Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
梅田 幹; 中崎 正人; 木田 孝; 佐藤 賢二; 加藤 忠仁; 木原 武弘; 杉川 進
JAERI-Tech 2003-024, 23 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-024.pdf:0.98MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、定常臨界実験装置(STACY)で用いる硝酸プルトニウム溶液燃料の調製のため、銀媒体電解酸化法を用いたMOX粉末の溶解を計画している。銀媒体電解酸化法は、酸化力の強いAg(II)イオンを用いて二酸化プルトニウムなどを溶解する手法であり、硝酸には難溶性のMOXの溶解に対しても有効な手法であると考えられる。本報は、NUCEFのMOX溶解設備への銀媒体電解酸化法の適用にむけて、同法によるMOX粉末の溶解速度,溶解液組成等の確認のため,約100gのMOX粉末を用いたビーカー規模の溶解基礎試験の結果についてまとめたものである。試験結果より、STACYに用いる予定のMOX粉末は銀電解酸化法により完全に溶解できることを確認した。また溶解液については、NO
ガス通気によりPu(VI)イオンを完全に4価に還元できることを確認した。
小室 雄一
日本原子力学会誌, 42(12), p.1301 - 1310, 2000/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)1995年から1999年までに出版された文献やインターネットのホームページ等を参考に、米国における臨界安全性に関わる動きの一部をまとめた。臨界安全性に関わる文献からは、米国エネルギー省(DOE)発行の3つの文献及び核的臨界安全ガイドLA-12808を紹介する。続いて、ANSI/ANS-8.15作業部会の活動、新しい臨界計算コードの中から連続エネルギー版KENO V.aコード、臨界実験群からZeus、及びDOEの海外協力の一つについて紹介する。
小室 雄一
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.548 - 554, 2000/06
1992年、米国エネルギー省は臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトを開始した。その後、本プロジェクトは経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の下での国際的な活動に形態を改め、活動を続けている。活動の成果は「国際臨界安全ベンチマーク実験ハンドブック」と題する文献にまとめられ、その内容は年々更新されている。ハンドブックには世界中のたくさんの施設で行われた臨界実験のデータが収められており、おもに、臨界安全評価手法の検証のための活用が期待されている。しかし、濃縮度20wt%のウラン燃料を用いて臨界実験のデータはまだない。本稿では、この濃縮度ギャップを埋めるため、濃縮度20wt%のウラン燃料炉心を有するアジアの研究炉の研究者に、実験データの提供を訴える。
小室 雄一
日本原子力学会誌, 40(9), p.697 - 701, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)1992年10月、米国DOEは臨界実験データの鑑定、評価及び編集を行うプロジェクトをINELに委託した。プロジェクトの名称は標記の通りである。その後、本プロジェクトはOECD/NEAの下での国際的な活動として進められている。活動の成果は「International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments」と題する文献にまとめられ、その内容は年々増加している。本稿では、活動の概要を紹介して、ハンドブックの積極的な活用を訴える。
小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00
燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm
4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO
)、CsNO、Gd(NO)、Nd(NO)、Rh(NO)、Eu(NO)を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO)を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。
竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 井沢 直樹; 柳澤 宏司
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 1, p.510 - 515, 1991/00
NUCEFの臨界実験施設は、溶液燃料を用いる二つの臨界実験装置、プルトニウムを含む硝酸溶液燃料を調製する設備等より構成されているが、この施設の安全設計、就中、臨界安全、閉じ込め、耐震設計は、実験施設としての特徴を考慮しながら、原子炉、核燃料施設としての安全上の要求を十分満足させるように配慮している。低温、常圧、低燃焼度、巾広い実験条件等が実験施設としての特徴であるが、同時にプルトニウムの閉じ込め、環境への放射性核種の放出量の低減化等は、技術的に可能な限り配慮した安全設計は、想定事故に対する安全評価で十分に許容されるものであることが確認されている。
柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00
現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。
