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論文

Radionuclide release from mixed-oxide fuel under severe accident conditions

日高 昭秀; 工藤 保; 更田 豊志

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.499 - 500, 2004/12

VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験ではATRふげんで照射されたMOX燃料を大気圧下で燃料の融点を超える3123Kまで昇温し、放射性物質の放出挙動を、$$gamma$$線計測,ICP-AES,$$alpha$$線計測により評価した。その結果、被ばく評価上、重要な核種であるセシウムがUO$$_{2}$$燃料よりも低温の1,000K前後から放出し始め、3,123Kでほぼ全放出となることが明らかになった。また、他の核種も含めた放出挙動について、UO$$_{2}$$燃料実験に基づくORNL-Boothモデルで評価した結果、2200K以下のCs放出は若干過小評価となるものの、ほぼ予測可能であることが明らかになった。U-235とPu-239の収率の差と、実験で得られた放出割合から予測されるUO$$_{2}$$燃料とMOX燃料からの放出量はほぼ同等であることから、原子炉のリスクに影響を与えるシビアアクシデント時のMOX燃料からの放射性物質放出挙動は、UO$$_{2}$$燃料の場合と比べてほとんど差が無いと考えられる。今後は、実験結果をもとに放出モデルを作成し、原研のソースターム解析コードTHALES-2に組み込んでソースタームへの影響を系統的に調べる。

論文

Effect of mixing condition of MOX powder and additives on criticality safety

山本 俊弘; 三好 慶典

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.583 - 584, 2004/11

MOX燃料加工では、MOX粉末と添加剤とが混合される。混合過程においてMOX粉末と添加剤が不均一な状態で存在する。しかし通常の臨界安全評価では均一の混合物として扱われる。ここでは球形状の混合物に対して燃料インポータンスの考え方を適用して中性子実効増倍率を最大とする不均一な混合状態の分布を求めた。その結果、中心部にほぼ添加剤だけからなる最適減速の領域が存在し、その外周部にMOX粉末だけの領域からなる分布が最適分布として得られた。均一分布のときの中性子実効増倍率が0.545なのに対して最適分布のときが0.590となり約0.045だけ中性子実効増倍率が増加した。

論文

Measurement of temperature effect on low enrichment STACY heterogeneous core

渡辺 庄一; 山本 俊弘; 三好 慶典

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.431 - 432, 2004/11

温度反応度効果は、臨界事故時の過渡特性を特徴づける主要な因子である。STACYの非均質炉心において二種類の格子配列について一連の温度効果の測定を行った。炉心は、軽水炉用使用済燃料再処理施設の溶解槽を模擬し、軽水炉型の燃料棒と低濃縮度の硝酸ウラニル水溶液から構成される。さまざまな溶液温度における臨界液位を測定した。臨界液位差法を用いて温度による臨界液位の変化から反応度効果を求めた。また、SRACコード及び輸送計算コードTWODANTを用いて温度効果を計算した。温度効果の実験値は、「2.1cmピッチ」については-2セント/$$^{circ}$$C、「1.5cmピッチ」では-2.5セント/$$^{circ}$$Cとなった。また、計算値は実験値に対して約10%以内で一致した。

論文

ステップ形状炉心を適用したENHSの炉心設計

大川 剛; Greenspan, E.*

ANS 2004 Winter Meeting, 1(1), 31 Pages, 2004/00

米国DOEが推進するGENERATION-4に選定されている鉛ビスマス冷却金属燃料のENHS(原子力バッテリー)の代替炉心について検討した設計研究成果を発表する。本検討では、ステップ形状炉心をENHSの炉心に適用し、高速炉の安全性に深くかかわるボイド反応度を負にする検討を行った。更に、半径方向出力ピーキングが比較的大きいため、これを低減させる検討も同時に実施した。

論文

Coolant chemistry characteristics during safety demonstration test using HTTR

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男

Transactions of the American Nuclear Society, 91, P. 377, 2004/00

HTTRを用いた安全性実証試験における1次冷却材中の化学的不純物濃度実測値を用いて、黒鉛減速,ガス冷却炉において起こり得る炭素析出現象について評価を行った。炭素析出は、原子炉圧力容器,中間熱交換器等の約400$$^{circ}$$C程度の低温部に起きやすいが、評価の結果、安全性実証試験等における温度変化時等において、1次冷却材中の化学的不純物濃度組成は、炭素析出を起こすような組成分布に至っていないことが確認された。

論文

Measurement of Oxygen Potential of Mixed Oxide Fuel Containing Np and Am

加藤 正人; 木原 義之; 小無 健司*

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.463 - 464, 2004/00

Np/Am含有MOXの酸素ポテンシャルを測定した。また、格子定数の組成依存性及び状態図の評価を行った。

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