解析を行った。ベンチマーク解析には、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックに記載されている日本原子力研究所の低濃縮ウラン非均質炉心の1評価5臨界点の臨界実験体系及び米国バッテル・パシフィック・ノースウェスト研究所のウラン・プルトニウム混合系非均質炉心の2評価16臨界点の臨界実験体系を用いた。解析の結果、中性子増倍率の最低値は、MCNP, MVP, SCALE, JACSそれぞれに対して0.993, 0.990, 0.993, 0.972となり、最大許容増倍率0.95を2%から4%上回った。

報告書

MOX粉末体系の臨界性に対する粒子粒径の影響

高橋 聡*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAERI-Tech 2005-056, 51 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-056.pdf:2.92MB

ウランとプルトニウムの混合酸化物燃料(以下、MOX燃料)加工施設において取り扱われる燃料の粒子粒径20$$mu$$m以下では、非均質体系が均質系としてモデル化が可能であるか否かを検討した。まず、MOX燃料の均質体系で無限増倍率を計算して、各Pu富化度の最適減速条件を求めた。MOX燃料の非均質体系において水素対重金属原子個数比H/M固定条件で、立方体単位セル内の燃料球直径を変化させる臨界計算を実施して、100$$mu$$m以上の燃料球直径では共鳴を逃れる確率が高くなることを検証した。臨界条件等の解析は連続エネルギーモンテカルロコードMVPIIと評価済核データJENDL-3.3の組合せを用いて実施した。ここに、これらの計算の詳細を公開する。これらの計算結果は、「臨界安全ハンドブック」の改訂等に利用される予定である。

論文

Development of a criticality evaluation method considering the particulate behavior of nuclear fuel

酒井 幹夫; 山本 俊弘; 村崎 穣; 三好 慶典

Nuclear Technology, 149(2), p.141 - 149, 2005/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.67(Nuclear Science & Technology)

従来から行われてきたMOX燃料粉末の混合撹拌時の臨界特性評価では、粉体混合に伴うMOX燃料粉末界面(粉末と空気の境界面)の変形や粉末の混合状態を考慮することができなかった。そこで、離散要素法と核計算を結合し、粉末界面の変形を考慮できる臨界特性評価手法を開発した。粉末界面変形及び粉末の混合状態が中性子実効増倍率に及ぼす影響を評価した。

論文

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

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.92(Nuclear Science & Technology)

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。

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