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高野 誠; 増川 史洋
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.II-107 - II-112, 1991/00
使用済燃料棒体系では、臨界解析の際に燃料棒軸方向の燃焼度分布に注目する必要がある。これは、燃料棒中央部に比べ両端部の燃焼度が小さいためである。本報では、燃焼度分布を詳細に考慮するため燃料棒軸方向を20領域に分割した計算モデルにより、燃焼度分布の効果をKENO-IVにより評価した。解析により、使用済燃料棒体系の臨界解析では燃焼度分布を十分考慮に入れる必要があり、燃料棒両端部の燃焼度分布を正確に把握することも重要であることがわかった。さらに、平均燃焼度が小さい時には分布を無視した場合、燃焼度が大きい時には分布を考慮した場合に、それぞれ中性子増倍率が大きくなることもわかった。
奥野 浩; 小室 雄一; 内藤 俶孝
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.III-38 - III-43, 1991/00
日本原子力研究所では1988年に科学技術庁によって発行された日本初の臨界安全ハンドブックの改訂及び補追作業を行っている。この作業は仁科教授を主査とする作業グループの意見を反映する形で行われている。改訂版では反応度効果をより精細に取扱い、化学プロセスデータや事故評価データを加える予定である。改訂版に含まれる予定の2つの項目-燃料粒径の効果及び部分反射体の効果についてこの論文では述べる。
小林 岩夫; 竹下 功; 柳澤 宏司; 辻野 毅
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.I-9 - I-18, 1991/00
日本原子力研究所では、核燃料サイクルバックエンドに必須な安全性に関する研究を進めるため、「燃料サイクル安全工学研究施設」を建設中である。同施設においては、a.臨界安全性に関する研究、b.高度化再処理プロセスに関する研究、c.TRU廃棄物の安全管理技術に関する研究、を行う予定である。ここでは、軽水炉燃料サイクルの再処理に関する臨界安全性の研究を行うため、二基の臨界実験装置STACYとTRACYを建設している。STACYは定常臨界実験装置と称し、ウラン、プルトニウム及びそれらの混合溶液に関する臨界条件について実験する装置であり、TRACYは過渡臨界実験装置と称し、溶液状ウランによる臨界事故現象を究明する装置である。本論文ではこれらの装置の建設情況と研究計画について記載している。
柳澤 宏司; 竹下 功; 三好 慶典; 杉川 進; 須崎 武則; 館盛 勝一
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 2, p.V-65 - V-72, 1991/00
現在原研で建設・整備を進めているNUCEFには、STACY、TRACYと呼ばれる二基の臨界実験装置が設置される。これらの臨界実験装置では硝酸ウラン及び硝酸プルトニウムの溶液燃料を使用するため、これを実験目的に合わせて調製するための核燃料取扱設備を有する。核燃料取扱設備は、再処理施設と同様な6つの工程から構成され、燃料の溶解、濃縮、混合、精製等を行う。本論文では、核燃料取扱設備の臨界安全設計について、その基本方針と設計例について示した。