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外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.292 - 300, 2015/09
福島第一原子力発電所1
3号機の原子炉には溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を経て生じた多孔質の燃料デブリが相当量存在しているかもしれない。このような核分裂性物質を含む低密度のMCCI生成物は、中性子減速能が大きいことから、特に冠水状態において、臨界管理に十分に配慮しなければならない。本発表ではMCCI生成物の臨界特性を解析した結果を示すが、これは廃炉作業中の臨界リスク評価に資するものである。解析結果は、コンクリート中に結合したあるいはコンクリート中に閉じ込められた水分が、臨界の発生確率の観点及び冷却水への中性子毒物注入による影響緩和の実効性の観点で、リスクを押し上げることを示唆している。
柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.
JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03
JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB
ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して
4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。
柴田 靖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 堀 直彦; et al.
Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.1055 - 1060, 2002/09
腫瘍摘出する初期開頭手術時に患者にホウ素薬剤(BSH)を少量投与し、得られた生物学的薬剤分布データを用いて、医療照射当日の血液ホウ素濃度の予測について予備調査を行った。悪性グリア腫瘍の患者9名は1995から2001年の間に日本原子力研究所においてホウ素中性子補足療法を受けた者である。その内7名については、腫瘍摘出の前にBSH1gを注入し、即発
線分析装置(PGA)を用いてホウ素濃度の測定を行った。BNCT照射12時間前にBSHを100mg/kgの投与量を患者に注入し、ホウ素濃度を再び決定した。その結果、ホウ素の生物学的薬剤分布データは2相指数曲線の薬物動態分布を示した。もし、注入後から6時間又は9時間の医療照射直前のホウ素濃度が予測値に対して95%予測信頼区間にあれば、2相指数曲線フィットからの直接予測は照射時間内の血液ホウ素濃度の誤差を6%程度に抑えることができる。
林 高史*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 野村 靖
JAERI-Tech 2001-041, 158 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-041.pdf:5.15MB
使用済燃料中の核種組成は、燃焼期間中のさまざまなパラメーターの変化に影響を受けることが知られている。本研究ではこれらのパラメーターのうち、これまで詳細に検討されていないホウ素濃度,ホウ素濃度変化,冷却材温度,冷却剤温度分布,比出力,運転パターン,定期検査の時間に着目し、これらのパラメーターを現実的に考えられる変動幅で変化させた場合の、使用済燃料の組成の違いを統合化燃焼計算コードSWATで計算した。次にこの組成の違いが中性子増倍率におよぼす影響を調べるために、使用済燃料の無限配列を想定して汎用核計算コードSRAC95または連続エネルギー中性粒子輸送計算コードMVPを用いて臨界計算を行い、中性子増倍率を求めた。本報告ではこの計算結果を、中性子増倍率を高く評価するパラメーターは何か、という視点で整理した。これは燃焼度クレジットを導入する際の燃焼計算の計算条件の選定に有用な情報を与えること考えられる。
板垣 正文; 阿部 純一*; 栗林 克明*
Nuclear Technology, 78(8), p.140 - 150, 1987/08
炉外中性子検出器の応答は、炉内中性子源分布のみならず減速材の熱中性子吸収の変化にも依存することがある。この例として、「むつ」陸上臨界試験で予想外の大きな検出器応答が測定された。この試験では制御棒パターン変更のつどボロン濃度を変化させて臨界調整しており、ボロンの熱中性子吸収変化に呼応して検出器指示値が変化した。このボロン効果は従来の検出器応答計算法では取り扱うことができない。CrumpとLeeの方法による従来法に対してボロン効果が扱えるように修正を加えた。補正係数を1次元輸送コードANISNにより計算した。新しい計算手法により陸上臨界試験の実測値をよく再現することができた。船用炉や発電用軽水炉への検出器応答計算適用に関して議論がなされる。
吉川 智輝; 荒木 祥平; 新垣 優; 井澤 一彦; 郡司 智; 須山 賢也
no journal, ,
燃料デブリの臨界特性を明らかにするため、定常臨界実験装置STACYにおいて福島第一原子力発電所の炉心の構造材を模擬したコンクリート及び鉄をデブリ構造材模擬体として炉心に装荷する実験を計画している。実験を実施するためにはデブリ構造材模擬体を装荷した炉心の設工認の取得が必要である。本発表では設工認の取得のためのデブリ構造材模擬体を装荷した炉心の解析結果及び得られた炉心構成範囲について報告する。