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口頭

「もんじゅ」2次メンテナンス冷却系の解体撤去における技術実証・確認,3; 湿り炭酸ガス法を用いた残留ナトリウム安定化処理の技術実証

佐藤 方実; 関野 航大; 磯部 祐太; 林 長宏; 水井 一彦; 松野 広樹; 松井 一晃; 若崎 真吾*; 落合 亮介*

no journal, , 

「もんじゅ」の二次冷却設備で適用予定の湿り炭酸ガス法による安定化処理について、2次メンテナンス冷却系の解体を通じて実証し、必要なユーティリティや時間等のパラメータを取得することにより、今後の安定化処理の計画や終了判断条件の設定等に反映する。本報ではそれらの技術実証計画について報告する。湿り炭酸ガス法は、ナトリウムに湿分を含む炭酸ガスを接触させて化学的に安定なナトリウム炭酸塩へ転換する方法であり、国内外で実績があるが、国内の原子炉施設への適用は初めてである。今回、2次メンテナンス冷却系の解体の一環として湿り炭酸ガス法による安定化処理を実施し、今後の二次冷却設備への適用に向けた技術実証及び種々のデータ採取等を行う。

口頭

Benchmarking of nuclear fuel cycle simulators in Atomic Energy Society of Japan

西原 健司; 竹下 健二*; 島田 隆*; 相澤 直人*; 中瀬 正彦*; 和田 怜志*; 若崎 真吾*; 松井 嶺迪*; 安永 義明*; 岡村 知拓*; et al.

no journal, , 

核燃料サイクルシミュレータ(NFCS)は広く利用されているが、大規模で複雑なシナリオにおいては不確実性とベンチマーク不足が課題となっている。この課題に対処するため、日本原子力学会は標準炉設計データライブラリとベンチマークシナリオを開発するための委員会を設置した。複数の日本のNFCSがこれらのシナリオを解析し、その結果はNFCSの信頼性向上に向けて公表される予定である。

口頭

Benchmark activity in Atomic Energy Society of Japan for improvement of reliability of nuclear fuel cycle simulators

西原 健司; 竹下 健二*; 島田 隆*; 相澤 直人*; 中瀬 正彦*; 和田 怜志*; 若崎 真吾*; 松井 嶺迪*; 安永 義明*; 岡村 知拓*; et al.

no journal, , 

本研究では、日本原子力学会の研究専門委員会が実施した、核燃料サイクルシミュレータの信頼性向上を目的としたベンチマーク活動を報告する。標準炉設計ライブラリとベンチマークシナリオを開発し、段階的な検証作業に適用した。その結果、燃焼計算におけるシミュレータの一貫性と人的誤差の影響が明らかになった。将来の活動に向け、11件の大規模シナリオに関する結果も公表する。

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