Study on criticality safety control of fuel debris for validation of methodology applied to the safety regulation

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。

Planning of the debris-simulated critical experiments on the new STACY

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。

Accumulation of gadolinium isotopes in used nuclear fuel

須山 賢也; 鹿島 陽夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.273 - 282, 2015/09

日本における福島燃料デブリの臨界安全管理技術開発においては、FPを考慮した燃焼度クレジットの可能性が議論されてきた。OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー傘下の燃焼度クレジット臨界安全性専門家会合では、BWR燃料を対象とした国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"及び"Phase-IIIC"を実施してきた。これらのベンチマークでは、Gdの計算値の差が大きく、参加者の大きな注目を集めてきた。筆者等は、燃焼中のガドリニウム同位体の蓄積に関する付加的な検討を行った。冷却時間がなければ、Gdの集合体平均量は可燃性毒物棒におけるガドリニウム同位体の燃焼特性に依存する。しかしながら、数年の冷却でGdはEuの放射性崩壊で劇的に増加し、可燃性毒物棒のガドリニウム同位体量の重要度は低下する。このことは、Gdのより良い評価のためには、可燃性毒物棒の燃焼の取扱よりも、Eu生成に係わるパラメータやデータが重要であることを示している。

第3回NUCEF国際シンポジウム「NUCEF 2001」参加報告

馬場 恒孝

原子力バックエンド研究, 8(2), p.205 - 206, 2002/03

http://www.nuce-aesj.org/lib/exe/fetch.php?hash=443da0=http%3A%2F%2Fwww.nuce-aesj.org%2Fpublishing%2Fjournal%2Fvol8%2FJnuce-Vol8-2-p205-206.pdf

3rd NUCEF International Symposium,“NUCEF 2001"が平成13年10月31日(水)~11月2日(金)の3日間、原研東海研究所において開催された。本シンポジウムは臨界安全性,核種分離,放射性廃棄物処分,TRU化学などの分野において、活発な研究活動を行っている国内外の研究者が情報交換を行って、一層の研究の活性化を図る目的で、原研主催,日本原子力学会及び同学会・バックエンド部会共催の会議である。参加者総数は283人(含国外; 38人)で発表件数は94件であった。シンポジウムは(1)オープニングセッション,(2)プレナリーセッション,(3)3会場に分かれた口頭発表セッション及び(4)ポスターセッションから構成されて、それぞれ活発な討論が行われた。会議参加記として、シンポジウムの概要を紹介する。

東海再処理施設の臨界安全評価

白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次

JNC TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB

東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

オンライン臨界安全監視システムの開発研究(III)

not registered

JNC TJ1400 99-004, 110 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-004.pdf:2.42MB

臨界安全監視システムは高い信頼性と新しい手法を容易に取り込むことのできる柔軟性が必要である。この様な観点から1997年にはシステムの基本構成を報告した。ここでは、この基本デザインに新たに加えるべきシステムと手法について報告すると共に、1996年のDCA実験データの解析結果を報告した。1:本報告書では、先ず、ガンマ線信号を用いたFeynman-法による未臨界度推定モジュールと、その信号取得に必要となる高速パルス信号処理系の追加を提案した。ガンマ線信号に対してFeynma-法を用いることにより原子炉の減衰定数を推定することが可能であることが最近報告されており、このモジュールを追加することは、計数率の広い範囲に亙って臨界安全監視システムの信頼性を高めるものと考えられる。2:昨年度、ARMAモデル同定と平行して信号解析を行う冗長系として最小2乗法に基づくアダプティブフィルタ(ADF)アルゴリズムモジュールを報告したが、この手法は有色雑音が混入する信号に対してパラメータの収束が遅くなることが知られており、ここでは近年注目されているブロックアルゴリズムの基礎理論と、これを実現するための跳躍アルゴリズムについて報告した。3:アナログ信号系では不可避の電源雑音を除去するノッチフィルタを設計法を実際のソフトウェアにつ臨界安全監視システムは高い信頼性と新しい手法を容易に取り込むことのできる柔軟性が必要である。この様な観点から1997年にはシステムの基本構成を報告した。ここでは、この基本デザインに新たに加えるべきシステムと手法について報告すると共に、1996年のDCA実験データの解析結果を報告した。1:本報告書では、先ず、ガンマ線信号を用いたFeynman-法による未臨界度推定モジュールと、その信号取得に必要となる高速パルス信号処理系の追加を提案した。ガンマ線信号に対してFeynma-法を用いることにより原子炉の減衰定数を推定することが可能であることが最近報告されており、このモジュールを追加することは、計数率の広い範囲に亙って臨界安全監視システムの信頼性を高めるものと考えられる。2:昨年度、ARMAモデル同定と平行して信号解析を行う冗長系として最小2乗法に基づくアダプティブフィルタ(ADF)アルゴリズムモジュールを報告したが、この手法は有色雑音が混入する信号に対してパラメータの

原研東海研究所の燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)

峯尾 英章; 柳澤 宏司; 松村 達郎

放射線化学, 0(60), p.47 - 50, 1995/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/10010962329

原研に完成したNUCEFは、核燃料サイクルの再処理及び廃棄物分野に関する新しい総合的大型研究施設である。ここでは、これら両分野における安全性の向上、21世紀に向けた技術の高度化、技術基盤の強化を図る臨界安全性に関する研究、再処理プロセスや廃棄物の管理に関する研究が行われる。施設は実験棟A、B及び管理棟からなる。臨界安全性の研究では、実験棟Aの2つの臨界実験装置を用いて、ウランやプルトニウム硝酸溶液の臨界量の測定、ウラン硝酸溶液の臨界超過の過渡的特性の測定等が行われる。実験棟Bでは、遮蔽セル内で再処理プロセスの研究や高レベル放射性廃液に対する群分離の研究が行われる。また、TRU(超ウラン)廃棄物の処理処分及びTRU廃棄物固化体の高感度測定に関する研究や、再処理や廃棄物処理処分に係わる基礎研究が行われる。施設は様々な許認可の取得を完了し、今後、各研究は本格的に進められる。

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)における研究計画

NUCEF実験計画検討グループ

JAERI-M 94-066, 67 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-066.pdf:2.36MB

本報告書は、原研のNUCEF実験計画検討グループが行ったNUCEFにおける研究計画に関する検討結果等をまとめたものであり、実験設備の概要、研究の基本的考え方と進め方、研究内容、実験計画、協力の進め方、協力システム等について述べている。NUCEFにおいては、核燃料サイクルバックエンドにおける安全性の確保、21世紀に向けた技術の高度化及び技術基盤の強化を目指し、臨界安全性、高度化再処理プロセス、TRU廃棄物管理、TRU化学及びNUCEF関連要素技術に関する研究開発を行う。これらの研究開発を進めるにあたっては、国、大学、関係機関との協力及び国際協力を積極的に進め、研究の効果的推進を図るとともに、NUCEFを我が国の核燃料サイクルバックエンドに関する中核的研究拠点として、有効に活用していくこととする。

Safety research programs in NUCEF for fuel cycle back-end facilities

辻野 毅; 竹下 功; 井沢 直樹; 板橋 隆之

Topical meeting,Safety of the Nuclear Fuel Cycle, 0, p.124 - 137, 1994/00

原研では、NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)の建設・整備が終了し、平成6年度後半のホット試験をめざし、コールドの特性試験等を進めている。燃料サイクル施設の安全確保に資するため、NUCEF施設、研究計画と臨界、閉じ込め、事故評価等の安全基盤充実への寄与について、講演する。(1)燃料サイクル安全確保の留意点 (2)NUCEF施設 (3)NUCEFにおける研究計画 (4)安全審査指針と工学安全性技術基盤充実への寄与 (5)安全性研究の進め方

臨界安全性研究の現状「臨界安全性国際会議」から

仁科 浩二郎*; 山根 義宏*; 小林 岩夫; 館盛 勝一; 高野 誠; 三好 慶典; 奥野 浩; 中島 健; 三竹 晋*; 角谷 浩享*; et al.

日本原子力学会誌, 34(4), p.311 - 319, 1992/04

https://doi.org/10.3327/jaesj.34.311

4年毎に開催される臨界安全性に関する国際会議が1991年9月に英国のオックスフォードにおいて行われた。本会議は臨界安全性の専門家が集まり、今回の発表総数は134件、参加者数は170名であり、広範囲の報告がなされた。主要なセッションとしては、1.各国の研究計画と臨界安全性実験、2.計算手法と核データの開発整備、3.臨界安全ハンドブックとデータベース、4.コードとデータライブラリーの検証、5.核燃料施設の臨界安全評価、6.測定技術と臨界パラメータ、及び7.臨界事故解析および警報システムが揚げられる。本報告は、最近の安全性の動向を、会議の主要な発表を紹介しつつリビューしたものである。