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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。
海野 良典; 加藤 圭将; 谷川 聖史; 小林 大輔; 大部 智行; 木村 雄一*; 根本 良*; 田尻 一馬*
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.33 - 36, 2023/08
東海再処理工場のプルトニウム転換開発施設の基礎実験室では、プルトニウムとウランの混合溶液にマイクロ波を照射して、プルトニウムとウランの混合酸化物粉末を製造するため、各種データ取得のための試験を行っていた。現在は、試験を終了しており、グローブボックス設備内の試験機器の解体・撤去を進めている。本稿では、これまでのグローブボックス内の試験機器の更新、設備改良、解体・撤去作業に関する実績を報告する。
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。
勝山 仁哉; 宮本 裕平*; Lu, K.; 真野 晃宏; Li, Y.
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08
原子力機構では、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象等の過渡事象を考慮し、原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を算出するための確率的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4の開発を進めている。亀裂のサイズや密度等の欠陥分布は、PFM解析の破損頻度を算出する上で重要な影響因子であることがよく知られている。NUREG-2163では、非破壊検査(NDI)の結果を反映するベイズ更新手法が提案されているが、NDIにより欠陥指示がある場合にのみ適用可能である。RPVの検査結果として欠陥指示がない場合があることから、我々は以前、NDIの結果として欠陥指示がある場合とない場合の両方に適用可能な尤度関数を提案した。しかし、これらのベイズ更新手法では、両者に相関のあると考えられる亀裂のサイズと密度を独立に更新する尤度関数が適用されている。本研究では、尤度関数をさらに改善し、亀裂のサイズと密度を同時に更新できるようにした。また、その尤度関数に基づきベイズ更新及びPFM解析を行い、その有用性を示した。
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。
舛井 健司; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.25 - 30, 2016/07
東海再処理施設に設置されたグローブボックスについて、視認性が低下していた透明パネルを更新した。パネルの材質には、新規制基準への適合を考慮し、難燃性材料であるポリカーボネートを採用した。また、放射性物質の拡散を防止するため、グリーンハウスを設置して作業を行った。更新後、パネルの材質、据付・外観、グローブボックスの負圧、漏えい検査を実施し、閉じ込め機能が更新前と同様に維持できることを検証した。
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。
宇野 定則; 高山 輝充*; 江夏 昌志*; 水橋 清
第18回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.133 - 136, 2005/11
原研高崎の3MVシングルエンド加速器は設置当初からの懸案として、加速器本体内の構成部品の耐電圧不足があった。これが原因でタンク内放電や部品の損傷が起こり、最大定格電圧である3MVを長時間安定に保つことは困難だった。そこで、特に損傷しやすい部品であった加速電圧検出抵抗は無誘導型への改良を行い、また次に損傷の著しかった加速部アクリル板の交換及び電位固定の補強、並びにアルミ製のカラム電極支持具への変更などの改造を行った結果、3MVでの定常運転が可能となった。また、制御機器の増設に柔軟対応でき、かつ安定した運転ができるように、制御系の計算機とソフトウェアの更新を実施した。
田中 泉; 吉元 勝起; 神 晃太*; 木村 光希*; 岩佐 和宏*; 大森 二美男*; 吉田 秀明*
JNC TN8440 2000-013, 179 Pages, 2000/04
JNC-TN8440-2000-013.pdf:10.31MB
プルトニウム転換技術開発施設は、昭和58年にプルトニウム試験を開始して以来約13年間運転を継続し、約12tのプルトニウム・ウラン混合酸化物粉末の製造を実施してきた。プルトニウム転換技術開発施設は、設備の経年劣化による設備更新を実施し、平成5
6年にかけて第1回設備更新として焙焼還元炉及び廃液蒸発缶等の更新を実施し、平成1011年にかけて第2回設備更新として脱硝加熱器、混合機、換排気設備等の更新を実施した。撤去設備の細断は、第2回目の更新工事において撤去したフィルターケイシング、分析グローブボックス等を細断し放射性廃棄物として処置したものである。またすでに処置された不燃性固体廃棄物のうち、プルトニウム含有率の高い大型廃棄物についても開梱を実施し、粉末等の回収を行った。本報告書は、細断工事の実施結果について工事方法、被ばく実績及び本細断で得られた知見(セル・グローブボックス系フィルターへの核物質の移行量の推定について、放射性物質の再浮遊係数測定結果)をまとめたものである。
上松 敬; 荒川 和夫; 居城 悟*
JAERI-Review 99-025, TIARA Annual Report 1998, p.257 - 258, 1999/10
原研サイクロトロンの制御用計算機及びマンマシンインターフェース機器は、10年以上稼動してきたが、メンテナンスができなくなってきたことと、新イオン源の増設にともなう容量不足の理由により、更新を行った。計算機は、DEC社製ミニコンピュータをWindows NTのパソコンに置き換えた。
安達 武雄; 伊藤 光雄; 山口 仁志; 武石 秀世; 大崎 章; 小川 力男; 太田 三郎; 関野 伯明; 池田 三郎; 伊藤 幸夫; et al.
JAERI-Tech 98-053, 46 Pages, 1998/12
腐食、劣化の著しい第4研究棟西棟2F,3Fの排気ダクトを撤去し、硬質塩化ビニール製ダクトに更新した。準備作業を平成9年7月から始め、12月に更新工事を開始し、平成10年4月に終了した。本報告は、第1種管理区域内でのダクト更新工事の概要を作業記録としてまとめたものである。
長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.
PNC TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03
「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。
上村 勝一郎; 菅谷 伸一; 檜山 敏明; 影山 十三男; 小嶋 素志; 藤田 伸一*; 早乙女 晴朗*
PNC TN8450 95-008, 44 Pages, 1995/09
プルトニウム燃料第一開発室特殊測定室(R-135室)では、従来から塩化ビニル製のグローブボックスを使用してきたが、長年の使用により腐食老朽化が進み、使用できなくなった。そこで、平成7年1月から3月にかけて、これらのグローブボックスの解体撤去工事を実施した。撤去工事は、請負業者によりグリーンハウス方式で行い、工事期間中の放射線管理も問題なく行うことができ、予定期間内に無事故で完了することができた。本報告書は、工事に関する記録をまとめたものである。
堀井 信一; 山本 勝*; 本田 宏一*; 田多井 和明*; 磯崎 典男*; 田村 豊*; 高橋 琢*; 高橋 英治*
PNC TN8470 95-003, 240 Pages, 1995/01
事業所内に蒸気を供給している中央運転管理室及びボイラ、非常用発電機設備は、経年変化が著しく、今後も蒸気を安定して供給するために建物を含む蒸気設備を更新した。本報は、この更新工事(中央運転管理棟建設工事)に関する事柄をとりまとめ、今後、同様工事の参考にするものである。
大橋 信芳; 飯田 謙一; 植木 信之; 塙 博; 井坂 正規; 高柳 政二
JAERI-Tech 94-016, 74 Pages, 1994/09
JRR-4では、1965年の初臨界以来胴板が炭素鋼製の熱交換器を炉心冷却に使用し、健全性確認の一手段として超音波厚さ計による腐食状況調査を実施してきた。1990年の調査の結果、胴部全体に渡り腐食の加速進行が認められ、2年後には耐圧強度上の必要厚さを割ると推定されたため、翌年、改良を加えた新熱交換器に更新した。更新後、旧熱交換器の腐食胴板をサンプリングして、腐食状況の観察や付着堆積物の化学分析、金相試験を実施した。これにより胴板の腐食度が判明し、更新の妥当性も確認された。本書は、JRR-4における熱交換器の管理技術と新熱交換器の設計、仕様、工事、検査、腐食胴板のサンプリング調査結果など,熱交換器の管理と更新に係る技術的諸課題をまとめた報告である。
not registered
PNC TN1700 93-009, 82 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由(1) 再処理施設において発生する高放射性の固体廃棄物の貯蔵能力を増すため。(2) 高レベル放射性物質研究施設から発生する低放射性の固体廃棄物を受入れるため。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
not registered
PNC TN1700 93-002, 64 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出した再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-1のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由再処理施設において発生するスラッジ及び廃溶媒の,それぞれの貯蔵能力を増すため第二スラッジ貯蔵場及び廃溶媒貯蔵場を新設する。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-2のとおりである。
