Re-evaluation of assay data of spent nuclear fuel obtained at Japan Atomic Energy Research Institute for validation of burnup calculation code systems

須山 賢也; 村崎 穣*; 大久保 清志; 中原 嘉則*; 内山 軍蔵

Annals of Nuclear Energy, 38(5), p.930 - 941, 2011/05

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2011.01.025

核燃料サイクルや原子炉物理の研究にとって使用済燃料同位体組成データは不可欠である。日本原子力研究開発機構(JAEA)はPWRやBWR燃料のそれらのデータの取得を行っており、幾つかのそれらのデータは既に公刊され、使用済燃料同位体組成データベースSFCOMPOに登録され、計算コードやライブラリの国際的なベンチマークに使用されてきた。本論文では、日本のPWRである大飯1号及び大飯2号で照射された燃料に対する照射後試験データが示される。大飯2号のデータは既に公開されていたが、幾つかの重要な仕様データが未公開であったため、コードやライブラリのベンチマークには適していなかった。この論文では、大飯1号及び大飯2号のPIEデータの詳細をまとめるとともに、同位体組成の評価に必要なデータが詳細に述べられる。詳細な燃焼解析のためにPIEサンプルの燃焼度が再評価された。これらのPIEデータはSWAT2.1コードで解析され、その結果は実験値と良い一致を見せた。このことは、大飯1号及び大飯2号からのPIEデータは高い品質を有しており、燃焼計算コードシステムのベンチマークに適していることを示している。

TLDを用いたSILENEとTRACYにおける臨界事故状況時線量測定の再評価

村崎 穣; 外池 幸太郎; 内山 軍蔵

JAEA-Technology 2009-022, 49 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-022.pdf:5.36MB

SILENEにおける中性子用TLD及び線用TLDを用いた測定、及びTRACYにおける中性子用TLDを用いた測定を再評価した。中性子用TLDを用いた測定については、測定データの処理に必要な係数を見直すことで再評価した。SILENEにおける再評価された中性子用TLDの測定結果は、IRSNが公表した参考値と10%以内で一致した。TRACYにおける再評価された中性子用TLDの測定結果は、アラニン線量計や著者等による中性子用TLDの測定結果に対して50%前後の過大評価となったものの、再評価により、再評価前の値と炉心タンクからの距離の関係に存在する矛盾が解消された。SILENEにおける線用TLDによる測定については、測定データの処理方法を見直すことで再評価した。線用TLDの再評価された結果は、再評価前の値と1%程度の違いとなった。再評価の結果、本報告書に記述した中性子用TLD及び線用TLDの測定データ処理方法が有効であることを確認した。

Measurement of neutron dose under criticality accident conditions at TRACY using TLDs

村崎 穣; 外池 幸太郎; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(2), p.193 - 203, 2009/02

https://doi.org/10.3327/jnst.46.193

臨界事故時における中性子線量を簡易に測定する手法を開発するため、TLD中性子線量当量モニタ(TLDモニタ)を用いて、TRACY施設の中性子線量当量を測定した。このTLDモニタは、二つのTLDバッジと立方体のポリエチレンケースで構成され、周辺線量当量に似た応答を持つ。実験では、TRACYは水反射体ありとなしの両方で運転され、TLDモニタを照射した。測定された周辺線量当量は、TRACYの積算出力に比例しており、またMCNP5による計算結果とよく一致した。測定データは、MCNP5によって計算された線量換算係数を用いて組織カーマに換算された。測定データに適用するため、TLDモニタのCf校正線源とTRACYに対する応答の違いを考慮した応答補正係数もまたMCNP5により計算された。組織カーマは、30mGyから15Gyの範囲となり、これはIAEAにより臨界事故時の線量評価において重要であると指定されている100mGyから10Gyの範囲をカバーしている。TLDモニタはまた、IAEAによって要求されている線量決定の時間制限を満足している。

Decreasing in neutron multiplication factor in spent fuel storage facilities by changing fuel assembly position in axial direction

須山 賢也; 村崎 穣; 奥田 泰久*

Annals of Nuclear Energy, 34(5), p.417 - 423, 2007/05

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2007.02.002

使用済燃料の長期間の貯蔵は、日本における核燃料サイクルの一つのオプションとなった。このような施設では臨界安全性が担保されねばならないが、一般的に、中性子増倍率を低下させるために集合体間の間隔を広くとることが考えられていた。しかしながら、核分裂性物質を多く含む領域間の中性子相互作用を低下させるという観点からは、そのために燃料集合体を軸方向に交互にずらすことも可能である。本研究では使用済燃料の交互軸方向ずらしによる中性子増倍率低減の可能性を示す。使用済燃料軸方向交互ずらし(A3S)法、すなわち、燃料集合体を水平方向ではなく軸方向に交互にずらす方法の効果を示すために臨界計算を行った。PWR及びBWR燃料それぞれに対して、A3S法を適用することで通常の燃料配置よりも小さな中性子増倍率を得ることができた。使用済燃料の臨界安全評価で重要な端部効果についても、A3S法でそれを低減させることが確認された。本研究の結果は、使用済燃料貯蔵施設の効果的な運用を目的とした中性子増倍率と端部効果を低減するために、使用済燃料配置の変更によって臨界安全性設計を最適化させることが可能であることを示している。

STACY非均質炉心における位置検出型比例計数管による中性子束分布の測定と解析,1(受託研究)

村崎 穣; 宇野 祐一; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-029, 107 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-029.pdf:7.04MB

未臨界度測定手法の開発のため、STACY非均質炉心体系の実験において、位置検出型比例計数管(PSPC)により、炉心タンク外側近傍における中性子束分布の測定を行った。測定の結果、硝酸ウラニル溶液のウラン濃度50g/L~210g/Lの範囲における臨界時及び未臨界時の中性子束分布を13mmの位置精度で得た。また、パルス中性子実験における測定により、即発中性子減衰定数を求めた。さらに、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより、PSPC測定位置における中性子束分布及びHe反応率分布を求め、PSPC測定値との比較を行った。比較の結果、カドミウムカバー付きPSPCの測定値に対して、計算値は、臨界液位の半分の高さより上部ではおおむね一致したが、それより下部では両者の差が大きくなった。一方、カドミウムカバーなしの測定値に対して、計算値は良く一致した。

燃焼度クレジット評価のための等価均一燃焼度及び等価初期濃縮度に関わるデータの整備

野村 靖; 村崎 穣*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 2001-029, 120 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-029.pdf:6.16MB

原研で取得されたPWR使用済燃料照射後分析データをもとに、使用済燃料貯蔵プール及び輸送容器モデル体系を対象に、燃焼度クレジットを考慮した臨界安全性評価に簡便法として用いられる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」を導入・整備した。これらの簡便法は、ORIGEN2.1燃焼計算コードとKENO-Va臨界計算コードにより、使用済燃料中軸方向燃焼度分布やその他の誤差変動要因の影響を考慮しないで、使用済燃料輸送・貯蔵体系の中性子増倍率を簡便に求めるために使用される。「等価均一燃焼度」は、これを用いた簡便な解析結果と、核種組成実測値を用いて軸方向燃焼度分布を考慮し燃焼履歴等の影響を保守側に見積もった臨界解析結果が、反応度等価になるように設定した。一方、「等価初期濃縮度」は、同じく核種組成実測値を用いて詳細な条件設定による保守側の解析結果と反応度等価になるように、新燃料の仮定により臨界解析する場合の初期濃縮度として設定した。

JACSコードシステム計算誤差評価表の基礎データ

村崎 穣*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 99-019, 103 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-019.pdf:3.69MB

この報告書は、「臨界安全ハンドブック」に記載されている計算誤差評価表の元になるデータを明らかにすることを意図した資料である。同表は、臨界安全評価コードシステムJACSのベンチマーク計算結果を体系により分類して得られたもので、一般形状のものと反射体付き単純形状のものの2種類がある。ベンチマーク計算結果は、さらに燃料の均質・非均質の別、燃料の種類(ウラン、プルトニウム、その混合など)により8つの燃料グループに区分されている。一般形状の計算誤差評価表について、根拠となるデータを網羅するのはこの報告書が初めてである。反射体付き単純形状については、1987年に技術報告書が出されたが、その後、臨界安全ハンドブック作成のワーキンググループにて均質低濃縮ウラン体系についてさらにデータの取捨選択が行われた。本報告書は、この結果にも触れる。さらに、OECD/NEAにて臨界安全ベンチマーク実験の評価が行われたのを受けて、同評価結果も取り入れた。