Debris-simulated core analysis under fuel procurement constraints in new STACY experiments

荒木 祥平; 郡司 智; 新垣 優; 吉川 智輝; 村上 貴彦; 小林 冬実; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10

福島第一原子力発電所で発生した燃料デブリの臨界管理に資するため、STACY更新炉においてデブリ模擬炉心の検討を進めている。燃料輸送の問題から実験に利用可能な燃料棒本数に制限がある中で、低減速条件の炉心を構成するため、テスト領域とドライバ領域からなる2領域炉心を検討した。中性子スペクトル及びコンクリート模擬体を装荷した際の感度をMCNPとENDF/B-VIIを用いて計算した。テスト領域が1717の炉心は1313サイズの領域において低減速条件のスペクトルをRMSPEが5%以下で模擬できることを明らかにした。

Development of experimental core configurations to clarify k variations by nonuniform core configurations

郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也

Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2017 - 2029, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2164151

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には、非均質な組成だけでなく、不均一な組成も予想される。同様に原子炉容器内に残っている損傷した燃料集合体も一部の燃料棒が欠損しているため組成が不均一になっている。これらの不均一性は中性子増倍率の変化を引き起こす可能性がある。このような不均一性が中性子増倍率に及ぼす影響を計算により明らかにして、臨界管理に用いる計算の実験的検証の可能性を検討する。本研究では、日本原子力研究開発機構の新臨界集合体STACYにおいて、ウラン酸化物燃料棒,コンクリート棒,ステンレス鋼棒を不均一に配置した複数の炉心構成の臨界効果を調べ、ベンチマーク化の可能性を確認した。これらの配置の違いによって、中性子増倍率は1$以上変化し、局所的な中性子減速条件の変化と特定の部材のクラスター化がこの効果をもたらすことを確認した。さらに不均一配置のベンチマーク実験炉心の実現可能性も評価した。このような実験のベンチマークデータ化を実現できれば、計算コードの妥当性の検証、計算コードの検証、及び機械学習による臨界管理手法の開発に役立つと考えられる。

Neutronic design of basic cores of the new STACY

井澤 一彦; 石井 淳一; 大久保 卓哉; 小川 和彦; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

日本原子力研究開発機構は臨界実験装置STACYを非均質体系に変更する更新計画を進めている。更新されたSTACYでは、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリを想定した臨界解析結果の検証のための実験が計画されている。STACY更新炉の初臨界は2021年初めに予定されている。初臨界後は、STACYでは「基本炉心」を構成し、運転員の習熟と実験結果の不確かさを把握するための一連の運転が行われる。STACY更新炉の初臨界に先立ち、基本炉心の核特性を把握するための一連の核特性解析を行った。本発表では、基本炉心の炉心構成条件を示すとともに、新規制基準のもとで炉心に課される諸条件をあきらかにする。

Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2017.03.002

燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%のU濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。

Design of water-moderated heterogeneous cores in new STACY facility through JAEA/IRSN collaboration

井澤 一彦; 外池 幸太郎; Leclaire, N.*; Duhamel, I.*

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.965 - 976, 2015/09

原子力機構では、福島第一原子力発電所で発生した燃料デブリの臨界特性に係る解析を臨界実験により検証するため、定常臨界実験装置(STACY)の更新作業を進めている。更新後は、まず燃料デブリ模擬材を含まない炉心で精度の高い臨界実験を行い、基準となる炉心を確立する必要がある。原子力機構は、フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と協力して基準炉心の設計を進めている。設計検討にあたり、格子板と棒状燃料の製作精度に着目し、各パラメータが中性子実効増倍率に及ぼす影響を、基準となる3種類の格子間隔の炉心(1.15cm, 1.5cm, 2.55cm)において解析した。解析には、これらのパラメータのSTACY更新炉における製作精度が現行のSTACYと同等であると仮定し、それらが中性子実効増倍率に及ぼす影響をモンテカルロコードMCNP5の摂動計算機能を使用して評価した。核データには、評価済み核データライブラリJENDL-4.0を使用した。

加速器駆動核変換に向かう実験

大井川 宏之

日本物理学会誌, 56(10), p.749 - 754, 2001/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/110002077677

原研では長寿命放射性廃棄物の削減を目指した核変換技術の研究開発を行ってきた。大強度陽子加速器プロジェクトにおいては、核変換技術の中心的な役割を担う加速器駆動未臨界システム(ADS)の技術開発を行う。核変換実験施設は、(1)核燃料を用いるが陽子ビーム出力は10W以下である「核変換物理実験施設」と、(2)200kW陽子ビームを用いて鉛・ビスマス溶融合金ターゲットにかかわる工学的な実験を行う「ADSターゲット試験施設」という二つの実験施設によって構成される。施設の概要、実験プログラム,施設建設に向けた取組状況,将来計画等について解説する。

定常臨界実験装置(STACY)の製作

村上 清信; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 曽野 浩樹; 高月 幸男*; 安田 直充*; 桜庭 耕一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭*; et al.

JAERI-Tech 98-033, 70 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-033.pdf:2.25MB

核燃料サイクル技術の臨界安全性に関する研究を行うために燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が建設され、2つの臨界実験装置(定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY))が設置された。STACYは、ウラン硝酸水溶液、プルトニウム硝酸水溶液及びウランとプルトニウムの混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの提供及び再処理施設の溶液取り扱い系における臨界安全裕度の確認を目的とし、燃料の濃度及び種類、炉心タンクの形状及び寸法、反射体の種類及び大きさ等をパラメーターとする臨界データを取得することのできる装置である。STACYは平成7年2月に初臨界を達成、平成7年5月に科学技術庁の使用前検査に合格し、その後U濃縮度10w/oのウラン硝酸水溶液燃料を用いた実験が行われている。

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験

加藤 之貴*; 筒井 広明*; 井頭 政之*; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*

JAERI-Review 96-010, 40 Pages, 1996/08

JAERI-Review-96-010.pdf:1.14MB

本書は、1994年8月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学・大学院の院生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)指数実験、(2)臨界近接実験、(3)中性子束分布の測定、(4)出力分布の測定、(5)燃料棒価値分布の測定、(6)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

重水臨界実験装置設置変更許可申請(その13)関連資料

吉田 守; 戸部 賢治; 菖蒲 信博; 相原 永史; 森下 正樹

PNC TN9700 95-001, 804 Pages, 1995/08

PNC-TN9700-95-001.pdf:30.97MB

重水臨界実験装置(以下、DCAという。)は、平成4年4月に末臨界度測定実験施設としての機能の追加を行ったが、本設置変更許可申請(その13)では、その実験範囲の拡大を目的としたものである。試験体用燃料棒を追加するとともに、試験体の構成においては、燃料棒配列ピッチを固定値から2CM以上と自由度を待たせたため、色々な核特性を有した試験体を製作することが可能となる。同試験体を末臨界度測定試験施設に装荷した場合、重水臨界水位が非常に低い場合から高い場合まで様々な事例があり得るので、新たに各種制限値として重水臨界水位40CM以上と0.8$に相当する重水水位1CM以上を追加した。また、試験体に試験体減速材を供給すると原子炉の反応度が低下する低反応度試験体の装荷が可能となったため、試験体容器にオリフィス板及び試験体ダンプ管閉止弁を追加し、急激な試験体減速材の流出を防止する構造とした。第1次審査においては、臨界にする手順について多くの質問が出され、特に低反応度試験体の臨界近接手順ととそうでない試験体の臨界近手順の違いに起因する誤操作の可能性についての審議がなされ、誤操作の恐れのないことが確認された。第2次審査においては、重水臨界水位が40CMになり得ることの安全性について疑問が出されたが、従来の各種制限値は変更しておらず、今回新たに各種制限を追加するので安全性は確保される旨の説明を行い了承された。また、本申請の審査の過程で今回の申請範囲からは逸脱するものの、DCAの地震に対する挙動が爼上に登り、安全に原子炉を停止できることを説明している。

NUCEF project and its contribution to emerging fuel cycle back-end

外池 幸太郎; 峯尾 英章; 竹下 功; 辻野 毅

GLOBAL'93,Future Nuclear Systems: Emerging Fuel Cycles & Waste Disposal Options, 0, p.555 - 562, 1993/00

現在、日本原子力研究所では、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が、1994年の運転開始に向けて完成しつつある。NUCEFで計画されている研究は、核燃料サイクルにおける安全性の向上と、技術の高度化を目的としたものである。本発表では、高度化燃料サイクル・バックエンドにおけるコスト低減やプロセス技術の高度化等の新たな方向づけを述べ、これに関連したNUCEFの研究計画の概要を、臨界安全性研究、高度化再処理プロセスに関する研究及びTRU廃棄物処理・処分に関する研究に分けて説明する。また、NUCEFの主要な設備である2基の臨界実験装置、セル及びグローブボックスに収納されている実験装置を紹介するとともに、建設の進捗状況及び研究協力等の将来計画についても述べる。