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須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大
Proceedings of 20th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM22) (Internet), 5 Pages, 2023/06
1990年代以降計算機能力が向上して連続エネルギーモンテカルロコードが広く使用されるようになってから、どのような複雑な体系であっても必要なときに高精度な臨界計算が可能となり、臨界安全評価におけるハンドブック類の存在意義は大きく変化した。大量の計算をあらかじめ行ってデータを整理しておくことの価値は低下したため、1999年に第2版が公刊されて以降、過去四半世紀近く我が国では臨界安全ハンドブックの改訂は行われて来なかった。2011年に福島第一原子力発電所事故が発生した我が国では、複雑な構成元素を含む燃料デブリの輸送や貯蔵における臨界安全問題を取り扱う必要に迫られており、そのような複雑な物質の臨界安全管理のためのデータの整理が喫緊の課題となっている。また、燃焼度クレジットの分野では、事故の影響のために到達燃焼度の低い燃料集合体の輸送や貯蔵も課題となる。そして、連続エネルギーモンテカルロコードの入力となる核データは1990年代から数回改訂されてJENDL-5が2021年末から利用できるようになるなど、その取り入れも現場のニーズとして上がってきている。本報告では我が国における最新の臨界安全研究の概要と、輸送や貯蔵分野に適用することも可能な我が国における臨界安全ハンドブックの改訂計画について報告する。
渡辺 文隆; 奥野 浩
Proceedings of 18th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2016) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/09
本論文は、核燃料物質輸送の過酷事故に伴う放射性物質放出の影響に関する計算を示す。フランスで用いられている使用済核燃料輸送物TN12を対象とした過酷事故の隔離距離の追計算、「原子力施設等の防災対策について」の追計算、さらに、日本で使用されている使用済核燃料輸送物NFT-14Pを対象に、フランス論文に記された事故想定で計算した。隔離距離の計算結果は30m程度になった。上記の計算は、米国で開発されたHotSpotコードを用いた。日本で開発・利用されているEyesActとの比較計算も行った。
野呂 尚子; 中村 陽; 平井 瑞記; 小林 直樹; 川太 徳夫; 直井 洋介
Proceedings of 18th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2016) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/09
核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)の核セキュリティトレーニングカリキュラム開発手法を紹介する。ISCNは、米サンディア国立研究所等の国際的なパートナー機関との協力で自身のトレーニング実施能力構築を行ってきた。2015年にはIAEAの輸送セキュリティに関する国際コースをホストしたが、その際のISCNによるコース開発への貢献について紹介する。
山本 清明; 湯浅 亙; 内田 伸一; 井野瀬 晶一; 藤原 茂雄
Proceedings of 16th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/10
核燃料物質の安全で、かつ、円滑な輸送を実施するためには、輸送状況を常に監視するとともに、輸送事故発生時には正確な画像情報を速やかに入手し、緊急時対応を迅速、かつ、的確に行うことが極めて重要である。日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センターでは核燃料物質の輸送状況をリアルタイムで監視するシステムを開発し、実輸送に運用している。輸送状況監視システムは、おもに輸送隊の位置及び輸送状況画像を監視するシステムから構成されている。位置情報監視システムは、GPSからの位置情報を衛星波及び地上波により輸送実施本部に送信し、監視パネル上に表示するシステムである。画像情報監視システムは、輸送隊の車両に積載されたカメラで撮影された動画情報を地上波により輸送実施本部に送信し、監視パネル上に表示するシステムである。また、監視機器から可搬カメラ等を取り出し、必要な場所に設置し、緊急時対応用に、正確な可視情報を入手するシステムも設置されている。このカメラは輸送実施本部から遠隔で操作される。開発されたシステムは、通常輸送状態の監視はもとより、万が一の事故発生時にも事故時対応計画を立案するのに非常に役立つ。
宗像 雅広; 手塚 広子*
Proceedings of 16th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
放射性物質輸送物の表面汚染による被ばくについて、輸送の実態調査に基づいた被ばくシナリオ及び解析評価モデルを構築して解析コードSURCONを整備し、コードによる表面密度限度値の保守性等を検討した。また、表面汚染管理基準値の検討を行い、関連するIAEA国際共同研究計画の結果(TECDOC-1449)の解析との比較を行い、現行の輸送規則の見直しに関する合理的な検討を行った。TECDOC-1449のモデルから試算された最も厳しいAc-227の限度値は0.03Bq/cm
となり、本検討での値(0.63Bq/cm)に比べ1桁程度小さい値を示している。これはTECDOC-1449のモデルが、表面に付着した核種の全量が吸入被ばくに寄与する等の保守的な仮定を用いているためと考えられる。本検討においては、表面汚染物質のはく離割合を考慮した吸入被ばくシナリオを設定して評価したところ、吸入被ばくが決定経路となる核種において、TECDOC-1449のモデルから算出された限度値に比べおおむね大きな値を示した。このことから、TECDOC-1449のモデルからの限度値の算出とその基準への適用時にはその保守性に対するより詳細な検討が必要であることが示唆された。
山本 清明; 柴田 寛; 大内 祐一朗; 北村 隆文; 紙野 善和*; 嶽 徳夫*
Proceedings of 14th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/00
FBR常陽およびもんじゅ用のMOX原料粉末を、日本原燃(株)六ヶ所再処理施設からプルトニウム燃料製造施設まで輸送する輸送容器設計の概要について報告する。
伊藤 透; 倉上 順一; 山本 清明; 北村 隆文; 栗田 一郎; 大内 祐一朗
PATRAM 2001, 0 Pages, 2001/00
サイクル機構は、動燃時代の1984年よりプルトニウム航空輸送容器の開発を開始し、1988年からは米国DOE/SNLとの共同研究として実施してきた。当初は、米国のNUREG-0360基準をクリアすることを目標に開発を進め、129m/secの衝撃試験などの原型試験を実施した。本報告書では、NUREG基準を基に約10年来に渡って実施した、原型試験の結果、改良設計のための解析、最終速度試験の検討、機体構造による衝撃緩和の検討及びエンジン破片による損傷事象の検討などの概要について記述している。
17 PWR fuel assembly須山 賢也; 中原 嘉則; 金子 俊幸*; 奥野 浩
Proc. of PATRAM'98, 1, p.239 - 244, 1998/00
照射後試験(PIE)は、燃焼計算コードの精度を評価するために広く解析されてきたが、最近、日本で照射された1717PWR燃料集合体に対する照射後試験が行われた。本報告では、このPWRのSWATによる解析を示す。5サンプルの同位体濃度の平均化したC/E(実験値に対する計算値の比)は、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対して、0.99,0.99,1.02,0.96であった。また、Cs-137,Ce-144,Nd-148,Eu-154に対しては、1.00,1.03,1.02,0.91であった。比較のために、PWR-USライブラリを使用してORIGEN2.1による計算を行った。この場合の平均化されたC/Eは、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対しては0.90,0.77,0.76,0.92であり、Cs-137,Ce-144,Nd-148そしてEu-154に対しては、0.97,1.03,1.01,1.22であった。これらの結果は、1717PWR燃料集合体の同位体組成計算について、SWATの計算精度はORIGEN2.1よりも高いことを示している。
奥野 浩; 酒井 友宏*
Proc. of PATRAM'98, 1, p.217 - 223, 1998/00
1996年版IAEA放射性物質安全輸送規則の助言文書に関する臨界安全研究を集約した。UO
-HO及びPuO-HO燃料濃度についての小さな変動の有無に伴う臨界計算を摂動理論に基づき与えた。5%の燃料濃度の変化が、最大で0.4%
k/kの中性子増倍率の増大を与えうることを示した。燃料の非均質効果を低濃縮度UO燃料粒子の配列が水没している系で調べた。直径50
mの燃料粒子の場合、中性子増倍率の相対的増加割合は0.1%k/k未満であった。水の孤立化厚さを反射体因子を用いて論じた。反射体因子は、孤立材厚さが無限の場合に対する、有限厚さの孤立材付き燃料の中性子増倍率の相対的増加割合として定義された。30cmが、水の孤立化厚さについての実用値であると認識された。
野村 靖; M.C.Brady*; J.B.Briggs*; E.Sartori*
Proc. of PATRAM'98, 2, p.833 - 867, 1998/00
OECD/NEAの傘下で、臨界安全性の分野のワーキンググループがいくつか活動している。これらは、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(略称ICSBEP)、燃焼度クレジットベンチマークワーキンググループなどであり、これらの分野における国際的データベースの作成、共通的課題の解決に向けて成果をあげている。今度これらの活動を総括し、また新たな課題として臨界安全実験ニーズ、未臨界ベンチマークデータ、臨界事故解析に関るタスクフォース設立のための検討を行い、必要に応じてOECD/NEAのNSC(原子力科学委員会)に助言するための臨界安全ワーキンググループが1997年6月より活動を開始した。筆者は、これの初代議長に指名されたので、活動の成果と今後の課題等をPATRAM'98で発表する。同国際会議では、核燃料物質輸送に関わる臨界安全の関係者が集まるため、関心が高い。
幾島 毅; 大鹿 順司*; 石渡 俊*
PATRAM 95: 11th Int. Conf. on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials, 3, p.1174 - 1181, 1996/00
放射性物質輸送容器の構造解析(落下・衝突)コードシステムCASKETを開発した。本コードシステムは、落下、衝突、貫通解析、材料データライブラリー、フィンエネルギー吸収データライブラリーに関して、5種類のコードと、2種類のデータライブラリーから構成されている。コードの計算結果の妥当性を明らかにするために実験データと比較検討した。本コードシステムは、大型計算機、ワークステーション、パーソナルコンピュータのいずれにおいても使用可能となっている。講演ではパーソナルコンピュータを用いたデモンストレーションを行う予定である。
大内 祐一朗; 倉上 順一; 前田 勝雄
PATRAM, 0 Pages, 1992/00
動燃事業団は、FBR原型炉「もんじゅ」用新燃料集合体を輸送するための輸送容器を開発した。本輸送容器は、新燃料集合体を収納するもので、以下の特長を有する。(1)中性子線量率を下げるために新タイプのエポキシ系樹脂を開発した。本エポシキ系樹脂は、銅製のフィンに挟まれ、プルトニウムの発熱を効率的に伝える。(2)燃料集合体の装荷時に、燃料集合体を自動的に固定する燃料集合体保持機器を開発した。本機構の開発により、取扱作業の安全性が向上し、作業員の放射線ひばくも低減した。(3)輸送容器を車両の床に直接固定する固縛装置を考案した。本装置の単純化と輸送容器自体の設計改良により、輸送システム全体の軽量化が可能となった。本輸送容器の安全性を確認するため、原型容器を2基製作し、しゃへい試験、取扱試験、走行試験、9mからの落下試験、800
30分間の耐火試験及びIAEAの基準に基づく他の試験等を実施した。
栗田 一郎; 倉上 順一
Proceedings of 10th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '92), p.1397 - 1402, 1992/00
動燃事業団では、ATR実証炉用新燃料集合体を輸送するため輸送容器を開発中である。本輸送容器は、新型転換炉実証炉に必要な燃料集合体数は原型炉「ふげん」よりも多いため、経済的に輸送できるよう設計されている。設計の特長は以下の通り。(1)輸送容器は燃料集合体を多数収納できる。(2)発泡ポリウレタンを衝撃緩衝材として採用している。(3)輸送容器の重量は、約10トンであり、11トントラックに積載可能である。輸送容器は、IAEAのB型輸送物の基準を満足する必要があり、動燃事業団では、設計の妥当性を検証するため、2基の原型容器を製作中である。今後、取扱試験、走行試験、9mからの落下試験、80030分間の耐火試験及びIAEAの基準に基づく他の安全性試験等を実施する予定である。
大内 祐一朗; 山中 諒治; 倉上 順一; 伊藤 透
第12回放射性物質の輸送に関する国際会議(PATRAM'98), ,
ATR実証炉用新燃料輸送容器は、1995年8月の原子力委員会によるATR開発の中止決定を受けるまで、動燃事業団において開発が進められていた。本輸送容器の開発に当たっては、初装荷燃料輸送時に約600体もの集合体を輸送する必要があったことから、これを効率的に輸送するため、多数収納可能な経済性の良い輸送容器が求められていた。開発した輸送容器は、高性能中性子しゃへ材の使用、軽量緩衝材の採用等により重量の軽減化を図り、最大8体の燃料集合体の収納を可能としている。また、開発に当たっては、原型容器を製作し、取扱機能試験、輸送振動試験及びIAEA要件に基づく9m落下や火災試験等の原型容器試験を行い、輸送容器の健全性及び設計手法の妥当性を確認している。本輸送容器の開発成果は、今後のPuサーマル燃料等のMOX燃料輸送容器開発に反映できる。本原稿は、開発した輸送容器の概略仕様及び原型容器試験の概要について述べ
高信 修; 伊東 保郎; 松田 健二; 宇留野 誠; 柴田 寛
第12回放射性物質の輸送に関する国際会議(PATRAM98), ,
動燃事業団(以下,PNCと略す。)は,回収ウランのUF6への転換技術開発に実用規模試験(120t/y)を岡山県の人形峠事業所で進めている。試験に使用している回収ウランは,東海再処理工場で処理し回収したものである。 回収ウランの輸送は,トラック或いはトレーラで行っている。輸送にあたってと,発地側(東海事業所)に輸送実施本部を設け,輸送隊,本社(東京)及び着地(人形峠事業所)とは通信衛星等を用いた常時連絡体制とるとともに輸送隊には核燃料物質取扱等に係る経験者を同行させる。 回収ウランの輸送に用いている容器は,落下試験(9m),耐火試験(80030分間)に合格し,国内で初めて認可を受けたIP-2(F)型である。転換に係る試験規模の拡大を図った1994年6月以降1997年8月までの回収ウランの輸送は,入念な準備と輸送実施本部(東海),受
大内 祐一朗; 倉上 順一; 大内 祐一朗; 宇佐美 正行
PATRAM '95 (PACKAGING AND TRANSPORTATION OF RADIOACTIVE MATERIALS), ,
「もんじゅ」用初装荷炉心燃料の輸送は、平成4年7月から9回に分けて実施され、平成6年3月に終了した。輸送した新燃料は、MOX燃料ペレット等を充填した炉心燃料集合体205体(内側炉心109体、外側炉心91体および試験用燃料5体)であった。使用した輸送容器は、9mの落下試験や800・30分間の耐火性試験等に合格したB(U)型で、国の基準を満足する。また本輸送容器は、高性能中性子遮蔽材の使用、燃料集合体自動保持機構の採用等の特徴を有する。輸送に当たっては、輸送実施本部体制の導入、放射線管理の専門家同行等細心の注意を払うとともに、輸送経路上の各関係機関の協力のもとに、安全には万全を期した。実際の輸送においては、輸送事故等もなく計画通り輸送を完遂することができた。
宇留鷲 真一; 岩永 繁; 宇佐美 正行; 北井 善隆
PATRAM'95, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」において照射された燃料集合体を大洗工学センターの大型照射後試験施設に輸送するための輸送容器の開発を進めている。 このため、本開発作業の一環として、多種類の収納物輸送が可能な輸送容器の安全解析を行い、国の承認可作業を経て輸送容器(2基)の製作に着手しこの度完成した。 本件は、安全解析及び輸送容器の製作状況に関するものである。 (1)安全解析 収納物の仕様は以下の通りである。 1.燃料集合体以外に制御棒やサーベランス集合体などの核燃料物質では ない照射後炉心構成要素も収納物に含める。 2.異なる種類の集合体の混載を可能とする。