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宇田川 豊; 更田 豊志*
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08
This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.
宮原 直哉; 三輪 周平; 堀口 直樹; 佐藤 勇*; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.228 - 240, 2019/02
被引用回数：7 パーセンタイル：61.94(Nuclear Science & Technology)軽水炉シビアアクシデント時のソースターム評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モデルを高度化するため、FP化学データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算によって整備した。構築した化学反応データセットを用いた解析の一例として化学反応解析を実施した結果、1000Kにおいて有意な化学反応速度の効果が見られた。また、平衡に至った後の化学組成を化学平衡計算の結果と比較したところ、代表的なCs-I-B-Mo-O-H系化学種に対して良く整合する結果が得られた。これらの結果から、構築したデータセットは、速度論の考慮が必要なシビアアクシデント時のCs-I-B-Mo-O-H系FP化学挙動評価のために有用であるとの結論を得た。
宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹
JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01
JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。
相原 純; 植田 祥平; 後藤 実; 稲葉 良知; 柴田 大受; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2018-002, 70 Pages, 2018/06
JAEA-Technology-2018-002.pdf:1.46MB
HTFPコードは、高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。軽微な変更を施したFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで、本報告において軽微な変更を施したFORNAX-Aコードを用い、HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は、HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。
相原 純; 植田 祥平; 西原 哲夫
JAEA-Technology 2015-040, 32 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-040.pdf:0.83MB
本来のFORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aのプログラムに軽微な変更を施すことによりどのような計算が可能になるか述べたものである。
野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史
JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06
JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB
HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。
大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
高レベル放射性廃棄物の分離変換技術を導入することによる地層処分場の面積低減効果を、燃料組成や再処理までの冷却期間をパラメータとした幾つかの場合について考察した。マイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることによる処分場面積の低減効果は、MOX軽水炉の使用済燃料を長期間冷却する場合において顕著であることがわかった。これは、長寿命で発熱性の高い
Amが蓄積していることに起因する。MAに加えて核分裂生成物を分離することで、UO
燃料,MOX燃料ともに70-80%の処分場面積低減が期待でき、この効果は再処理及び群分離までの冷却期間には依存しないことがわかった。
杉山 智之; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志
JAERI-Research 2003-033, 76 Pages, 2004/01
JAERI-Research-2003-033.pdf:17.46MB
低温起動時の反応度事故(RIA)条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃焼度41
45GWd/tUの沸騰水型原子炉(BWR)燃料のパルス照射実験を原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施した。試験燃料棒は福島第一原子力発電所三号機で用いられたBWR8
8BJ(STEP I)型セグメント燃料棒を短尺加工したもので、NSRRにおいて約20ms以内の短時間に293607J/g(70145cal/g)の熱量が与えられた。その際、燃料棒被覆管はペレット・被覆管機械的相互作用により高速に変形したが、被覆管の延性が十分高く破損には至らなかった。被覆管周方向の塑性歪は最大部で1.5%に達した。被覆管温度は局所的に最大約600
Cに達しており、X線回折測定の結果はパルス照射時の温度上昇により被覆管照射欠陥が回復したことを示していた。パルス照射による核分裂生成ガスの放出割合は、ピーク燃料エンタルピ及び定常運転条件に依存して、3.1%8.2%の値であった。
辻本 和文; 河野 信昭; 篠原 伸夫; 桜井 健; 中原 嘉則; 向山 武彦; Raman, S.*
Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.129 - 141, 2003/06
マイナーアクチノイドの断面積データの検証のため、アクチノイドサンプルが英国PFRにおいて全出力換算日で492日間照射された。照射されたサンプルは、原研と米国オークリッジ国立研究所で成分分析された。お互いに独立なこれらの分析により、非常に有用な放射化学分析結果が得られた。主要核種(
U and 
Pu)とドジメータサンプルの予備燃焼解析結果をもとに、サンプル照射位置での中性子束を決定した。この論文(Part.2)では、燃焼解析と実験結果との比較を行った。その結果、
U, 
Pu, Am及びCmに対するFIMAは若干計算値は課題評価する傾向にあるもの、おおむね計算値と実験値はよく一致していた。しかしこれらの核種に対する
Ndの核分裂収率の誤差は非常に大きく、今後再評価していく必要があると考えられる。今回解析に用いたJENDL-3.2のMA核データに関しては、MAの核変換システムの概念検討には十分であるが、詳細設計を行うにはさらに改善されていく必要がある。幾つかの核種、特にPuと
Puの断面積データは新たな測定データによる再評価が必要である。
柴田 恵一
JAERI-Data/Code 2002-026, 516 Pages, 2003/01
JAERI-Data-Code-2002-026-Part1.pdf:25.12MBJAERI-Data-Code-2002-026-Part2.pdf:28.24MB
JENDL-3.3の第3改訂版(JENDL-3.3)が2002年に公開された。このライブラリーには337核種の評価済中性子核データが収納されている。本報告書には、JENDL-3.3のMF1部分に与えられている評価方法に関する記述が掲載されている。
佐々 敏信; 大井川 宏之; 菊地 賢司; 池田 裕二郎
Proceedings of American Nuclear Society Conference "Nuclear Applications in the New Millennium" (AccApp-ADTTA '01) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00
原研では、オメガ計画の下でマイナーアクチノイドと長寿命核分裂生成物の核変換を行う加速器駆動システムの概念検討を進めている。加速器駆動システムの開発に関連した技術課題の解決のために、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で進めている大強度要旨加速器計画の中で、核変換実験施設の建設を計画している。施設は、核変換物理実験施設及び核変換工学実験施設の二つの研究施設から構成される。600MeV-0.3mAの陽子ビームが施設に供給されることになっている。この発表では、これらの実験施設の概念検討について発表を行う。
岡嶋 成晃; 山根 義宏*; 竹本 吉成*; 桜井 健
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(8), p.720 - 723, 2000/08
Diven因子の入射中性子エネルギー依存性を調べた結果、高速炉系におけるDiven因子の適用には、入射中性子エネルギーを考慮する必要があることがわかった。また、高速炉系のように、複数の核種が核分裂に寄与するような体系のDiven因子の式を導出した。
山岸 秀志; 池田 裕二郎; 伊藤 浩; 角田 恒巳; 中川 正幸; 岩村 公道; 田畑 広明*; 浦上 正雄*
JAERI-Tech 2000-037, p.12 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-037.pdf:1.12MB
高
線下で作動し、広計測レンジ及び高位置分解能を有した位置検出型核分裂計数管(PSFC)の開発を日本原子力発電株式会社との共同研究の下で進めている。PSFCの作動原理と性能を検証するため、ソレノイド電極構造のPSFC模擬体と計測用電子回路を試作した。これらを用いて、核分裂計数管電極に誘起されるような微小の疑似電流パルス信号により、PSFC計測システムのシミュレーションを行った。この結果、PSFCを用いた中性子束分布計測システムは、有効電極長が1000mmの長尺であるにもかかわらず7.5mm以下の極めて高い位置検出分解能を有すること、及び6桁以上の広い計測レンジが得られることを確認した。今後、PSFCを試作して中性子束分布計測性能を試験する予定である。
杉本 純
JAERI-Conf 99-005, 523 Pages, 1999/07
1998年11月4日から6日にかけて、ホテル・ラングウッドにおいて、シビアアクシデント研究ワークショップ(SARJ-98)が開催された。このワークショップには、13か国より181名の参加者があった。ワークショップでは、各国における研究の現状、OECDにおけるシビアアクシデントの検討状況、圧力容器内溶融炉心保持、水蒸気爆発、圧力容器外冷却性、FP挙動、構造健全性、燃料挙動、水素挙動、事故解析とモデル化など、シビアアクシデントに関する実験及び解析を含む幅広い領域を対象として、合計65件の発表があった。パネルディスカッションでは、「シビアアクシデントの事故シナリオ、アクシデントマネジメント戦略及び将来炉の設計に対する解析手法の現状; どれ程実際に近いのか?」をテーマに、パネリスト及び会場の専門家により活発な討論が行われ、さまざまな意見や見解が交換された。
関 泰
プラズマ・核融合学会誌, 74(8), p.795 - 801, 1998/08
核分裂炉との対比により核融合炉の安全上の特徴を明らかにする。その特徴に即して、放射性物質の閉じ込めに重点を置いた安全確保の方策を述べる。ITERという今までで最も詳細な核融合実験炉の工学設計を対象としてなされた安全評価の結果、それ自身の安全性が確実なものとして示されたことを述べる。この結果に基づいて、将来の動力炉において格段に高い安全性を実現できる方策を示す。
杉本 純
JAERI-Conf 98-009, 501 Pages, 1998/05
1997年10月6日~8日にかけて、横浜パシフィコにおいて、シビアアクシデント研究ワークショップ(SARJ-97)が開催された。このワークショップには、15ヶ国、1国際機関より180人の参加者があった。ワークショップでは、各国の研究概要、圧力容器内溶融炉心保持、水蒸気爆発、FP挙動、構造健全性、格納容器挙動、シミュレーション、アクシデントマネジメントなど、シビアアクシデントに関する実験及び解析を含む幅広い領域を対象として、合計58件の発表があった。パネルディスカッションでは、「将来型炉のシビアアクシデント研究」をテーマに、パネリスト及び会場の専門家により活発な討論が行われ、様々な意見や見解が交換された。
関根 俊明
Radioisotopes, 46(9), p.670 - 674, 1997/09
中性子の利用の一つとしてRI製造について概説した。RI製造に用いる中性子核反応に関して、中性子核反応の特徴、中性子源、生成RIと担体について述べた後、得られるRIの中でも生体主要元素RI、治療用密封小線源、内用療法RI、(n,)反応による
Mo/
Tcジェネレータの製造等、医学・生命科学利用を中心に解説した。
吉島 哲夫; 田中 純利
JAERI-Tech 97-029, 47 Pages, 1997/07
JRR-3は、1990年に熱出力10MWの天然ウラン重水減速冷却型から熱出力20MWの重水反射体軽水減速冷却プール型のJRR-3Mとして改造された。改造後のJRR-3Mは、1990年11月から定格出力での共同利用運転が開始された。本報告書は、JRR-3Mの運転が比較的安定に維持され、各冷却系統に含まれる放射性核種濃度がほぼ安定状態に達したのを機会に行った各冷却系統の放射化学分析結果と放射性核種生成量の評価についてまとめたものである。
西谷 健夫; 海老沢 克之*; 井口 哲夫*; 的場 徹
Fusion Engineering and Design, 34-35, p.567 - 571, 1997/00
被引用回数：13 パーセンタイル：67.93(Nuclear Science & Technology)現在の大型トカマクでは、真空容器の外側にUのフィッションチェンバーを設置することにより、発生中性子の測定を行っているが、ITERでは、ブランケットがあるためその方法では精度よく測定することはできない。そこで軽水炉の炉内中性子モニタとして開発された小型のフィッションチェンバーを用いた中性子モニタシステムの設計を行った。マイクロフィッションチェンバーを第一壁近傍に数ヶ所設置することにより、プラズマ位置・形状の変化による中性子発生率の測定誤差を補正することができる。このシステムでは、ウランの燃焼による検出効率の変化が大きな問題であるが、U(80%)、U(20%)とすることにより、検出効率変動の少ない検出器ができることがわかった。
W.S.Charlton*; T.A.Parish*; S.Raman*; 篠原 伸夫; 安藤 真樹
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 3, p.F11 - F20, 1996/00
これまで、原研ORNLアクチノイド研究契約に基づきマイナーアクチノイドの即発中性子放出率及び遅発中性子放出率などが測定されてきた。本研究の目的は、マイナーアクチノイドの高速中性子核分裂による遅発中性子放出率を測定することである。実験は、テキサスA&M大学研究炉(トリガ燃料プール型熱中性子炉)において行われた。炉内にB
Cで周囲を囲んだ高速中性子場を設けアクチノイド試料を中性子照射した。遅発中性子放出率を測定する核種は、U-235,Np-237,Am-241,Am-243である。これらアクチノイド試料は、厚さ1mm、外径5mm
、重量10mgである。照射後試料から放出される遅発中性子を計数し、各群毎の遅発中性子放出率及び半減期を測定した。U-235、Np-237試料の遅発中性子収率はこれまでの測定データと良い一致を示した。
