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大野 秋男*
核物質管理センターニュース, 33(9), p.12 - 15, 2004/09
NUCEFにおける臨界実験装置STACY及びTRACYは,保障措置上は溶液燃料を用いたバルク施設である。核燃料物質量の確定は、工程内の溶液燃料を計量槽に集めてディップチューブ式液位計で測定された液位をあらかじめ定められた校正曲線(液位と体積の関係)によって体積に換算する。計量槽については、使用開始に先立って水を用いた測定で校正曲線が求められている。溶液燃料の密度,粘性及び表面張力が水のそれらと異なることから、溶液燃料の校正曲線は水の校正曲線と異なる可能性がある。そこで、校正曲線に差異があるかどうかを調べるために実際の運転に用いるウラン溶液燃料を用いた校正試験がIAEA支援プログラム(JASPAS)の一つとして提案された。STACYの計量槽(ダンプ槽II)について、10%ウラン硝酸溶液燃料を用いて校正試験を実施し、JASPASのタスクを完了した。この試験の結果、溶液燃料の校正曲線は水による校正曲線と比較して差がなく、計量管理には水の校正曲線を用いることで十分であることが確認された。本報はタスクの概略と試験の結果について概説したものである。
中島 健; 山根 祐一; 三好 慶典
JAERI-Data/Code 2002-004, 42 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-004.pdf:1.51MB
溶液燃料体系の臨界事故解析コードAGNES2を開発し、TRACY実験解析により、その適用性を検証した。AGNES2は、一点炉動特性コードAGNESに対して放射線分解ガスボイドの生成及び消滅モデルを組み込んだコードである。この結果、放射線分解ガスボイドの生成・消滅による出力振動を計算することが可能となった。本報告書には、AGNES2コードの計算モデルと入力データがまとめられている。TRACYの実験解析では、低濃縮ウラン溶液を用いた超臨界実験について、AGNES2コードにより出力及びエネルギーの時間変化を計算し、実験との比較を行った。この結果、出力振動の初期における出力の時間変化は、実験値をほぼ再現した。また、エネルギーの時間変化については、実験範囲全般にわたりよい一致をみた。
阿部 仁; 田代 信介; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 内山 軍蔵
Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11
核燃料施設での溶液燃料臨界事故時の放射性物質の施設内への閉じ込め効果を定量的に評価するため、NUCEF-TRACYを用いて、同事故時の放射性分解ガスや放射性物質の溶液燃料から気相への放出挙動に関する定量的データを取得してきた。これまで得られてきたこれら物質の放出挙動評価結果について報告する。放射性分解ガスの一つである水素について、核分裂エネルギーと放出分子数間の相関性を観察することで放出G値として0.8(分子数/100eV)を得た。放射性物質の放出機構モデルを仮定し試験データに適用することで放射性物質の放出率を評価した。ヨウ素(
I及び
I)の放出率は、臨界状態を継続させた状態下(添加反応度1.5$)で約0.9%(過渡臨界4.5時間後)となった。また逆炉周期が約100(1/s)以上の試験条件では、希ガス(
Xe)の放出率は約90%以上となった。
阿部 仁; 田代 信介; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 内山 軍蔵
JAERI-Research 2001-027, 20 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-027.pdf:1.0MB
溶液燃料過渡臨界事故時における放射性物質の施設内への閉じ込め効果を検討するため、NUCEFのTRACYを用いて、溶液燃料臨界事故時放射性物質閉じ込め試験を実施している。放射性希ガス核種は高い揮発性を有するため、ほかの非揮発性核種と比べると施設外へ放出されやすく、公衆の被曝線量評価の観点からは放射性希ガス核種の放出挙動に関する定量的なデータが重要となる。そこで放射性希ガスとして
Xeに着目し、気相への放出係数を考慮した評価モデルを用いることで、気相への放出割合を評価した。また、逆炉周期と放出係数との間に相関関係を見いだすことができ相関式を導出した。さらに、二重境膜説をもとに放出係数と放射線分解ガス気泡径の関係を検討し、その結果を用いて、逆炉周期と気液接触面積との定性的な相関関係を示すことができた。
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。
円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 山根 祐一; 大野 秋男
JAERI-Tech 2000-013, p.57 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-013.pdf:2.43MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成10年度後半(10月~2月)に、直径約80cm、高さ約150cmの円筒型炉心タンクを用いた臨界実験を、計41回行った。実験では、炉心タンクの周囲に保温材(ヒータ付)を取付け、おもに溶液燃料昇温時の反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化傾向を直線でフィティングして内挿補間し、その変化量を定量的に把握できた。また運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、実験解析から求められた臨界液位-液位反応度フィティング式にほぼ一致した。
小畑 雅博
セミナー通信, (21), p.13 - 14, 2000/03
JCO燃料加工施設の臨界事故は酸化ウランを硝酸に溶解して均一化する工程で発生した。日本最初の原子炉JRR-1は酸化ウランを硫酸に溶解した溶液燃料を使用していた。これらには次の類似点がある。(1)燃料が溶液状である、(2)ウラン235の濃縮度がJCOが18.8%でJRR-1が19.9%である。(3)沈殿槽とJRR-1炉心タンクの大きさが同程度などである。発電用原子炉(軽水炉)の燃料よりも濃縮度が高いので臨界になりやすい。溶液中の水(水素)が中性子の減速材として働く、JCOの沈殿槽では冷却用の水が中性子の反射材としても働いた。JCOの事故は認可された方法を守っていれば起こらなかった。また、臨界についての十分な教育がされていれば、臨界防止対策のしていない沈殿槽に臨界量を超える大量のウランを入れることはしなかったであろう。規則を守って作業することを教える安全教育が重要である。
阿部 仁; 田代 信介; 永井 斉; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 村田 幹生
JAERI-Tech 99-067, p.23 - 0, 1999/09
核燃料再処理工程では溶液状燃料を取り扱うために、異常な過渡変化を越える事象の一つとして想定されている溶解槽の臨界事故時には、放射性物質が気相中へ放出され、さらに槽ベント系へと移行していくことが予想される。このような事故の下での槽ベント系の安全性能を実証するために原研ではNUCEFのTRACYを用いて臨界事故時放射性物質閉じ込め機能試験を実施している。本報告書は、平成10年度における同試験で得られた研究成果をまとめたものである。
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。
広瀬 秀幸; 桜庭 耕一; 小野寺 清二; 小川 和彦; 高月 幸男*; 森田 俊夫*; 曽野 浩樹; 有嶋 秀昭; 會澤 栄寿; 宮内 正勝; et al.
JAERI-Tech 98-015, 52 Pages, 1998/05
日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACY及び過渡臨界実験装置TRACYは溶液燃料を用いており、燃料組成を正確に測定することは、装置の安全運転及び実験精度の向上に必要とされている。サンプリング装置は各々の臨界実験装置で使用する溶液燃料の組成(ウラン濃縮度、ウラン(またはプルトニウム)濃度、遊離硝酸濃度、不純物量及び核分裂生成物の放射能)を把握するために溶液燃料を採取する装置である。従来型のサンプリング装置は、採取した燃料を装置内で希釈する設計で製作したため、ビュレット(分注器)内で硝酸水溶液を用い、シリンジ操作により溶液燃料の計量を実施してきた。ところが、平成8年度後半に、サンプリング時において硝酸水溶液がビュレット内の燃料に混入し、燃料濃度が薄くなる傾向が現れ出した。そこで、平成8年度中にサンプリング装置内での希釈を行わない、定量ポンプによる原液採取方式による新サンプリング装置へ変更した。そして、平成9年度に、改造した新サンプリング装置の性能確認を行った。ウラン濃度の変動量は0.14%であり、目標とする性能
0.2%(変動係数)を満足した。
黒崎 明*; 口屋 正夫*; 安田 直充*; 北中 勉*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 竹下 功
JAERI-Tech 97-010, 276 Pages, 1997/03
NUCEF原子炉施設の重要な内装設備についての耐震設計の基本方針、耐震強度計算の方針、特に考慮した要件等について、強度計算の具体例を挙げながらまとめた。また、設計及び工事の方法の認可申請書の添付計算書には記載していない背景としての考え方、関係するデータをできるだけ盛り込み、今後の設計及び設工認業務に利用できるように配慮した。
円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液曽野 浩樹; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 児玉 達也*; 大野 秋男; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 外池 幸太郎; 馬野 琢也*; et al.
JAERI-Tech 97-005, 107 Pages, 1997/03
日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFの定常臨界実験装置STACYは、600円筒炉心において10%濃縮ウラン溶液燃料を用い、平成7年2月23日に初臨界を達成した。その後燃料のウラン濃度を初期濃度310gU/lから225.5gU/lまで段階的に変化させ、水反射体有り及び裸の2体系において臨界実験を行った。本書は、初回臨界以降平成7年に実施した運転番号R0001からR0056の計56回のSTACYの運転について燃料希釈、燃料サンプリング及びSTACYの運転管理に関するデータをまとめたものである。
梅田 幹; 杉川 進; 重面 隆雄; 三好 慶典; 宮内 正勝; 井沢 直樹
JAERI-Tech 96-058, 28 Pages, 1997/01
NUCEF燃料調製設備には、臨界実験で使用した溶液燃料からウラン及びプルトニウムを分離精製するための精製設備がある。精製設備では、ミキサセトラにおいて臨界質量以上の濃縮ウラン及びプルトニウムを取扱う。また、NUCEFでの臨界実験条件に合わせた溶液燃料を調製するために精製設備の運転モードも多様なものとなり、ミキサセトラは単一故障、誤操作を考慮して全濃度での臨界安全形状としている。本報では、臨界安全形状ミキサセトラの設計、製作及び製作後に行われた機能試験についてまとめた。ミキサセトラの設計では、中性子吸収材(カドミウム)及び中性子減速材(ポリエチレン)を使用し、1段の寸法を制限することによりプロセス条件を満たしつつ臨界安全形状とすることができた。製作後に行われた機能試験では、製作したミキサセトラは安定に運転制御できることが確認され、所定の性能を有することが確認された。
山本 俊弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(1), p.78 - 82, 1996/01
被引用回数：1 パーセンタイル：14.44(Nuclear Science & Technology)「境界インポータンス」の概念を用いて、中性子増倍率を最大にする溶液燃料の自由液面形状を求める方法を示した。二次元平面形状の溶液燃料に対する最適形状を、多群、有限要素、S
輸送コード、TRIPLETを用いて例示した。「界面インポータンス」なる新たな概念を定義し、それにより、二つの異なる媒質が接する界面の最適形状を求めた。最適な界面形状は、界面インポータンスを当該界面に沿って一定にすることで達成される。最適な界面形状が存在し得る必要条件についての議論を行った。
梅田 幹; 杉川 進; 宮内 正勝; 岡崎 修二; 井沢 直樹
Proceedings of ENS Class 1 Topical Meeting; Research Facilities for the Future of Nuclear Energy, 0, p.322 - 329, 1996/00
NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY及びTRACY)では、低濃縮ウラン溶液燃料及びプルトニウム溶液燃料が用いられる。このため、NUCEFにはこれら溶液燃料を取り扱う為の燃料調製設備が設置してある。燃料調製設備の主な機能としては、溶解、希釈、混合、濃縮、精製、貯蔵であり、再処理施設の機能と類似したものである。安全設計では、臨界安全、耐震及び火爆防止を十分考慮されている。NUCEFは1994年に完成し、燃料調製設備において溶解設備、精製設備及び調製設備の各設備で特性試験、機能試験などが行われ、各機器の性能確認及び最適運転条件などに関する運転経験が得られた。本発表では、これらNUCEF燃料調製設備の概要、安全設計及び今までに行われてきた試験、運転の結果及び得られた経験について報告する。
井沢 直樹
Radioisotopes, 45(7), p.479 - 480, 1996/00
日本原子力研究所に完成したSTACY/TRACYは、核燃料サイクル施設における臨界安全性に関する研究を行うためのもので、ウランとプルトニウムの硝酸溶液を使用する臨界実験装置である。これらを用いて、溶液状核燃料を用いる各種条件における臨界量の把握、臨界事故時の各種データ収集等を行う。また、国外において同種の実験を広範に行っているフランスと協力して溶液状燃料体系における臨界安全性、臨界安全設計におけるバーンアップクレジット等について研究を推進して行く。
梅田 幹; 阿見 則男*; 杉川 進; 井沢 直樹
JAERI-Tech 95-038, 44 Pages, 1995/07
NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY及びTRACY)では、10%濃縮ウランの硝酸溶液燃料を使用する。この溶液燃料150kgUを調製するために、ペレット単位のビーカー規模での溶解基礎試験、実機溶解槽を用いた溶解特性試験を行い、その後に溶解運転を行った。本報では、これら溶解基礎試験、溶解特性試験及び溶解運転の結果について報告する。溶解基礎試験では、穏やかに反応が進み硝酸濃度が最終的に低くなることを考慮して温度80
C、初期硝酸濃度7Mの溶解条件を選定した。溶解特性試験からは、昇温は徐々に行う必要があること及び運転時間は8時間という運転条件を選定した。これらの溶解運転条件により、その後の溶解運転は順調に行うことができた。また、溶解運転より不溶解性残さの液移送時間に与える影響やNOxの挙動等の知見が得られた。
山本 俊弘
Nucl. Eng. Des., 154(2), p.145 - 155, 1995/03
被引用回数：1 パーセンタイル：17.53(Nuclear Science & Technology)移動境界を持つような炉心の動特性解析に、時間依存バウンダリフィット曲線座標系を適用した。時間依存2群、二次元の中性子拡散方程式を解くことにより、溶液燃料(硝酸ウラニル及び硝酸プルトニウム)のスロッシング時の動特性解析を行った。計算はすべて不規則な溶液形状を直交座標系上に変換して行った。スロッシングによって燃料が移動するようなことがあっても、自由液面の形状は概して凹形となる。自由液面が平坦に戻ろうとするときに、液面はわずかながら凸形になり、この時に正の反応度が印加される。この正の反応度は、大きさ、あるいは持続時間が十分でなく核暴走には到らない。
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。
桜井 聡; 平田 勝; 阿見 則男; 臼田 重和; 阿部 治郎; 若松 幸雄; 館盛 勝一; 福島 奨; 栗原 正義; 小林 岩夫
JAERI-M 90-059, 35 Pages, 1990/03
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の原子炉関連設備で使用するプルトニウム硝酸溶液燃料(Pu:60kg)の調製方法を確証するため、「酸化プルトニウム溶解性モックアップ試験」が計画された。この試験は、電解酸化法による100g規模の酸化プルトニウムの溶解、プルトニウム精製のための原子価調製、ならびにこれらの装置を格納し、プルトニウムに含まれる
Amおよび溶解時に添加した銀の除去を目的としたプルトニウム精製からなる。本試験を実施するために、溶解、原子価調製および精製装置、ならびにプルトニウム溶液を取扱うためのグローブボックスを大洗研究所燃料研究棟に製作・整備した。本報告では、これらの装置およびグローブボックスの設計条件、使用および性能試験について述べる。
