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論文

Accumulation of gadolinium isotopes in used nuclear fuel

須山 賢也; 鹿島 陽夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.273 - 282, 2015/09

日本における福島燃料デブリの臨界安全管理技術開発においては、FPを考慮した燃焼度クレジットの可能性が議論されてきた。OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー傘下の燃焼度クレジット臨界安全性専門家会合では、BWR燃料を対象とした国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"及び"Phase-IIIC"を実施してきた。これらのベンチマークでは、$$^{155}$$Gdの計算値の差が大きく、参加者の大きな注目を集めてきた。筆者等は、燃焼中のガドリニウム同位体の蓄積に関する付加的な検討を行った。冷却時間がなければ、$$^{155}$$Gdの集合体平均量は可燃性毒物棒におけるガドリニウム同位体の燃焼特性に依存する。しかしながら、数年の冷却で$$^{155}$$Gdは$$^{155}$$Euの放射性崩壊で劇的に増加し、可燃性毒物棒のガドリニウム同位体量の重要度は低下する。このことは、$$^{155}$$Gdのより良い評価のためには、可燃性毒物棒の燃焼の取扱よりも、$$^{155}$$Eu生成に係わるパラメータやデータが重要であることを示している。

論文

A Study on the criticality safety for the direct disposal of used nuclear fuel in Japan; Application of burnup credit to the criticality safety evaluation for the disposal canister

山本 健土; 秋江 拓志; 須山 賢也

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.228 - 237, 2015/09

日本では使用済燃料の処分に関する技術基盤を整備することを目的として、直接処分の技術開発に着手している。使用済燃料には一定量の核分裂性物質が含まれるため、直接処分時には臨界安全性が重要となる。本論文では、使用済燃料直接処分における臨界安全性に関する課題、ならびにこれに関連する日本の研究を挙げ、その中でも処分容器体系における燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価の結果を報告する。評価においては、燃焼計算コードの予測誤差による実効増倍率の不確かさや、軸方向の燃焼度分布ならびに水平方向の燃焼度勾配による実効増倍率への影響についても検討した。代表的な条件のPWR使用済燃料を対象とした評価の結果、燃料集合体及び処分容器が健全な状態である場合については、種々の不確かさや保守性を考慮しても、実効増倍率が0.95を下回ることが示された。

論文

Inter-code comparison of TRIPOLI${textregistered}$ and MVP on the MCNP criticality validation suite

Brun, E.*; Zoia, A.*; Trama, J. C.*; Lahaye, S.*; 長家 康展

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.351 - 360, 2015/09

本論文は、CEA Saclayと原子力機構で行われている、選抜ICSBEPベンチマーク問題に対するモンテカルロコードTRIPOLI${textregistered}$とMVPのコード間比較についての共同研究の結果を発表するものである。本研究の目標は、臨界安全における厳密なコード間比較を行うため、共通のモンテカルロ入力データを用意することである。参照入力データとして、他のモンテカルロコード開発者が将来簡単にコード間比較できるよう、MCNP臨界計算妥当性評価ベンチマーク集を用いることとした。コード間比較の目的のため、MCNPの入力データを近似なく翻訳し、TRIPOLI${textregistered}$とMVPの入力データを作成した。両コードともENDF/B-VII.0を用い、オリジナルMCNP入力データとできる限り同じ条件で計算を行った。この要旨では、BIGTENベンチマークの予備結果のみ示す。本論文では、31ベンチマーク問題すべての結果を示す予定である。将来、このデータベースは、核データ評価の感度解析、CPU時間と性能指数の比較にも役立つであろう。

論文

Nuclear criticality safety standard for a fuel reprocessing plant assuming burnup credit published by the Atomic Energy Society of Japan

中島 健*; 板原 國幸*; 奥野 浩

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.496 - 502, 2015/09

本論文では、2015年4月に日本原子力学会から発刊された「再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適用手順:2014」(AESJ-SC-F025: 2014)の概要を述べる。同学会からは、既に60を超える標準が発刊されたが、その多くは、原子炉または廃棄物に対するものであった。また、10年前に同学会から発刊された「臨界安全管理の基本事項: 2004」(AESJ-SC-F004: 2004)では、臨界安全に関する基本的な考え方、核燃料を取り扱う施設の一般的な臨界安全の管理について記していたが、燃焼度クレジット採用の手順は含まれていなかった。この標準では、燃焼度クレジットを再処理工場に適用する上でこれら施設及び設備の設計、管理及び運転・保守に関わる者に対して具体的な手順を明確にして、臨界の防止に役立てることを目的にしている。

論文

Study on criticality control of fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Nuclear Regulation Authority of Japan

外池 幸太郎; 山根 祐一; 梅田 幹; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.20 - 27, 2015/09

安全規制の観点で、福島第一原子力発電所における燃料デブリの臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界の影響を緩和するリスク管理の形態をとることになろう。原子力規制委員会・規制庁はこの課題に取組むために研究計画を策定した。日本原子力研究開発機構の安全研究センターでは、同規制委員会・規制庁の委託を受け、燃料デブリの臨界特性の解析、臨界リスク評価手法の開発、及びこれらを支援する臨界実験の準備を開始した。

論文

Criticality characteristics of MCCI products possibly produced in reactors of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.292 - 300, 2015/09

福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機の原子炉には溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を経て生じた多孔質の燃料デブリが相当量存在しているかもしれない。このような核分裂性物質を含む低密度のMCCI生成物は、中性子減速能が大きいことから、特に冠水状態において、臨界管理に十分に配慮しなければならない。本発表ではMCCI生成物の臨界特性を解析した結果を示すが、これは廃炉作業中の臨界リスク評価に資するものである。解析結果は、コンクリート中に結合したあるいはコンクリート中に閉じ込められた水分が、臨界の発生確率の観点及び冷却水への中性子毒物注入による影響緩和の実効性の観点で、リスクを押し上げることを示唆している。

口頭

Criticality safety control of fuel debris produced by the accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants; Technical development in Japan from 2012 and the future

須山 賢也

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故ののち、日本国政府はそれら原子炉の廃炉措置のための対策会議を設立し、廃炉に向けた中長期ロードマップを発表した。この目的のため、国際廃炉研究開発機構(IRID)は福島事故で発生した燃料デブリの臨界安全管理のために必要な技術開発を行ってきた。さらに、原子力機構は臨界実験装置STACYを使用して燃料料デブリの核特性データ取得をめざしている。本発表は、サイトからの燃料デブリ取り出しと保管のための臨界安全管理を目指した我が国における進行中の研究の状況をまとめたものである。

口頭

Development of criticality risk evaluation method for fuel debris in Fukushima-Daiichi NPS

山根 祐一; 外池 幸太郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故後、原子炉建屋内には損傷した核燃料が残っている。それら燃料デブリの量は、最小臨界量を超えている。原子力規制委員会を技術的に支援する目的で原子力機構により開発された新しい手法は、燃料デブリの組成や形状の不確かさによる中性子実効増倍率の確率分布に基づいて臨界リスクを評価するように設計されている。この手法は燃料デブリの臨界安全のためのリスク情報を提供する。この手法の中で定義されている手続きに従った試行的な解析の結果は、臨界の起因事象となりうる事象が、現在の維持状態の間に起こることを想定すべきであることを示唆している。さらに、公衆と作業者の臨界リスクを低減するために、できるだけ早く臨界事故の安全対策を検討すべきであることを示唆している。

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