Testing of criticality accident alarm system detectors to pulsed radiation at TRACY

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 眞田 幸尚

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011013_1 - 011013_6, 2019/01

https://doi.org/10.7566/JPSCP.24.011013

The Japan Atomic Energy Agency used criticality accident alarm systems (CAAS) to monitor the occurrence of any accidental criticality at the Tokai Reprocessing Plant (TRP). A total of six plastic scintillator-based detector units, newly purchased or developed for the TRP, were tested by exposing them to pulsed radiation generated at TRACY, which is a pulse-type reactor that uses uranyl nitrate solution as fuel. All detector units tested responded properly to pulsed radiation that simulated an actual accidental criticality.

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

https://doi.org/10.3327/jnst.43.276

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発線及び遅発線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under accident conditions

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2005-007.pdf

核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。

Examination for neutron dose assessment method from induced sodium-24 in human body in criticality accidents

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04

https://doi.org/10.3327/jnst.42.378

臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。

TRACY安全棒誤作動(2004年6月17日発生)に関する調査報告書

TRACY安全棒誤作動原因調査アドホック委員会

JAERI-Review 2005-006, 60 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-006.pdf:5.09MB

日本原子力研究所東海研究所の過渡臨界実験装置(TRACY)において、平成16年6月17日に、過渡出力運転を実施していたところ、安全棒1本が炉心に挿入される事象が発生した。日本原子力研究所は、平成16年6月23日に所内の専門家からなる「TRACY安全棒誤作動原因調査アドホック委員会」を組織し、安全棒の誤作動に関する原因調査及び対策に関する検討を実施した。アドホック委員会は、計11回の会議を開催し、TRACYの関連課室から原因調査及び対策に関する報告を聴取し、調査審議を行った。その結果、安全棒が誤作動した原因は、安全棒装置の分解組立て時に混入したポリエチレンシート小片が電磁石とアーマチュアの間に挟み込まれ、安全棒保持力が低下していたためであることが判明した。本報告書は、この安全棒誤作動に関する調査結果及び対策について報告するものである。

NUCEF分析業務報告書; 平成15年度

清水 香織; 軍司 一彦*; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕*; 圷 英之; 新妻 泰*; 井上 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-078, 27 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-078.pdf:1.84MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成15年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、平成12年度より実施している硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験のうち、第3回のウラン(U)/プルトニウム(Pu)抽出分離試験が実施されたほか、U/Pu抽出分離試験で発生した抽出廃液を処理するための予備実験も行われ、当該試験にかかわる分析を合わせて行った。平成15年度における総分析試料数は、156試料であった。本報告書は、平成15年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

NUCEF分析業務報告書; 平成14年度

境 裕; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 圷 英之; 新妻 泰; 白橋 浩一; 佐藤 猛

JAERI-Tech 2004-006, 25 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-006.pdf:1.72MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成14年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため計量槽に集めた硝酸ウラニル溶液の分析を行った。また、STACY用いたプルトニウム臨界実験に備えて、硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験及びAm抽出分離試験が行われ、当該試験にかかわる分析を行った。平成14年度における総分析試料数は、275試料であった。本報告書は、平成14年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

熱流動解析コードPHOENICSを組み込んだ燃料溶液体系の動特性解析コードの開発及びTRACYの自然冷却特性実験の解析(受託研究)

渡辺 庄一; 山根 祐一; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-045, 73 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-045.pdf:4.96MB

燃料溶液体系の臨界事故では、正確な情報が必ずしも得られないことから、その熱流動の振舞いを把握するためにはパラメータサーベイ計算が必要である。しかし、一方では従来の熱流動解析計算は時間を要するため、許容できる計算精度の範囲内で計算時間を短縮できる実用的な計算手法が必要である。このため、汎用熱流体解析コードPHOENICSをサブルーチンとして取込み、熱流動を考慮した多領域動特性方程式に基づく中性子エネルギー1群の3次元動特性解析コードを作成した。核熱計算と流動計算の時間刻み幅を分離し、さらに出力の時間変化に応じて時間刻み幅を自動調整することによってコードの計算時間短縮化を図った。TRACYを用いた0.5ドルの反応度投入後の過渡出力に引き続く、緩やかな出力変化が5時間持続する自然冷却特性実験について解析計算を行った。実用的な時間の範囲内で計算が可能であり、出力及び温度変化についての解析値は実験値をほぼ再現する見通しを得た。

熱外中性子検出によるTRACY超臨界実験の出力履歴の測定

中島 健; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-028, 31 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-028.pdf:1.38MB

TRACYを用いた超臨界実験における出力履歴を精度良く測定するために、熱外中性子検出による出力測定を試みた。熱外中性子の測定のために、カドミウム(Cd)被覆のU核分裂電離箱を使用し、中性子検出効率を向上させるための中性子減速材としてポリエチレンをCd被覆内に設置した。また、線によるノイズの影響を低減するために鉛遮蔽体を設けた。測定結果を熱中性子検出器の結果と比較したところ、従来の熱中性子検出では中性子が検出器に到達するまでの飛行時間によって生じる時間遅れの影響により出力に歪みが生じ、また、出力ピーク値が減少することが明らかになった。出力ピーク値の減少率は、添加反応度1.5$の比較的ゆっくりとした出力変化の場合には約4%であったが、反応度が約3$の高速出力変化では、40%以上と大きくなった。

Outline of simulation code fact for analysis of ventilation system on criticality accident

津幡 靖宏; 田代 信介; 小池 忠雄; 阿部 仁*; 渡邊 浩二; 内山 軍蔵

Transactions of the American Nuclear Society, 87, p.60 - 61, 2002/11

原研では、再処理施設の臨界事故で発生する揮発性核分裂生成物のベント系内移行挙動を解析する目的でシミュレーションコードFACTの整備を進めている。本コードではノードジャンクション法が採用されており、種々の流体機器が配置されたベント系ネットワークを模擬することができる。解析ではユーザが与えた臨界発生箇所での質量放出速度,エネルギー放出速度,揮発性物質放出係数を用いて一次元圧縮性熱流動に関する基礎方程式及び一次元移行解析式を解くことでベント系内各観測点での圧力,温度,流速,移行物質濃度等を推定する。本発表では、FACTの基本解析機能及び簡易プラントを想定した機能確認計算について報告する。