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野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典
Nuclear Technology, 148(3), p.235 - 243, 2004/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.52(Nuclear Science & Technology)臨界事故時の第1ピーク出力,エネルギー及び全核分裂数を予測するための簡易評価式が、1点炉近似動特性方程式を用いた理論的考察により開発された。溶液燃料中の核種組成依存性は、評価式導出に用いた密度及び比熱の実験式の適用範囲によって決まる。臨界事故時の温度上昇は、フランスのCRAC実験により評価され、評価式による予測値の上限及び下限を与える。評価式は、元々ステップ状反応度投入の状況を仮定して導かれたが、ランプ状の反応度投入に対しても近似値に成立することが理論式による考察によって示され、原研のTRACY実験で取得されたデータによって検証された。これにより、ここで述べる簡易評価式は、高濃縮ウランを用いたフランスのCRAC実験ばかりでなく、低濃縮ウランを用いたTRACY実験によっても検証された。
三好 慶典; 山本 俊弘; 中島 健
JAERI-Research 2002-002, 30 Pages, 2003/03
JAERI-Research-2002-002.pdf:1.42MB
乾式のMOX燃料加工工程における臨界条件を評価するとともに仮想的な臨界事故時の総核分裂数の評価を簡易モデルに基づいて行った。本報告書では、MOX粉末の均一化混合を行うモデル容器を対象として、MOX粉末と減速材として作用する添加剤との混合物が臨界となり得る条件を調べた。臨界を超過する場合には、添加剤であるステアリン酸亜鉛が高温になって蒸散することによる減速材の消滅を臨界停止条件として、総核分裂数を評価した。また、簡易評価式を用いて初期パルス出力,初期パルスでの核分裂数,臨界停止までの総核分裂数の評価を行った結果、MOX粉末系では中性子寿命が短いために初期パルス出力は低濃縮ウラン溶液系よりも大きくなる。また、MOX粉末系での初期パルスでの核分裂数及び総核分裂数も、反応度温度係数が小さいことと密度が大きいことから低濃縮ウラン溶液系より大きくなることがわかった。
野村 靖; 崎野 孝夫*; Nikolaevna, S. O.*
JAERI-Research 2000-034, 95 Pages, 2000/07
JAERI-Research-2000-034.pdf:4.84MB
溶液燃料を扱う再処理施設等における万一の臨界事故発生においては、第1出力ピークの発生を把えて、警報発報により従事者の速やかな待避を促して事故による被ばくを最小限に抑える必要がある。本報告では、臨界警報装置の設計・設置に役立てるため、事故時に予測される第1出力ピークの大きさ、及び放出エネルギーを簡易に評価できるモデルを開発したので、その内容を述べる。また、フランスで公開されたCRAC過渡臨界実験データをもとに、過渡臨界解析コードTRACEを用いたシミュレーション結果により、簡易評価モデルの妥当性を検証したので、その結果について述べる。
野村 靖
Nuclear Technology, 131(1), p.12 - 21, 2000/07
被引用回数：3 パーセンタイル：26.42(Nuclear Science & Technology)溶液燃料を扱う再処理施設の臨界事故発生においては、最も高い第1ピークの後に第2,第3ピークが連なる出力振動が観測されることが多い。臨界警報装置は、この第1ピークの発生を捉えて、いち早く従事者に臨界事故の発生を知らせ、現場から退去させることにより被曝を低減させるようにする。したがって、臨界警報装置の設計においては、この事故時の第1ピークの大きさを推定して警報発生しきい値を設計する必要がある。また、警報装置の設置場所の選定のためには、この第1ピークの大きさによってもたらされる従事者の被曝の程度を推定して、設置の適否を決める必要がある。ここでは、この臨界警報装置の設計・設置に役立てるため、警報発生のために必要な最小臨界事故時の核分裂数を、また、警報装置設置場所の選定のため必要な最大臨界事故時の核分裂数を簡易的に評価できる計算式を導出し、フランスで公開されたCRAC実験データと比較してその妥当性を検証したので、これらについて報告する。
野村 靖; 奥野 浩
Nuclear Technology, 109, p.142 - 152, 1995/01
被引用回数：9 パーセンタイル：66.33(Nuclear Science & Technology)核燃料の再処理に関わる取扱い、使用済燃料貯蔵及び輸送に関わるキャスクの設計においては、臨界事故時の従事者の被ばく、及び環境へ放出された放射性物質による公衆の被ばくの危険性を評価するため、最大想定事故規模の全核分裂数を知る必要がある。ここでは、上記の核燃料取扱施設で遭遇することの多い均質及び非均質体系に対してそれぞれ適用される、事故時全核分裂数簡易保守的評価式を一点炉近似断熱・反応度バランスモデルにより理論的に導いた。次にこれらの簡易評価モデルをこれまで世界各国で公開された過渡実験データ及び事故実測データを用いて精度検証した。さらに従来用いられてきたこの種の簡易評価式を引用し、現モデルによる結果と比較することにより、現モデルが充分な裕度を持って事故時全核分裂数を予測し、かつ適用範囲に殆んど制限がないことからその有用性を示した。
野村 靖; 奥野 浩
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.11.25 - 11.28, 1995/00
核燃料の再処理、貯蔵及び輸送に関する安全評価では、臨界事故を想定したときの全核分裂数推定値を基に、従事者の被曝及び公衆の内部被曝を評価する。本発表では、核燃料取扱施設で遭遇することの多い燃料溶液体系及び燃料棒-水体系で想定される臨界事故の全核分裂数を安全側に見積ることのできる簡易評価式を導いたので、その結果を述べる。
野村 靖; 奥野 浩
日本原子力学会誌, 35(2), p.155 - 163, 1993/02
再処理施設等核燃料施設で取り扱われるウランあるいはプルトニウムの溶液燃料体系で臨界事故を想定した場合に、安全評価上必要になる事故規模の大きさ、すなわち全核分裂数を簡易に求められる計算式及び図表を開発したので報告する。この計算式は、一点炉動特性方程式を基に簡単な仮定を置いて理論的に導かれ、その有効性がこれまで公開された過渡臨界実験データ及び過去の事故時の実測データとの比較により確認された。従来、諸外国で発表された簡易評価式による結果との比較からも、その有効性が示された。最後に、溶液燃料を扱う核燃料施設体系の安全評価用に、これらの簡易評価式を適用する場合の一つの考え方を提示した。
臼田 重和; 梅澤 弘一
放射線, 16(1), p.73 - 81, 1989/00
アクチノイド核種の自発核分裂部分半減期を精度よく測定することは、原子核の安全性の研究のみならず、使用済燃料の臨界安全性、中性子遮蔽等においても重要な課題である。本報では、マイカ検出器を用いて自発核分裂数を絶対測定するとともに、アクチニド核種の自発核分裂部分半減期を測定する方法を論じた。1例として
Cmの自発核分裂半減期を測定し、さらに、他核種への応用の可能性についても言及した。
館盛 勝一; 桜井 聡
JAERI-M 84-155, 48 Pages, 1984/09
今迄に核燃料取扱い施設で発生した臨界事故の中から、詳細がわかっている8件について、事故に至る経過を中心に概要をまとめた。それぞれのEvent Treeを作成して、事故を構成する欠陥要因を抽出し、それらを他の事故例における原因と比較し、考察した。また、事故における起因事象ならびに収束に結びつく現象も検討した。
山根 祐一
no journal, ,
瞬時の反応度添加による臨界事故が生じた場合に出力の第1ピークにおいて放出される核分裂エネルギーについて、温度フィードバック反応度の非線形な温度依存性を温度上昇の2次まで考慮した近似式を導出した。TRACY実験等で得られたデータに適用したところ、実験結果をよく再現することが明らかとなった。
