Systematic measurements and analyses for lead void reactivity worth in a plutonium core and two uranium cores with different enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.

Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02

https://doi.org/10.1080/00295639.2019.1663089

鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。

J-PARC核変換物理実験施設(TEF-P)安全設計書

原子力科学研究部門 原子力基礎工学研究センター 分離変換技術開発ディビジョン

JAEA-Technology 2017-033, 383 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-033.pdf:28.16MB

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための研究開発を推進している。このうち、加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換に係る研究開発を促進するため、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の二期計画として、核変換実験施設(Transmutation Experimental Facility, TEF)の建設が計画されている。TEFは、大強度陽子ビームを液体鉛ビスマスターゲットに入射して核破砕ターゲットの技術開発及び材料の研究開発を行うADSターゲット試験施設(TEF-T)と、陽子ビームをマイナーアクチノイド装荷体系に導入して炉心の物理的特性探索とADSの運転制御経験を蓄積するための核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本報告書は2つのTEF施設のうちTEF-Pについて、原子炉の設置許可申請のための安全設計についてまとめたものである。

On-line subcriticality measurement using a pulsed spallation neutron source

岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C.-H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(4), p.432 - 443, 2017/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1274687

To investigate the applicability of the pulsed neutron source (PNS) method using a pulsed spallation neutron source (PSNS) for an on-line subcriticality monitoring system for an accelerator-driven system (ADS), a subcriticality experiment is conducted using Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) in combination with the fixed-field alternating gradient (FFAG) accelerator. Reactivity values obtained from different traditional techniques, the area-ratio method and the -fitting method, are discussed with respect to the applicability to on-line subcriticality monitoring. The result shows that the area-ratio method robustly and accurately monitors subcriticality in shallow subcritical states of negative reactivity of up to a few dollars; however with this method, it faces problems with temporal fluctuations, spatial dispersion, and sensitivity to the proton-beam current with increasing depth of subcriticality. As a complement to this method, it is shown that the -fitting method alleviates such problems in deep subcritical state. Moreover, a proposed fitting technique using the maximum-likelihood estimation method based on the Poisson distribution is robust enough to be applicable for measuring negative reactivity of up to roughly nine dollars.

Concept of transmutation experimental facility

大井川 宏之; 佐々 敏信; 菊地 賢司; 西原 健司; 倉田 有司; 梅野 誠*; 辻本 和文; 斎藤 滋; 二川 正敏; 水本 元治; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.507 - 517, 2005/11

J-PARC施設の一つとして、原研は核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)で構成される。TEF-Pは、600MeV, 10Wの陽子ビームを入射できる臨界実験施設である。TEF-Tは、600MeV, 200kWの陽子ビームを用いる材料照射施設で、鉛ビスマスターゲットを設置するが、核燃料を使った中性子増倍は行わない。本報告では、実験施設の目的,概念設計の現状,想定する実験項目を示す。

加速器駆動未臨界炉に関する実験的基礎研究,原子力基礎研究Hl2-031(委託研究)

代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB

本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。

Classification of criticality calculations with correlation coefficient method and its application to OECD/NEA burnup credit benchmarks phase III-A and II-A

奥野 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(7), p.544 - 551, 2003/07

https://doi.org/10.3327/jnst.40.544

臨界計算のベンチマーク結果を類似性に従い分類する方法をこの論文では提案した。相関係数を利用する方法の定式化の後に、経済協力開発機構/国際エネルギー機関(OECD/NEA)の下に実施された燃焼度クレジット臨界ベンチマーク問題III-A及びII-Aに適用した。ベンチマーク問題III-Aは照射済みの沸騰水型炉(BWR)燃料集合体の一連の臨界計算で、ベンチマーク問題II-Aは照射済みの加圧水型炉(PWR)燃料ピンの一連の臨界計算である。これらのベンチマーク問題及び結果をまとめた。相関係数を計算し、一連のベンチマーク計算結果の分類を、相関係数の値としてベンチマーク問題III-Aでは0.15以上,ベンチマーク問題II-Aでは0.10以上という基準に従い分類した。2つのベンチマーク計算結果が同一のグループに属するときに、一方の計算結果は他方の計算結果から予想可能であることがわかった。それぞれのベンチマークについて例を示した。評価済み核データが分類の主因子であった。

OECD/NEA burnup credit criticality benchmarks phase IIIB; Burnup calculations of BWR fuel assemblies for storage and transport

奥野 浩; 内藤 俶孝*; 須山 賢也

JAERI-Research 2002-001, 181 Pages, 2002/02

JAERI-Research-2002-001.pdf:10.89MB

この報告書は、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の後援の下に燃焼度クレジット臨界安全専門家グループで実施されたベンチマーク問題フェーズIIIB の最終結果を示したものである。ベンチマーク問題では、BWR使用済燃料集合体モデルの原子個数密度に関する現行の計算コード及びデータ・ライブラリの組合せの予測能力を比較することを意図している。燃料集合体は、比出力25.6MW/tHMで40GWd/tHMまで燃焼,5年間冷却するものとした。ボイド率はチャンネルボックス内は一様で、燃焼中0, 40, 70%の一定値とした。7ヶ国,13機関から計16件の回答が提出された。計算されたアクチニド12核種、核分裂性核種20核種の原子個数密度は、平均値に対しておおむね10%以内に収まった。しかし、幾つかの核種、特に155Eu及びガドリニウム同位体ではこの範囲を超えており、さらに検討を要する。ピンごとの燃焼度の傾向は参加者間でよく一致した。中性子無限増倍率k∞もボイド率0及び40%では互いによく一致したが、ボイド率70%では平均値から明らかに外れる結果があった。

Development of authentication system for the Fast Critical Assembly (FCA) Portal Monitor (P/M) and Penetration Monitor (PN/M) systems of JAERI

小川 弘伸; 向山 武彦

JAERI-Tech 99-041, 188 Pages, 1999/05

JAERI-Tech-99-041.pdf:10.42MB

日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置施設FCAの統合型封じ込め・監視システムは、ポータル・モニターとペネトレーション・モニターの2つの相互に補完するシステムで構成されている。本システムの開発は1988年に完了し、1990年に国際原子力機関(IAEA)は、保障措置目標を達成するシステムとして受け入れた。ただし、本システムのデータ真正性の担保手段として、IAEAの独立したオーセンティケーション措置の具備を条件とした。オーセンティケーション・システムの開発は、日本原子力研究所、米国サンディア国立研究所とIAEAの3者共同により実施した。開発は2期に分けて行われ、第1期は独立にデータを収集する機器の開発を実施し、第2期においては収集したデータとFCA封じ込め・監視システムのデータとを自動比較するシステムの開発を実施した。

Nuclear criticality safety of fuel rod arrays taking irregularity into account

奥野 浩; 酒井 友宏*

Criticality Safety Challenges in the Next Decade, 0, p.150 - 155, 1997/00

燃料棒配列の不均一性を考慮した上での最大中性子増倍率を求める計算方式を開発した。用いた原理は、燃料セル面積の重要度関数を一定にする配列を求めるものである。この計算方式を、まず水に漬かった二酸化ウラン燃料棒の1次元配列に適用した。水反射体側の数ピッチを狭めた燃料棒配列において、中性子増倍率は相対的に約1%k/k増加した。次に、単純化したBWR燃料集合体、即ち88燃料棒配列で中心に太い水の棒を配置した体系に適用した。薄い水反射体の外側に課した境界条件に依存して、1から3%k/kの中性子増倍率の増加が得られた。この計算方式は近似を含むが、最適燃料棒配列を計算する最初の試みで、燃料貯蔵及び輸送の臨界安全評価に適用可能である。

FCA炉室封じ込め/監視システム

小川 弘伸; 横田 康弘*; 向山 武彦

JAERI-Research 94-026, 199 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-026.pdf:4.97MB

日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置施設(FCA)は、実験上の必要性から高濃縮・高純度の金属ウランや金属プルトニウムの燃料を保有する保障措置上非常に機微な施設である。この為高頻度の査察が実施され、査察に係る人員と被曝の増加及び実験に対する制約は、国際原子力機関(IAEA)及び国(科学技術庁)と施設側の双方に大きな負担となっている。これらの負担を減らす効果的な対応策として、査察目標を損なう事無く、査察頻度を減少させる事の出来る封じ込め/監視(C/S)システムを開発した。本システムは、炉室出入口に設置した金属検知器を有するポータル・モニタと炉室内活動及び炉室容器内壁を監視し同時に封印による封じ込めとを組合わせたペネトレーション・モニタより構成されている。本報告書は本システムのハード及びソフトウェアについて詳述した。