Multiphysics analysis of reactivity changes due to solution flow in the past criticality accident at Windscale Works in 1970

福田 航大; 山根 祐一

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10

1970年英国Windscale Worksにて発生した臨界事故を対象に、過去の検討で報告されている"エマルジョン生成"や"水溶液流入による反応度増加"の傾向を、溶液の流動を詳細に考慮したうえで確認することを目的としたマルチフィジックス解析を行った。CFD計算ツールボックスOpenFOAMの混相流ソルバを用いて得られた物質配置の経時変化を使用して連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMVP3.0により反応度の経時変化を求めた。解析を行うために、OpenFOAMとMVP3.0間のデータ移動・変換を行うインターフェイスプログラムの開発も行った。実際に事故が発生したとされている移送容器を模擬した体系において、核分裂による発熱を考慮せず、溶液の流動並びに流動に起因する反応度変化を計算した結果、"エマルジョン生成"や"水溶液流入による反応度増加"の傾向を確認することができた。また、解析体系の解像度が結果に与える影響についても考察を行った。

Reduction of the source term of an assumed criticality accident in a fuel fabrication facility with solution system

深谷 裕司; 後藤 実

Annals of Nuclear Energy, 164, p.108617_1 - 108617_6, 2021/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108617

溶液燃料体系を用いる燃料製造施設のための仮想臨界事故における合理的なソースタームを提案した。公衆被ばくは事故時において制限値の5mSvを超えてはならない。そこで、水の放射線分解による水素ガス発生により決定される第一バーストにおける合理的なソースタームを提案した。臨界警報装置と可溶性中性子吸収剤による臨界抑制により、その低減された核分裂数による安全性が保証される。この効果を茨城県東海村の燃料製造施設のサイト条件に基づき、臨界事故中の環境影響評価により確認した。その結果、現行規制ガイドライン下においても、公衆被ばくはサイト境界点において、68mSvから0.6mSvへ低減できることが分かった。

ステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討

阿部 仁; 田代 信介; 三好 慶典

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.10 - 21, 2007/03

https://doi.org/10.3327/taesj.J05.028

施設の安全性を総合的に確認するためには、万が一臨界事故が発生したと仮定した場合の環境影響を定量的に評価することが重要であり、そのためには事故時の印加反応度や反応度添加速度を現実的に模擬し総核分裂数や出力の時間履歴等を解析・評価するための基礎データ及び手法の整備が必要である。計画されているMOX燃料加工施設のMOX粉末調整工程では、密度調整等のためにMOX粉末に対してステアリン酸亜鉛が添加される。ステアリン酸亜鉛は中性子減速効果を有するため、誤操作等によって過剰に添加された場合には、MOX燃料の臨界特性に影響を与える可能性がある。ステアリン酸亜鉛の過剰添加によって、万が一、臨界事象が引き起こされた場合には、ステアリン酸亜鉛は、加熱されて融解や熱分解等の物理・化学的変化を受ける。これらの変化はMOX燃料の核的な動特性に対して影響を及ぼす。また、熱分解によるステアリン酸亜鉛の消費は、臨界事象の停止機構の一つとなりえるものと考えられる。本報では幾つかの熱分析装置を用いてステアリン酸亜鉛の吸発熱特性データ及び熱分解ガス発生特性データを取得するとともに、これらを適用した事故時のステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討を行った。

Power profile evaluation of the JCO precipitation vessel based on the record of the -ray monitor

外池 幸太郎; 中村 剛実*; 山根 祐一; 三好 慶典

Nuclear Technology, 143(3), p.364 - 372, 2003/09

https://doi.org/10.13182/NT03-A3424

JCO東海事業所の第1加工棟に設置されている線エリアモニターは、臨界事故の発生から終息に至るまで、転換試験棟の沈殿槽で発生していた核分裂連錯反応の出力に比例した線量率を計測,記録していた。この記録の事故発生後25分から事故終息までの部分(「プラトー」部)について、核分裂数2.210で規格化することにより、核分裂連錯反応の絶対出力の履歴を評価した。

JCO臨界事故時の住民の情報接触と対応行動

梅本 通孝; 石神 努; 小林 健介

地域安全学会論文集,4, p.231 - 240, 2002/11

1999年9月30日のJCO臨界事故では、東海村が現場周辺地区住民に対して避難要請を行ったほか、茨城県は現場から半径10km圏の地域住民に対して屋内退避を要請した。この事故発生当時の住民への情報伝達及び住民の対応行動等を把握するために350m圏地区と10km圏地域において住民調査を行った。その調査結果に基づき住民属性等と情報伝達状況との関連性及び住民の対応行動の決定要因に関する分析結果を報告する。主な結果は次のとおりである。(1)350m圏地区調査の結果: (a)日中自宅にいることの多い専業主婦はその他の職業者よりも避難要請情報への接触が早かった。(b)事故発生現場に近いほど避難要請情報への接触が早く、また住民の避難実施も促進された。(c)避難要請等の情報をなるべく身近な者から得るほうが避難実施の決定に至りやすかった。(2)10km圏地域調査の結果: (a)年齢が高いほどマスコミによる情報接触の比率が増加した。(b)会社員等は半数以上が仕事関係者等の私的ルートで事故発生情報を知った。(c)家族や仕事関係者等の私的ルートによる情報接触は行政ルートやマスコミに比べて遅かった。(d)屋内退避等の実施/非実施の意思決定には、退避情報への接触時刻,自宅から事故発生現場までの距離,職業,JCO所在地の認知度、などの要因が大きく影響した。

Determination of -ray exposure rate from short-lived fission products under criticality accident conditions

柳澤 宏司; 大野 秋男; 會澤 栄寿

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(5), p.499 - 505, 2002/05

https://doi.org/10.3327/jnst.39.499

臨界事故条件下の短寿命核分裂生成物(FP)の線による線量評価のために、線照射線量率の時間変化を過渡臨界実験装置(TRACY)において実験的に定量した。データは1.50から2.93$の範囲の反応度投入によって取得した。実験結果より、初期出力バーストを含めた全照射線量に対する短寿命FPからの線の寄与は15から17%と評価された。このため、線量評価上FPの寄与は無視できない。解析結果からは、モンテカルロコードMCNP4Bと最新のFP崩壊データであるJENDL FP Decay Data File 2000に基づく光子源によって計算した短寿命FPからの線照射線量率は実験結果と良好な一致を示すことがわかった。しかし、光子源をORIGEN2コードで求めた場合には照射線量率は極度に過小評価した。これは、ORIGEN2コード付属の光子データベースにおいて主要な短寿命FP核種のエネルギー依存光子放出率のデータが欠落していることによる。また、この過小評価は初期バースト後1000秒以下の時間において生じることが確認された。

TRACY transient experiment databook, 3; Ramp feed experiment

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。

TRACY transient experiment databook, 1; Pulse withdrawal experiment

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。

JCO臨界事故の終息作業について

金盛 正至

JNC TN8440 2001-018, 50 Pages, 2001/12

JNC-TN8440-2001-018.pdf:1.31MB

平成11年9月30日10時35分頃、茨城県東海村にある核燃料加工会社ジェーシーオー(以下「JCO」という)において臨界事故が発生した。本資料は国の防災対策の専門家としての現地での活動についてとりまとめたものである。JCOでは臨界事故の発生を想定していなかったため、中性子測定器がなく、臨界を終息させる機材もなかった。サイクル機構には国等から通報と派遣専門家の派遣の要請があった後、速やかに専門家を派遣した。この段階における事故対策上の課題は以下の4点であった。(1)事故状況、放射線状況等の事実関係の把握、(2)臨界事故の終息可能性の検討、(3)サイト周辺住民の退避のための情報発信、(4)女性を含め100名を超える社員等の身体汚染の把握と退避の検討。これらの課題については、JCOサイト内で検討を行い、臨界事故を終息させることができた。この報告は、これらの課題の関係者による解決の経過について報告するものである。

Source term on release behavior of radioactive materials from fuel solution under simulated nuclear criticality accident

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。