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玉井 広史; 田崎 真樹子; 須田 一則
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(1), p.25 - 29, 2018/01
IAEAが低濃縮ウランの貯蔵・供給を管理する構想が実現の運びとなった。このIAEA低濃縮ウランバンクは、機微技術の拡散に加え今世紀に入ってテロリストによる悪用の懸念の増大を受け、核燃料の供給保証によって濃縮・再処理に係る技術開発のインセンティブを下げることを目指した様々な構想の一つであり、IAEAの場における議論を通じて核燃料供給及びバンクサイトの要件が規定され、2018年には正式に運用を開始する予定である。本構想の経緯、意義、今後の動向を紹介する。
山本 俊弘; 三好 慶典; 清住 武秀*
Nuclear Science and Engineering, 145(1), p.132 - 144, 2003/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトのハンドブックのSTACYのベンチマークデータが低濃縮溶液ウランの臨界解析手法の検証データとして有用である。JENDL-3.2ではSTACYの水反射体付体系に対しては実効増倍率を約0.7%過大評価していた。これらの過大評価を考慮したJENDL-3.3への改訂にあたっては、U-235の核分裂スペクトル,核分裂断面積,N-14の(n,p)反応断面積などが修正され、実効増倍率の計算値が大きく改善された。JENDL-3.2またはENDF/B-VI.5に対するJENDL-3.3の変化の寄与を摂動計算により調べた。また、Fe-56のMeV領域の弾性散乱断面積が大きかったこともJENDL-3.2の過大評価の原因の一つである。JENDL-3.3ではこの断面積が見直され実効増倍率に0.2%ほど寄与する。JENDL-3.3でも実効増倍率の濃度依存性は依然として見られる。また、JENDL-3.3によるSTACYに対する過大評価は大きい場合で0.6%ほどある。
山本 俊弘; 三好 慶典; 菊地 司*; 渡辺 庄一
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.789 - 799, 2002/07
被引用回数：5 パーセンタイル：34.51(Nuclear Science & Technology)10%濃縮の硝酸ウラニル水溶液の第2シリーズの臨界実験をSTACYでの28cm厚平板炉心タンクを用いて行った。ウラン濃度を464から300gU/Lまで変化させて系統的な臨界データが取得された。本報告書では、水反射体付き及び反射体なしの条件で計13の臨界体系について評価を行った。実験誤差の実効増倍率への影響を感度解析により求めた。計算モデルを構築するのに必要な、ベンチマークモデルを提示した。ベンチマークモデルに含まれる不確かさは約0.1%
kとなった。13の臨界体系はベンチマークデータとして認定できる。これらのベンチマークデータを用いて、標準的な計算コード,核データを用いたサンプル計算の結果も示す。
中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典
JAERI-Data/Code 2002-007, 123 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-007.pdf:4.34MB
本書は、TRACY「ランプ給液」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。ランプ給液実験では、燃料溶液を一定速度で炉心タンクに供給し、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。
中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典
JAERI-Data/Code 2002-006, 176 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-006.pdf:6.33MB
本書は、TRACY「ランプ引抜」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。ランプ引抜実験では、トランジェント棒を電動駆動により一定速度で炉心から引き抜き、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。
中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典
JAERI-Data/Code 2002-005, 158 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-005.pdf:6.55MB
本書は、TRACY「パルス引抜」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。パルス引抜実験では、トランジェント棒を空気圧により約0.2秒で引き抜き、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力,圧力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。
竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09
NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。
神田 啓治*; 中込 良広*; 一色 正彦; 馬場 治; 鶴田 晴通
1996 Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR), 0, 8 Pages, 1996/00
原研のJRR-2、JRR-3M、JRR-4及びJMTRそして京都大学原子炉実験所のKURを中心に、我が国研究炉の燃料濃縮度低減化(RERTR)計画の現状と今後の計画、関連R&Dの成果等について紹介している。
小森 芳廣; 島川 聡司; 小向 文作; 長尾 美春; 明石 一朝; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-020, 63 Pages, 1995/03
国際的な核不拡散政策に沿って原研においても試験研究炉の低濃縮化が進められているが、その一環として、1994年1月、JMTRの全炉心低濃縮化が達成された。JMTRで使用する低濃縮ウラン燃料は、ウラン密度4.8g/cm
のシリサイド燃料であり、可燃性吸収体として燃料要素の側板にカドミウムワイアが挿入されたものである。低濃縮燃料炉心の特性試験結果から、原子炉の停止能力は十分に確保されていること及び従来の中濃縮燃料炉心と同等の負の反応度フィードバック効果を有していることを確認した。運転初期の過剰反応度についても、カドミウムワイヤの効果によりほぼこれまでの中濃縮燃料炉心と同程度に抑えられていることが確認された。また、運転中の過剰反応度変化についても、ほぼ予想通りの結果が得られた。
斎藤 実; 山本 克宗
日本原子力学会誌, 36(4), p.321 - 322, 1994/00
標記国際会議は、原研主催により1993年10月4日~7日に大洗町で開催された。本報は、この会議における6つのセッション(各国の低濃縮化計画、燃料の開発及び製造、燃料の試験及び評価、炉心転換の研究及び安全評価、燃料サイクル、研究・試験炉の利用、その他)での発表及びパネル討論の概要をまとめ、日本原子力学会誌の「国際会議の窓」欄に報告するものである。
cores by the variable loading method中島 健; 秋江 拓志
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1175 - 1179, 1993/11
被引用回数：1 パーセンタイル：25.98(Nuclear Science & Technology)軽水減速低濃縮UO炉心の水平方向外挿距離
及び臨界バックリングB
を「装荷量変化法」により評価した。この方法では、種々の水平方向寸法の炉心の臨界水位データを使用する。本方法による誤差は、過去に行なわれた出力分布より水平方向外挿距離を求める「束形法」に比べて小さくなっている。「束形法」により求めた及びBは、炉心の水平方向寸法に対する臨界水位の変化を限られた範囲でしか再現できないのに対して、本方法の評価結果は全範囲においてこれを再現している。さらに、SRACコードによるセル計算においてBを用いて実効増倍係数を求め、標準解としての連続エネルギーモンテカルロコードの結果と比較したところ、今回評価したBを用いた計算結果は標準解と良一致を示した。以上より、装荷量変化法は束形法に比べ、水平方向外挿距離及び臨界バックリングBを精度良く決定できることが示された。
core山本 俊弘
JAERI-M 93-170, 18 Pages, 1993/09
日本原子力研究所の軽水臨界実験装置、TCAでの実験で水位差法に用いられるバックリング-反応度換算係数(K値)は、TCAの実験上、非常に重要な定数である。今まで、この定数は炉心形状等によって変化しないものとされてきた。本報では、このK値が軽水減速材、反射体を持つUO炉心で、炉心形状等による変化によって、どの程度変化するかを調べるため、二次元の輸送摂動を用いて、解析的に研究した。その結果、検討した範囲では、K値は炉心により5%程度変化することがわかった。また、K値の燃料セル領域と他の領域の変動成分は相殺し合う。このためK値の炉心毎の変動は比較的小さくなる。
佐藤 猛; 桜井 文雄; 永岡 芳春; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 石塚 悦男; 安藤 弘栄; 斎藤 実; 二村 嘉明
UTNL-R-0274, p.1-1 - 1-11, 1992/00
JMTRは、燃料の低濃縮化のために1991年4月から1992年2月の間に国の安全審査を受けた。一方、この審査期間中の1991年7月には原子力安全委員会により水冷却型試験研究用原子炉施設の安全設計及び安全評価に関する審査指針が定められた。JMTRの低濃縮燃料への変更においてはこれらの指針に基づき燃料の機械設計、炉心設計、安全評価等の全面的な見直しを実施した。これらの見直しの一環として「一次冷却水流出事故」について解析した結果、非常用冷却系統、非常用電源及び安全保護回路に係る一部施設整備も必要となった。今回はこの「一次冷却水流出事故」の検討結果及びそれに伴う上記施設整備について報告する。
lattices in water by exponential experiment須崎 武則
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(12), p.1067 - 1077, 1991/12
中性子実効増倍係数kに関する比較を行うため、軽水減速、軽水反射の低濃縮ウラン燃料格子炉心を対象としてパルス実験、指数実験及びモンテカルロ中性子輸送計算を実施した。実験では、測定された時間及び空間減衰定数から、炉心領域での中性子バランスを記述する簡単な炉物理モデルを用いてkを導出した。これら3種のkの間の差について、2群中性子拡散方程式を解析的に解くことにより検討したところ、炉心内のバックリングの差に起因することがわかった。もう1つのkとして、反射体領域を含む全領域での中性子バランスに基づくkを定義し、その値を実験的に求めたところ、3種の方法の間の差は著しく改善された。
齋藤 順市; 小森 芳廣; 桜井 文雄; 安藤 弘栄
JAERI-M 91-065, 42 Pages, 1991/04
JMTRでは、濃縮度低減化計画の一環として低濃縮燃料の安全評価に資するため、ウランシリサイド-アルミニウム(U
Si-Al)分散型燃料の熱伝導率を室温から400
C近傍まで測定した。熱伝導率は、熱拡散率、熱容量及び密度の積として求めることができる。従って、熱伝導率はこれら3つの物性を個々に測定して決定した。試料の熱拡散率及び熱容量は、レーザーフラッシュ法により測定した。また、温度に依存する密度は、示差熱膨張計により測定した線膨張率から求めた。USi-Al分散型燃料の熱伝導率は、温度上昇とともに僅かに大きくなり、300C近傍で最大となる傾向が認められた。
太田 猛男*
PNC TN1420 91-001, 258 Pages, 1990/11
(1)IAEAは,原子炉施設,再処理施設など施設区分に応じた統一した保障措置を行うため,保障措置基準(計画・実施・評価)の整備を行っており,91年から新基準を適用することとし,各施設に対しこの新基準に沿った保障措置アプローチの改定を要求してきている。(2)しかし,保障措置の実施はあくまで施設付属書(FA)を含む保障措置協定により管理される必要があり,施設の設計の現状,計量管理システムの現状,施設運転計画・工程への影響技術開発の現状さらには現在のFAの論理構成など広範囲に検討をする必要があり,新基準の早急な適用,安易な適用を行うべきではない。(3)なによりも,保障措置の信頼性の確保,効率化の観点から新基準の適用問題は議論をすべきと考える。(4)一方で,査察対象の施設や核物質量の増加および施設の大型化,自動化に対応するため,新基準では,無通告ランダム査察ゾーン査察など保障措置の新しい概念の動向を踏えた視点,又封じ込め監視機器と核物質の非破壊測定器との組合せにより大幅な非立会査察化が期待できる技術開発のポイントを指差する視点も含まれている。(5)この意味では,新規施設では,新基準に則した設計およびそのための技術を行う必要があると考える。(6)いずれにしても,新基準を理解する事は,有益かつ重要であると考え,その概要を紹介し,日英対訳と合わせて本書を編集した。
柳澤 宏司; 須崎 武則; 新田 一雄
Proc.Int.Seminar on Nuclear Criticality Safety, p.84 - 88, 1987/00
現在、燃料集合体の輸送容器等の臨界安全評価では、集合体内の燃料棒の均一配列に対して最適減速条件を仮定しており、配列格子の歪によって生じる不均一配列の効果は考慮されていない。そこで、この不均一配列による臨界質量の変化あるいは加わり得る反応度を明らかにする目的で、TCAを用いて低濃縮UO燃料棒配列に対する実験的検討を行った。 その結果、体系の大きさ及び体系内の燃料棒本数を一定とした条件では、不均一配列体系の臨界質量は均一配列体系のそれよりも大きく、加わる反応度は負であることが明らかになった。
村上 清信; 三好 慶典; 広瀬 秀幸; 須崎 武則
JAERI-M 85-032, 19 Pages, 1985/03
2.6w/o UO-水格子(水対燃料体積比1.83)の円柱炉心を構成し、炉心中心に挿入した棒状および円筒状吸収体の反応度効果、ならびに棒状吸収体間の距離が変化した場合の相互干渉効果の変化等を調べた。また、モンテカルロコード(KENO-IV, MULTI-KENO)により臨界体系の実効増倍係数および吸収体反応度効果を評価し、実験値と比較した。炉心中央に吸収体を挿入した体系に対しては、k
が0.983
0.999(ケース数31)の範囲であった。また、2本の棒状吸収体を用いた相互干渉効果実験体系に対しては、kが0.9780.999(ケース数29)の範囲であった。棒状吸収体の反応度価値の計算値は、実験値と比較して標準偏差の2倍以内で一致した。
村上 清信; 青木 功; 広瀬 秀幸; 須崎 武則
JAERI-M 84-194, 32 Pages, 1984/10
濃縮度3.2w/o UO燃料棒による15
15のPWR燃料集合体を模擬した試験領域と、その外側を濃縮度2.6w/o UO燃料棒による臨海調整用領域で取り囲んだ体系を作り、試験領域の吸収棒配置や吸収棒種類を変えた場合の、炉心に与える反応度効果、および出力分布の変化を調べるために、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて臨界実験を行った。吸収棒は、ボロンカーバイド含有量の異なる7種類を用い、1種類当り最大21本使用した。PWR型の分散型吸収棒配置において、吸収棒のボロンカーバイド含有量を増加させた場合の臨界水位の変化率は、ボロンカーバイド含有量の低い所で大きく、含有量が高くなるに従い小さくなる。しかし、含有量が1.66g/cmの高密度の場合でも、まだ飽和に達しなかった。
