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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; 山根 祐一; 井澤 一彦; 長家 康展; 菊地 丈夫; et al.
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10
2011年の福島第一原子力発電所の事故により発生した燃料デブリの臨界安全性評価において採用される手法の妥当性を臨界実験で得られたデータに基づいて検証するため、NRAからの委託により原子力機構は2014年から関連研究開発プロジェクトを実施している。このプロジェクトにおいては、i)燃料デブリの臨界特性の網羅的計算とデータベース化(燃料デブリ臨界マップの開発)、ii)新しい連続エネルギーモンテカルロコードの開発、iii)臨界事故の評価、iv)臨界安全性評価手法の検証実験のための臨界集合体STACYの改良などが行われている。前回のICNC2019以降、本プロジェクトは2024年5月に正式運転を開始するSTACYの改造やパワースペクトルに準拠した空間ランダム分布を持つ物質の臨界計算に適したモンテカルロコード「Solomon」の開発で大きな進展があった。本発表では、この研究開発プロジェクトの全体像と各技術トピックの状況について紹介する。
郡司 智; 吉川 智輝; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10
燃料デブリの組成や特性は不確かであるため、安全評価に用いる計算コードや核データの妥当性を検証するための臨界実験が必要である。このため、原子力機構は「STACY」と呼ばれる臨界実験装置の更新改造を進めてきた。新STACYの初臨界は、2024年春に予定されている。本論文では、新STACYの初臨界時の炉心構成について検討した結果を報告する。初臨界時には、中性子減速条件の異なる2組の格子板(間隔は1.50cmと1.27cm)が用意される。しかし、使用可能なUO
燃料棒の本数には400本までの制限がある。また、初臨界の臨界水高さを95cm程度に設定したい。これは、アルミニウム合金製の中間格子板(高さ約98cm)の有する反応度影響を回避するためである。この条件を満たす初臨界の炉心配置を計算機解析で構築した。最適な減速条件に近い1.50cmの格子板を用いた正方形の炉心構成では、臨界に達するまでに261本の燃料棒が必要である。1.27cmの格子板については、1.80cm間隔で市松模様に燃料棒を配置した2つの炉心配置を検討した。一つは1.27cmと1.80cmの2つの領域を持つ炉心配置で、もう一つは1.80cmのみの炉心配置である。臨界に必要な燃料棒は、それぞれ341本と201本である。本論文では、これら3つの炉心構成とその計算モデルについて示す。
郡司 智; 荒木 祥平; 新垣 優; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
原子力機構は、東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリの臨界特性の解析結果を検証するために、STACYと呼ばれる臨界集合体を溶液体系から軽水減速非均質体系に更新している。燃料デブリの組成や特性を実験的に模擬するために、特定の中性子減速条件を作る格子板や、棒状のコンクリートやステンレス鋼材を複数用意する予定である。これらの装置や材料を用いて、燃料デブリの臨界特性を評価する実験が予定されている。この一連のSTACY実験では、燃料デブリを模擬した試料の反応度測定、コンクリートやステンレス鋼などの構造材を含む炉心構成の臨界量測定、それらの配置が不均一になった場合の臨界量変化などが含まれている。さらに、燃料デブリの落下を静的に模擬した2つの分割炉心実験と、部分的に異なる中性子減速条件での未臨界測定実験などを予定している。これらの実験計画は、いくつかの実験的制約を考慮して検討された。本論文では、これらの実験のスケジュール、最適化された炉心構成の計算結果、及び各実験で期待される結果について示す。
郡司 智; 荒木 祥平; 渡邉 友章; Fernex, F.*; Leclaire, N.*; Bardelay, A.*; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、臨界安全分野において長年のパートナーシップを築いている。今回の共同研究でIRSNとJAEAは、JAEAが更新する新しい臨界実験装置STACYを用いた共同実験を計画している。STACY実験の計画で両機関が使用するコード(MVP3, MORET6など)や核データ(JENDL, JEFF)を比較するため、両機関がかつて所有していた臨界集合体であるApparatus BとTCAのICSBEPハンドブックからのベンチマーク、新しいSTACYの計算モデルについて計算結果の比較が実施された。新STACYの計算モデルを含め、数種類の中性子減速条件と臨界水高さを含む計算を行い、その計算結果には、核データライブラリの処理や形式に起因すると思われるわずかな系統的な差異があった。しかし、新しいコードと新しい核データを含む計算結果は、概して実験値とよく一致することがわかった。したがって、双方の有する計算ツールを新STACYの実験設計に利用することに問題はない。加えて、JENDL-5に含まれる新しいTSLデータが実効増倍率に与える影響についても計算解析で調査した。これらの計算結果に対する実験的検証は、両研究機関共同による新STACYの臨界実験によって行われる予定である。
柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
原子力規制委員会は2014年より日本原子力研究開発機構と共同して実際の燃料デブリを模擬した模擬燃料デブリの臨界性を判断するための実験に取り組んでいる。日本原子力研究開発機構は模擬燃料デブリの特性を解明することを目的とした燃料デブリを模擬した臨界実験を実施するためSTACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改造した。そこでは3種類のSTACY更新炉の炉心構成が提案されている。STACY更新炉での臨界実験では、提案した炉心構成が溶融炉心-コンクリート相互作用デブリを代表するものかどうかを判断することが重要である。本研究では、擬似燃料デブリと減速材の体積比(V
/V
)を考慮した擬似燃料デブリ・モデルを構築し、SCALE6.2の感度及び不確かさ解析手法の実装のためのツール-指標及びパラメータ(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation-Indices and Parameters: TSUNAMI-IP)を用いて、修正STACY炉心形状と疑似燃料デブリ・モデルの間の不確かさに基づく類似性値(C
)の算出を行った。その結果、我々が提案したSTACY更新炉の炉心に装荷される構造材棒は、V/V値を通じて疑似燃料デブリ模型と高い類似性を持つことが示された。C値への主な寄与は、極めて高いコンクリート成分を含む疑似燃料デブリモデルを除き、
U 
, U 
, 
Fe (n,
)であった。
郡司 智; Clavel, J.-B.*; 外池 幸太郎; Duhamel, I.*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 11 Pages, 2019/09
臨界実験施設STACY更新炉は、燃料デブリに関する臨界計算の検証に貢献することができる。実験炉心設計はJAEA/IRSNの共同研究で進行中である。本論文では、溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)デブリの擬似燃料デブリの臨界特性を測定するためのSTACY更新炉の実験炉心構成の設計を最適化するために適用した方法を示した。炉心構成がコード検証に資することを確認するために、模擬デブリに含まれる同位体の反応度価値と反応断面積に対するkeff感度を評価することが重要である。
Siの捕獲反応の感度を最大化するために、例えば格子ピッチまたはコア寸法などのコア構成の複数のパラメータを最適化するアルゴリズムを使用して最適な炉心構成を効率的に研究した。
郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3927 - 3936, 2016/05
MCCI生成物を含む燃料デブリの臨界安全性は福島第一原子力発電所の廃炉に関して重要な課題のひとつである。燃料デブリの臨界あるいは未臨界状態はまだわからない。なぜならその組成、位置、中性子減速条件などがまだ確認できないからである。また、燃料デブリの臨界管理に冷却水中への中性子毒物が効果的かどうかもわからない。原子力機構による解析計算のデータベースは整備中である、これは燃料デブリがとりうる組成や中性子減速条件などを幅広くカバーして、燃料デブリのサンプルや条件がわかったときに、臨界特性を評価する助けとなる。解析計算もまた不確かさを持っているがこれは原子力機構が計画しているSTACYの更新と燃料デブリの組成を模擬したサンプルによる臨界試験によって明らかにされる。この報告では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度測定のための実験炉心構成の検討について紹介する。本研究でのサンプルの計算はモデルウラン酸化物燃料(Uの濃縮度は3, 4, 5重量%)とコンクリートを含む。減速不足、過減速の双方の条件での測定が可能であることが結論付けられた。また、サンプルの必要量についても見積もられた。
郡司 智; 渡邉 友章; 外池 幸太郎; 荒木 祥平
no journal, ,
臨界安全研究グループでは、サイクル施設の臨界安全性担保のために決定論的手法を用いた研究を行ってきた。一方、福島第一原子力発電所の廃炉作業では、これまでの臨界管理手法では対応できない。一時的に臨界超過になる確率とその影響を評価した上で、許容できるか否かリスクの考え方に基づいて判断し、作業を行うという新しい手法が求められている。このような研究課題に対し、燃料デブリの取りうる組成・性状を網羅した臨界リスク基礎データベースを開発整備している。その妥当性については、臨界実験装置STACYを改造の上、臨界実験によって確かめる。臨界事象によりどの程度の被ばく影響があるのかリスク管理ができるデータベースも構築している。燃料デブリは組成・密度の分布が乱雑であることが予想されているため、従来の解析計算では取り扱えない乱雑さを取り扱うための計算モデルを開発している。燃料デブリの燃焼度評価のため、軽水炉照射済燃料を用いた分析試験を実施している。
荒木 祥平; 井澤 一彦; 郡司 智; 須山 賢也; 石井 淳一; 関 真和; 小林 冬実; 深谷 洋行
no journal, ,
燃料デブリの臨界特性を実験的に明らかにするため、溶液燃料の臨界安全に関する実験に供されてきた定常臨界実験装置STACYを燃料棒と軽水から構成される汎用的な非均質熱体系炉心への更新を進めている。本発表では、STACY更新炉の概要を示すとともに現在の工事の進捗状況について報告する。
郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也; 井澤 一彦
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の事故で 発生した燃料デブリは局所的に多様な性状を持つと考えられており、その取扱いにあたっては、燃料デブリの臨界特性を網羅的に把握し、妥当性を実験的に確認することが重要な課題の1つである。本発表では定常臨界実験装置STACY更新炉において、模擬燃料デブリや構造材の反応度を測定するための試料装荷方法と得られる反応度の計算解析結果を示す。
郡司 智; 渡邉 友章; 須山 賢也; 荒木 祥平; 福田 航大
no journal, ,
臨界安全研究グループでは、サイクル施設の臨界安全性担保のために決定論的手法を用いた研究を行ってきた。一方、福島第一原子力発電所の廃炉作業では、これまでの臨界管理手法では対応できない。一時的に臨界超過になる確率とその影響を評価した上で、許容できるか否かリスクの考え方に基づいて判断し、作業を行うという新しい手法が求められている。このような研究課題を解決するために当グループが取り組んでいる研究活動のうち、下記の研究トピックスを紹介する。(1)臨界マップデータベース、(2)STACY設工認支援、(3)STACY実験の具体的検討、(4)照射後試験(PIE)/燃焼解析
荒木 祥平; 井澤 一彦; 郡司 智; 新垣 優; 須山 賢也
no journal, ,
燃料デブリの臨界特性を実験的に明らかにするために、定常臨界実験装置STACY更新炉の整備を進めており、デブリに含まれる物質を模擬し、炉心に装荷するための構造物模擬体の製作も進めている。本発表では、実験に使用するコンクリート模擬体の試作・検討の状況について報告する。
荒木 祥平; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也
no journal, ,
STACYにおける実験計画に弾力性を持たせるため、現有燃料棒400本のみを用いた1.27格子板での2領域炉心の検討を行った。2領域炉心は1.27-cm格子間隔のテスト領域及び1.8-cmのドライバ領域で構成され、実験で求める中性子場の模擬性によっては、400本の現有燃料棒のみで1.27-cm格子板を用いた均一炉心の実験を模擬できる可能性を確認した。
郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也; 井澤 一彦
no journal, ,
STACY更新炉の臨界実験開始にあたり、臨界水位を正しく解析するためには有意な反応度効果を有し臨界水位に影響を与える炉心周辺機器を同定して計算モデルで考慮する必要がある。炉心タンク内主要機器及び可動装荷物駆動装置の有する反応度 について計算解析で評価し、実験計画に必要な知見を得た。
郡司 智; 荒木 祥平; 吉川 智輝; 井澤 一彦; 須山 賢也
no journal, ,
定常臨界実験装置STACYは燃料デブリの臨界特性を明らかにすることを目的として初臨界を目指して更新工事を行っており、登録時点において令和6年5月からの運転開始を予定している。運転開始後の臨界実験計画の詳細化を目的として、中性子減速条件の異なる格子板ごとに現有するUO燃料棒400本を用いた初臨界炉心の炉心配置を検討している。また、STACY更新炉で検討されている実験のうち、燃料デブリの落下・合体を静的に模擬する2分割炉心実験について、中性子増倍率の変化とそれに伴う臨界水位を予測し、実験が成立することをMCNP及びJENDL-4.0及びJENDL-5により詳細に解析して確認した。本発表ではこれらの検討状況に加えて、STACY更新炉の整備状況についても報告する。
荒木 祥平; 郡司 智; 吉川 智輝; 井澤 一彦; 須山 賢也
no journal, ,
STACY更新炉ではデブリの臨界特性を明らかにするため、コンクリートの組成を模擬したデブリ構造材模擬体(コンクリート)を炉心に装荷した実験を検討している。本報告では、実際に試作した模擬体の密度・組成情報を用いて、反応度価値を評価し、実験体系及び実験に必要な模擬体本数を検討した。模擬体はペレット状に加工したコンクリート模擬物質を燃料棒と同じ大きさの被覆管に封入したものである。コンクリート模擬物質は粗骨材を含まないため、普通コンクリートとは密度、組成が異なる。本研究では、模擬物質の含水率を含めた組成情報及び密度情報を取得した。これらの情報を基に模擬体をモデル化し、MCNP及びENDF/B-VII等を用いて数値解析を行った。
荒木 祥平; 郡司 智; 長谷川 健太; 多田 裕太; 吉川 智輝; 井澤 一彦; 須山 賢也
no journal, ,
デブリの臨界特性の把握に資するため、JAEAでは、STACYは溶液燃料を用いた均質体系から棒状燃料と軽水を用いた非均質体系への更新を進めており、STACY更新炉の性能試験の1つとして出力校正を実施する。出力校正を実施するためには、熱出力の測定が必要となるが、溶液系STACYで用いられた溶液燃料中の核分裂数の測定により熱出力を評価する手法は、密封された燃料棒を利用するSTACY更新炉に適用することは難しい。そこで本研究では、出力測定手法の1つである、金箔などの放射化検出器を用いた出力測定手法を検討し、予備解析として反応率の評価を実施した。放射化検出器として金箔を想定し、実験用装荷物駆動装置を用いて炉心中央に装荷する体系とした。炉内の中性子束及びスペクトルをMVPを用いて解析し、求めたスペクトル場における放射化検出器の反応率をPHITSを用いて評価した。核データにはJENDL-4.0を用いた。解析の結果、熱出力と放射化検出器の反応率の対応データを取得できた。
郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也
no journal, ,
近年、非均質不均一系を評価するための計算解析コードが複数整備されつつある。これらの解析コードの妥当性を検証するため、STACY更新炉ではコンクリート系及び鉄系の構造材模擬体を不均一に配置した実験炉心での臨界実験データ取得を目指している。一般的なコンクリート組成を用いた臨界実験の先行研究での成立性評価に対し、本研究では試作結果に基づくモルタル系の組成、アルミニウム被覆管を考慮し、STACY更新炉の初期の実験で使用可能な400本の現有燃料を用いる場合の成立性、実効増倍率の変化に対する水位変化量などを最新の核データであるJENDL-5を用いて評価した。燃料棒数を節約するため、外周部の中性子減速条件を最適減速に近づけ、試料の組成もより実験に近い条件とした計算により、先行研究と同じパターンの100回の配置変更による実効増倍率の差が約3ドルから約2ドルに小さくなることが確認された。
荒木 祥平; 郡司 智; 吉川 智輝; 新垣 優; 井澤 一彦; 須山 賢也
no journal, ,
原子力機構が更新を進める定常臨界実験装置STACYの初臨界は2024年に予定されており、その後にはデブリ構造材模擬体を用いた実験が準備されている。デブリ構造材模擬体を用いた炉心については、2023年春の年会において、900本の燃料棒を使用する条件下での解析を報告したが、燃料調達の関係から400本での炉心構成を検討することが求められた。本発表では、400本以下の燃料棒で構成される炉心での再解析を実施し、前回発表で検討した炉心に包含されることを確認した。
郡司 智; 荒木 祥平; 吉川 智輝; 井澤 一彦; 須山 賢也
no journal, ,
原子力機構(JAEA)が更新を進める定常臨界実験装置STACYの初臨界は2024年に予定されている。2023年春の年会において、臨界実験の不確かさ低減を意図した初臨界のための基本炉心構成の検討結果を示した。しかしながら、その後の規制審査において許可上の安全係数(原子炉停止余裕など)が最も厳しい条件でなる炉心構成とするよう指示があったため、初臨界炉心構成を格子間隔1.50及び2.54cmの円柱炉心を基本としたものに変更している。本研究では、複数の核データセット、計算コードを使用してこれらの新しい初臨界炉心の構成及び臨界水位等を検討した結果について示す。