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Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 神野 郁夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.08(Nuclear Science & Technology)We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (
) of the fuel debris inside the canister and primary containment vessel (PCV) of Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement via simulation-based calculations. Our results demonstrate an almost linear correlation between and the 
Kr-to-
Xe activity ratio with respect to various fuel debris compositions. This correlation is maintained regardless of geometries such as the fuel debris canister and the PCV.
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04
被引用回数：1 パーセンタイル：15.7(Nuclear Science & Technology)Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.
炉物理研究委員会
JAERI-Review 2001-047, 180 Pages, 2002/02
JAERI-Review-2001-047.pdf:10.03MB
炉物理研究委員会の下に、加速器駆動型未臨界炉システム(ADS)の現状と課題を炉物理的な観点から検討することを目的として、平成11年7月に「加速器駆動炉の炉物理ワーキングパーティー(略称ADS-WP)」が設立された。本ワーキングパーティーでは、第1回ADS-WP会合において、2年間の活動指針を討議し、(1)「高エネルギー領域の中性子輸送計算の問題」,(2)「未臨界炉に特徴的な静特性と動特性(安全性)の問題」,(3)「概念設計、要素技術開発を含むシステム設計の問題」の3課題を重点的に取り上げていくことを決定した。ADS-WPの活動期間は平成11年7月より平成13年3月であり、この間に合計4回の会合を開催し、これらの課題について討議した。また、原研と高エネルギー加速器研究機構との共同による「大強度陽子加速器計画」における原研「核変換物理実験施設」計画への意見・要望の調査・取りまとめを行った。本資料は、上記活動期間中におけるADS-WPの活動成果を取りまとめたものである。本資料がADS-WPの成果を概観し、さらには今後の新たな研究活動の指針選定に役立つことを期待する。
奥野 浩; 内藤 俶孝
JAERI-M 87-057, 29 Pages, 1987/03
核燃料が未臨界である事を保証する方法として、最小臨界量に安全係数を乗ずる方法が従来しばしば用いられて来た。しかし、安全係数をどの様にして定めるかは不明確である。より合理的な方法として、計算誤差のみを考慮した制限実行増倍率を用いる方法がある。この報告では制限実行増倍率の算出について述べる。原研で開発した臨界安全解析コ-ドシステムJACSを用いて1980年以降これまでに1,400例にも及ぶ検証計算が実施された。このうち、上記制限実行増倍率の算出に当たっては、反射体の付いた単一ユニットの核燃料体系で、複雑な形状のもの及び中性子毒を含むものを除く約400例の体系を対象とした。この対象体系を燃料の種類等により8つのグル-プに区分し、検証計算の結果を整理した。グル-プ毎に実行増倍率の分布が得られ、これから制限実行増倍率が算出された。
小室 雄一; 片倉 純一
Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.145 - 149, 1987/00
原研で開発した臨界安全評価コードシステムJACSを用いて様々な核燃料物質の臨界条件を計算してきた。UO
-HO,UOF水溶液、UO(NO
)水溶液、ADU(II)-HO,PuO-HO,Pu(NO)
水溶液、PuO-UO-HO,Pu(NO)-UO(NO)水溶液、UO燃料棒-HO,PuO-UO燃料棒-HO等を計算の対象とした。核燃料物質の形状は、厚さ30cmの水に外周を囲まれた球、無限円柱、無限平板の3つを考えた。計算結果は臨界安全ハンドブック原案及び臨界安全ハンドブックデータ集に掲載された。本発表では、計算方法、計算結果、諸外国の臨界ハンドブックとの比較及び差異の原因等について報告する。
石井 淳一; 井澤 一彦; 大久保 卓哉; 小川 和彦
no journal, ,
日本の新規制規準に適合させるため、臨界実験装置施設(STACY)では、既設の燃料貯蔵庫を改造することとしている。改造では、形状寸法管理を適用する燃料貯蔵庫に対し、機器の変形等を考慮しても臨界とならないよう、中性子吸収材を追加する設計としている。また、その臨界安全設計の妥当性を確認するために、未臨界解析を行った。本解析には、中性子断面積データとして、評価済みの核データライブラリJENDL-3.2を使用した。中性子増倍率は、連続エネルギーモンテカルロコードMVP及びSRACのPIJコードを使用して計算した。解析の結果、全ての燃料貯蔵庫は未臨界確保に係る安全要件を満足できることを確認した。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一
no journal, ,
We enabled to consider the spontaneous fission reaction in subcritical neutron multiplying system by modifying the OpenMC depletion calculation code version 0.11. With the code, it is possible to estimate the quantity of short half-life fission products in the subcritical system. As a demonstration and fuel debris storage preliminary study, the code was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. As a result, the ability was successfully shown to provide the information on short half-life fission products over time and to provide the relationship between the activity ratio of 88Kr-to-135Xe and effective neutron multiplication factor.
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一
no journal, ,
Fuel debris has inherent neutron sources due to mostly spontaneous fissions. Therefore, the fuel debris inside a canister can be seen as a subcritical system with fixed neutron sources. A depletion calculation for the fuel debris inside the canister has been performed. The calculation results show the activity ratio of Kr-to-Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.
Riyana, E. S.; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 奥村 啓介
no journal, ,
We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (k
) of the fuel-debris canister using remote gas-radioactivity measurement. The fuel-debris compositions inside a canister may vary and depend on the fuel-debris location inside the primary containment vessel and fuel-debris removal process. Our calculation result demonstrates the correlation between k and the activity ratio of Kr-to-Xe for the various fuel debris material conditions such as fuel burn-up degree before the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Stations (1F), canister filling rate, water fraction, and fuel-debris type.
Riyana, E. S.; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 奥村 啓介
no journal, ,
We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (keff) of the fuel-debris inside the primary containment vessel (PCV) of unit-2 of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement. Our calculation result demonstrates the correlation between keff and the activity ratio (AR) of Kr-to-Xe for various fuel debris compositions and geometry. We also show the time-dependent behavior of the AR of Kr-to-Xe when the keff changes suddenly in PCV.
