マイナーアクチノイドの水溶液系での臨界質量評価; 分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データ

森田 泰治; 福島 昌宏; 鹿島 陽夫*; 津幡 靖宏

JAEA-Data/Code 2020-013, 38 Pages, 2020/09

JAEA-Data-Code-2020-013.pdf:1.94MB

マイナーアクチノイド分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データとして、Cm, Amおよびこれらの混合物についての中性子減速系である水混合系(均質, 水反射体付き)での臨界質量を求める計算を行った。Cm-244とCm-245との混合系では、核分裂性であるCm-245の比率が大きいほど臨界質量が小さいが、臨界となるときのCm-245重量が、Cm-245の比率によらずに概ねCm-245のみの濃度で整理できることを明らかにした。実際の再処理プロセスで取り扱うPu-239: 71%, Pu-240: 17%, Pu-241: 12%のPu同位体混合物と比べるとCm-245: 30%の方が臨界となりやすい。Cmを、Amを含む他の元素から分離し、その溶液を濃縮する場合は臨界防止への配慮が必要である。一方、Amでは、核分裂性の同位体であるAm-242m単体での最小臨界質量は、Cm-245に比べて小さい。しかし、使用済燃料中ではAm-242mの同位体比率は小さく、その比率が最も高くなる高速炉燃料中のAmの場合でも数%程度であり、わずかな水混合で臨界質量が大きくなることがわかった。そのため、Amの同位体混合物では中性子減速系での臨界は考慮する必要がなく、また、これはAm-Cm混合物でも同様である。

Temperature and magnetic field dependence of the critical current density for a mass-produced NbAl multifilamentary strand fabricated by a jelly-roll method

高橋 良和; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 高谷 芳幸*; 辻 博史

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 12(2), p.1799 - 1803, 2002/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2002.1020340

原研はメーカと共同でITERのトロイダル磁場(TF)コイル用NbAl素線を開発してきたが、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを使用して実験されるNbAlインサート・コイル用に、ジェリーロール法による素線を1トン製造した。この素線は、量産を目指した製造技術(品質管理技術を含む)を確立し、それを用いて製造されたものである。この素線の臨界電流値を広い温度範囲(4~15K)と磁場範囲(16Tまで)において測定し、ピンニング力のスケーリング法により、臨界電流値の実験式を導き出した。この式は、ITERの運転温度において、実験結果とよい一致が得られた。よって、この式は、この素線を1152本用いた13T-46kA導体の性能評価及び核融合用超伝導導体の最適設計基準の確立のために有用と考えられる。

Critical and subcritical masses of curium-245, -246 and -247 calculated with a combination of MCNP4A code and JENDL-3.2 library

奥野 浩; 川崎 弘光*

JAERI-Research 2000-040, 44 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-040.pdf:1.87MB

キュリウム同位体3核種(Cm,Cm及びCm)の臨界質量を日本の評価済核データライブラリのJENDL-3.2と連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP4Aとを用いて算出した。中性子増倍率k=0.9及び0.8に対する質量も同様な方法で算出した。30cm厚さのステンレス鋼を反射体とするCm金属及びCmO-HOの未臨界質量(k=0.9に対応)は、それぞれ25.2及び41.8kgと計算された。Cmの最小臨界質量として、微粒状Cm金属と水の均質混合球状体系で十分な厚さの水反射体に囲まれた場合に65.6gとの結果を得た。Cmの対応量は2.19kgと求められた。参考までにCmCm及びCmの裸の金属体系で、評価済核データライブラリをJENDL-3.2からENDF/B-VIに置き換えて臨界質量を計算したところ、対応量はそれぞれ23%,45%及び2%だけ小さくなり、核データライブラリの依存性が大きいことがわかった。本報告書は、米国原子力学会基準ANSI/ANS-8.15(特別なアクチニド核種の臨界管理)改訂のため準備した。

臨界集合体の現状と将来利用,2-4; 高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)

秋濃 藤義; 山根 剛

日本原子力学会誌, 40(4), p.262 - 264, 1998/00

1985年5月のVHTRCの初回臨界以来、HTTRの基本設計、詳細設計及び部分模擬炉心の各炉心を構成し、基本的な炉物理である(1)臨界質量、(2)制御棒及び可燃性毒物棒の反応度価値、(3)中性子束分布、(4)動特性パラメータ/等について実験・解析の比較を行い、HTTRの核設計精度の検証を行いHTTRの核設計の要請精度を満たすことを明確にした。また、VHTRCにおいてHTTRの初回臨界試験における核的安全性の評価のための実験を行い、1996年度でVHTRCを用いての実験を終了した。

Construction of new critical experiment facilities in JAERI

竹下 功; 板橋 隆之; 小川 和彦; 外池 幸太郎; 松村 達郎; 三好 慶典; 中島 健; 井沢 直樹

3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 4, p.1881 - 1886, 1995/00

本書は、核燃料サイクル分野での臨界実験安全性を研究するSTACYとTRACYの2つの臨界実験装置及びその燃料を調製する設備について行われた設計・モックアップ試験及びコールド試験の結果をまとめたものである。STACYでは、低濃縮ウラン溶液及びプルトニウム溶液の臨界量について、炉心形状、炉心直径及び溶液濃度等をパラメータとして系統的な臨界データが取得される。TRACYでは、急激に反応度を添加し、臨界事故時の過渡特性の解明及び放射性物質の環境への移行機構を解明するための基礎データが取得される。各々の臨界実験装置は、モックアップ試験、コールドでの機能試験により、所定の機能を有することが確認された。会議では、来年当初行う予定のホット試験の結果も一部加えて報告する。

反射体のないU-HO系の臨界量; MCNP-4コードとJENDL-3ライブラリーを用いた計算

松浦 重和*; 奥野 浩

JAERI-M 93-212, 39 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-212.pdf:1.21MB

GODIVAでの濃縮度93.7wt%の裸球体系金属ウランのベンチマーク実験を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP-4とJENDL-3ライブラリーを用いて解析し、実効増倍率1.0030.001という結果を得た。この最新の方法を反射体のないU100%金属の基本形状に適用し、同じ実効増倍率を与える寸法を求めた。球体系での臨界質量が47.30.4kgU(半径8.440.02cm)、無限円柱体系での臨界直径が11.920.04cm、無限平板体系での臨界厚さが6.400.02cmという結果を得た。欧米のハンドブック記載データとの相違は、濃縮度と反射条件の微妙な違いに起因すると推定される。また、ロッキーフラッツで実施された円筒容器入り高濃縮硝酸ウラニル水溶液の実験についても解析し、U-HO系の臨界質量を計算してハンドブックのデータと比較した。最小臨界質量1.480.02kgUの値を得た。

Reactor physics research activities related to the very high temperature reactor in Japan

金子 義彦

Nuclear Science and Engineering, 97, p.145 - 160, 1987/00

https://doi.org/10.13182/NSE87-A27461

日本における多目的高温ガス炉に関する炉物理研究活動の現状についてまとめた。高温ガス実験炉の炉心設計に必要な精度を最初に明らかにし、つづいて、核データの収編集と炉物理計算コードの開発について記述した。実験的研究については、日本原子力研究所のSHEにおいてこれまで行った炉物理実験の結果についてのべた後、低濃縮被覆粒子ウラン燃料を装荷した高温ガス実験炉の詳細模擬実験を実施することを目的としたVHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)への炉心改造について記述した。最後に、実験と計算の比較を通して達成した炉物理計算精度の改善について説明し、今後の課題を指摘した。

FCA VI-2集合体の臨界実験; FCAによる高速原型炉模擬実験研究報告

飯島 勉; 弘田 実彌; 溝尾 宣辰; 白方 敬章; 藤崎 伸吾; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 山岸 耕二郎; 三田 敏男*; M.Cho*

JAERI-M 7888, 50 Pages, 1978/10

JAERI-M-7888.pdf:1.1MB

FCAでは高遠原型炉「もんじゅ」の模擬実験が進行中である。FCAVI-2集合体はVI-1集合体に続くその物理的モックアップ炉心の一つで、VI-1が「もんじゅ」の外側炉心のモックアップであったのに対し、VI-2は「もんじゅ」の内側炉心の組成を模擬した試験領域を、U-235を燃料とするドライバーで取り囲んだゾーン系である。VI-2集合体では昭和48年3月から49年4月まで1年以上にわたって種々の実験が行われたが、本報告はそれらのうち非均質臨界量、特性試験、プルトニウム高次同位元素の効果、サンプル反応度価値空間分布、核分裂比および核分裂率分布、燃料板パンチング効果、模擬ブランケット効果、ピン状燃料アッセンブリーによるピン-プレートの比較など主として臨界性に関する実験結果についてまとめたものである。

FCA V-1集合体の特性試験と臨界質量

平川 直弘; 向山 武彦; 白方 敬章; 野本 昭二; 弘田 実彌; 松田 義明*; 小西 俊雄*

JAERI-M 7882, 47 Pages, 1978/10

JAERI-M-7882.pdf:1.46MB

FCA V-1集合体は昭和45年2月28日に臨界に達した。この集合休はFCAでJOYOのモックアップとして実施を予定されている一連の集合休のうち、最初の物理モックアップ集合体である。この集合体の組成はFCAの手持ちの燃料、模擬物質によって炉心中心のスペクトルが、JOYOのスペクトルになるべく近くなるよう定められた。実験に際しては、これがFCAにおける最初のPu装荷炉心であるため、自発核分裂効果、崩壊に伴う発熱の効果等の影響に対して注意が払われた。臨界後中性子源孔をなくしたV-1-B集合体において、一連の補正実験が行われ、臨界量がPu64.7+-0.3kgおよびU118.2+-0.6kgと決定された。この値は1次元及び2次元の拡散計算と比較され、ABBNセットを用いた場合には実験値より9%小さい臨界量を与え、JAERI-FASTを用いた場合には6%大きい臨界量を与えた。S法によるとABBNセットの計算値は拡散計算より1.8%小さくなった。

濃縮ウラン黒鉛減速炉心における臨界質量の測定と解析

秋濃 藤義; 金子 義彦; 北舘 憲二; 黒川 良右; 安田 秀志; 竹内 素允

JAERI-M 6739, 27 Pages, 1976/10

JAERI-M-6739.pdf:1.09MB

半均質臨界実験装置(SHE)における20%濃縮ウラン黒鉛減速の7ヶの炉心の臨界質量の測定とその解析についてまとめたものである。炉心部分の燃料濃度はC/U原子比について2226から6628にわたっており、一部の炉心にはトリウムが装荷されている。また多くの炉心は円柱形で側面反射体がついているが、一部の炉心には炉心内部にも反射体領域がある。計算は多群一次元中性子拡散理論によって行った。核データは熱中性子領域についてはENDF/B-IIIファイルの各断面積とYoung-koppelの黒鉛による中性子散乱側S(、)を用い、熱外中性子領域についてはGAM-Iライブラリーを用いた。円柱炉心に対しては、計算と測定の一致は極めて良く、実効増倍係数について平均0.61%、最大1.05%の不一致にとどまり、臨界質量についていうと平均2.6%、最大4.4%の不一致しか認められなかった。したがって均質度の高い20%濃縮ウラン黒鉛減速炉心の臨界質量に対する核データおよび解析手法の妥当性が実証された。