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論文

IAEA低濃縮ウランバンク; 国際管理構想の実現に向けて

玉井 広史; 田崎 真樹子; 須田 一則

日本原子力学会誌, 60(1), p.25 - 29, 2018/01

IAEAが低濃縮ウランの貯蔵・供給を管理する構想が実現の運びとなった。このIAEA低濃縮ウランバンクは、機微技術の拡散に加え今世紀に入ってテロリストによる悪用の懸念の増大を受け、核燃料の供給保証によって濃縮・再処理に係る技術開発のインセンティブを下げることを目指した様々な構想の一つであり、IAEAの場における議論を通じて核燃料供給及びバンクサイトの要件が規定され、2018年には正式に運用を開始する予定である。本構想の経緯、意義、今後の動向を紹介する。

論文

Criticality safety benchmark experiment on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 28-cm-thickness slab core

山本 俊弘; 三好 慶典; 菊地 司*; 渡辺 庄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.789 - 799, 2002/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.16(Nuclear Science & Technology)

10%濃縮の硝酸ウラニル水溶液の第2シリーズの臨界実験をSTACYでの28cm厚平板炉心タンクを用いて行った。ウラン濃度を464から300gU/Lまで変化させて系統的な臨界データが取得された。本報告書では、水反射体付き及び反射体なしの条件で計13の臨界体系について評価を行った。実験誤差の実効増倍率への影響を感度解析により求めた。計算モデルを構築するのに必要な、ベンチマークモデルを提示した。ベンチマークモデルに含まれる不確かさは約0.1%$$Delta$$kとなった。13の臨界体系はベンチマークデータとして認定できる。これらのベンチマークデータを用いて、標準的な計算コード,核データを用いたサンプル計算の結果も示す。

論文

Current status of criticality safety experiment in NUCEF and its enhancement of facility function toward Pu experiment

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。

報告書

Computational study on the buckling-reactivity conversion factor in light water moderated UO$$_{2}$$ core

山本 俊弘

JAERI-M 93-170, 18 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-170.pdf:0.54MB

日本原子力研究所の軽水臨界実験装置、TCAでの実験で水位差法に用いられるバックリング-反応度換算係数(K値)は、TCAの実験上、非常に重要な定数である。今まで、この定数は炉心形状等によって変化しないものとされてきた。本報では、このK値が軽水減速材、反射体を持つUO$$_{2}$$炉心で、炉心形状等による変化によって、どの程度変化するかを調べるため、二次元の輸送摂動を用いて、解析的に研究した。その結果、検討した範囲では、K値は炉心により5%程度変化することがわかった。また、K値の燃料セル領域と他の領域の変動成分は相殺し合う。このためK値の炉心毎の変動は比較的小さくなる。

論文

Subcriticality determination of low-enriched UO$$_{2}$$ lattices in water by exponential experiment

須崎 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(12), p.1067 - 1077, 1991/12

中性子実効増倍係数kに関する比較を行うため、軽水減速、軽水反射の低濃縮ウラン燃料格子炉心を対象としてパルス実験、指数実験及びモンテカルロ中性子輸送計算を実施した。実験では、測定された時間及び空間減衰定数から、炉心領域での中性子バランスを記述する簡単な炉物理モデルを用いてkを導出した。これら3種のkの間の差について、2群中性子拡散方程式を解析的に解くことにより検討したところ、炉心内のバックリングの差に起因することがわかった。もう1つのkとして、反射体領域を含む全領域での中性子バランスに基づくkを定義し、その値を実験的に求めたところ、3種の方法の間の差は著しく改善された。

報告書

ウランシリサイド-アルミニウム分散型燃料の熱伝導率測定

齋藤 順市; 小森 芳廣; 桜井 文雄; 安藤 弘栄

JAERI-M 91-065, 42 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-065.pdf:1.31MB

JMTRでは、濃縮度低減化計画の一環として低濃縮燃料の安全評価に資するため、ウランシリサイド-アルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料の熱伝導率を室温から400$$^{circ}$$C近傍まで測定した。熱伝導率は、熱拡散率、熱容量及び密度の積として求めることができる。従って、熱伝導率はこれら3つの物性を個々に測定して決定した。試料の熱拡散率及び熱容量は、レーザーフラッシュ法により測定した。また、温度に依存する密度は、示差熱膨張計により測定した線膨張率から求めた。U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al分散型燃料の熱伝導率は、温度上昇とともに僅かに大きくなり、300$$^{circ}$$C近傍で最大となる傾向が認められた。

報告書

IAEA 保障措置基準(1991-1995)

太田 猛男*

PNC-TN1420 91-001, 258 Pages, 1990/11

PNC-TN1420-91-001.pdf:9.24MB

(1)IAEAは,原子炉施設,再処理施設など施設区分に応じた統一した保障措置を行うため,保障措置基準(計画・実施・評価)の整備を行っており,91年から新基準を適用することとし,各施設に対しこの新基準に沿った保障措置アプローチの改定を要求してきている。(2)しかし,保障措置の実施はあくまで施設付属書(FA)を含む保障措置協定により管理される必要があり,施設の設計の現状,計量管理システムの現状,施設運転計画・工程への影響技術開発の現状さらには現在のFAの論理構成など広範囲に検討をする必要があり,新基準の早急な適用,安易な適用を行うべきではない。(3)なによりも,保障措置の信頼性の確保,効率化の観点から新基準の適用問題は議論をすべきと考える。(4)一方で,査察対象の施設や核物質量の増加および施設の大型化,自動化に対応するため,新基準では,無通告ランダム査察ゾーン査察など保障措置の新しい概念の動向を踏えた視点,又封じ込め監視機器と核物質の非破壊測定器との組合せにより大幅な非立会査察化が期待できる技術開発のポイントを指差する視点も含まれている。(5)この意味では,新規施設では,新基準に則した設計およびそのための技術を行う必要があると考える。(6)いずれにしても,新基準を理解する事は,有益かつ重要であると考え,その概要を紹介し,日英対訳と合わせて本書を編集した。

報告書

PWR型燃料集合体における分散型吸収棒の反応度効果および出力分布の測定

村上 清信; 青木 功; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

JAERI-M 84-194, 32 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-194.pdf:0.95MB

濃縮度3.2w/o UO$$_{2}$$燃料棒による15$$times$$15のPWR燃料集合体を模擬した試験領域と、その外側を濃縮度2.6w/o UO$$_{2}$$燃料棒による臨海調整用領域で取り囲んだ体系を作り、試験領域の吸収棒配置や吸収棒種類を変えた場合の、炉心に与える反応度効果、および出力分布の変化を調べるために、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて臨界実験を行った。吸収棒は、ボロンカーバイド含有量の異なる7種類を用い、1種類当り最大21本使用した。PWR型の分散型吸収棒配置において、吸収棒のボロンカーバイド含有量を増加させた場合の臨界水位の変化率は、ボロンカーバイド含有量の低い所で大きく、含有量が高くなるに従い小さくなる。しかし、含有量が1.66g/cm$$^{3}$$の高密度の場合でも、まだ飽和に達しなかった。

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