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論文

Testing of criticality accident alarm system detectors to pulsed radiation at TRACY

辻村 憲雄; 吉田 忠義; 眞田 幸尚

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011013_1 - 011013_6, 2019/01

The Japan Atomic Energy Agency used criticality accident alarm systems (CAAS) to monitor the occurrence of any accidental criticality at the Tokai Reprocessing Plant (TRP). A total of six plastic scintillator-based detector units, newly purchased or developed for the TRP, were tested by exposing them to pulsed radiation generated at TRACY, which is a pulse-type reactor that uses uranyl nitrate solution as fuel. All detector units tested responded properly to pulsed radiation that simulated an actual accidental criticality.

報告書

溶液燃料臨界事故時における放射性ヨウ素の気相への移行挙動

田代 信介; 阿部 仁

JAEA-Technology 2015-044, 20 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-044.pdf:1.26MB

再処理施設における溶液燃料臨界事故時の放射性ヨウ素の気相への移行挙動を把握することは、同事故における公衆への影響を評価する観点から極めて重要である。本報では、過渡臨界実験装置(TRACY)を用いた臨界実験において、臨界を終息させた後、溶液燃料中の放射性ヨウ素濃度が減少傾向を示す時間まで溶液燃料を保持した条件及び臨界を継続させた状態で溶液燃料を保持した条件の下で、TRACY炉心気相に移行した$$^{133}$$Iの経時的な放射能濃度を測定した。得られた経時的な炉心タンク気相中の放射性ヨウ素濃度測定値に、放射性ヨウ素の移行評価モデルを適用することで、放射性ヨウ素の気相への積算移行割合及び移行速度を評価した。過渡臨界後に臨界を終息させ溶液燃料を炉心タンク内に保持した場合には、$$^{133}$$Iの気相への移行速度は、ほぼ1時間後から3時間後までの時間帯で最大値を示し、8時間以降でほぼ一定となることが分かった。また、経過時刻毎の全核分裂数と移行速度の関係を得ることができた。一方、JCO臨界事故のように臨界が継続した状態で溶液燃料を保持した場合には、放射性ヨウ素の積算移行割合と移行速度は時間とともに単調に増加することが分かった。

論文

Assessment of human body surface and internal dose estimations in criticality accidents based on experimental and computational simulations

曽野 浩樹; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 高橋 史明; 山根 義宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(3), p.276 - 284, 2006/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.19(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時個人線量計測法の実用化に向け、体表及び体内被ばく線量推定法の妥当性評価を、TRACY施設における臨界事故模擬実験及び計算機シミュレーションに基づき行った。模擬実験では、人体模型に装着したアラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計により、人体筋肉に対する中性子及び$$gamma$$線吸収線量を弁別して計測した。計算機シミュレーションでは、中性子,即発$$gamma$$線及び遅発$$gamma$$線による線量成分を考慮したモンテカルロ計算を行った。人体模型内線量分布の計算値と実験値との比較により、計算機シミュレーションの妥当性を検認するとともに、アラニン線量計及びホウ酸リチウム熱蛍光線量計による個人線量計測法が十分な精度でもって被ばく線量の初期推定値を提供できることを確認した。

論文

Measurement of neutron and $$gamma$$-ray absorbed doses inside human body in criticality accident situations using phantom and tissue-equivalent dosimeters

曽野 浩樹; 小嶋 拓治; 空増 昇*; 高橋 史明

JAERI-Conf 2005-007, p.315 - 320, 2005/08

個人線量計は、放射線事故時における人体への外部被ばくに関する重要な評価を与える。体内線量分布は、個人線量計測の結果から被ばく線量を推定する際に必要となるが、その大部分はコンピュータ解析による評価であり、その解析を検証するための実験データは、特に臨界事故状況下において、十分に供給されていないのが現状である。体内被ばく線量に係る実験データを取得するため、過渡臨界実験装置(TRACY)において、人体模型及び組織等価線量計を用い、臨界事故時線量計測に関する予備実験を行った。人体模型内部の中性子及び$$gamma$$線吸収線量は、アラニン線量計及びホウ酸リチウム線量計の組合せ使用により、良好に測定することができた。人体模型内外で測定された線量の放射線レベル及び分布は、空気中で測定された線量との比較により、妥当なものであると考えられる。

論文

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under accident conditions

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08

核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。

論文

Evaluation of $$gamma$$-ray dose components in criticality accident situations

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 大野 秋男*; 小嶋 拓治; 空増 昇*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(8), p.678 - 687, 2005/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.11(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時の$$gamma$$線放出挙動のさらなる理解及び外部被ばくの正確な評価のためには、$$gamma$$線線量の成分分析が不可欠である。その線量成分を、臨界継続中の即発成分,遅発成分及び擬似成分、並びに臨界停止後の残存成分に区分して評価した。この評価は、TRACY施設におけるホウ酸リチウム熱蛍光線量計(TLD)を用いた線量計測実験とモンテカルロ・コードによる解析の組合せにより行った。評価の結果、上記成分の線量割合がTRACYの炉心タンクからの距離によって変化することが確かめられた。その変化は、各成分の炉心タンクからの距離に応じた減衰の差によるものであった。評価された線量割合は、$$gamma$$線被ばくの正確な評価のために除外すべき擬似及び残留成分の寄与を定量的に明らかにした。

論文

Examination for neutron dose assessment method from induced sodium-24 in human body in criticality accidents

高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.11(Nuclear Science & Technology)

臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。

報告書

核燃料調製設備の運転記録

石仙 順也; 関 真和; 阿部 正幸; 中崎 正人; 木田 孝; 梅田 幹; 木原 武弘; 杉川 進

JAERI-Tech 2005-004, 53 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-004.pdf:5.92MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)へ10%及び6%濃縮硝酸ウラニル溶液燃料を供給することを目的として、平成6年度から平成15年度までに実施したウラン酸化物燃料の硝酸による溶解及び硝酸ウラニル溶液の濃縮・脱硝についての特性試験及び運転記録をまとめたものである。

報告書

TRACY安全棒誤作動(2004年6月17日発生)に関する調査報告書

TRACY安全棒誤作動原因調査アドホック委員会

JAERI-Review 2005-006, 60 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-006.pdf:5.09MB

日本原子力研究所東海研究所の過渡臨界実験装置(TRACY)において、平成16年6月17日に、過渡出力運転を実施していたところ、安全棒1本が炉心に挿入される事象が発生した。日本原子力研究所は、平成16年6月23日に所内の専門家からなる「TRACY安全棒誤作動原因調査アドホック委員会」を組織し、安全棒の誤作動に関する原因調査及び対策に関する検討を実施した。アドホック委員会は、計11回の会議を開催し、TRACYの関連課室から原因調査及び対策に関する報告を聴取し、調査審議を行った。その結果、安全棒が誤作動した原因は、安全棒装置の分解組立て時に混入したポリエチレンシート小片が電磁石とアーマチュアの間に挟み込まれ、安全棒保持力が低下していたためであることが判明した。本報告書は、この安全棒誤作動に関する調査結果及び対策について報告するものである。

論文

TRACY施設の計画外停止について; 原因及び対策

曽野 浩樹; 塚本 導雄; 會澤 栄寿; 竹内 真樹; 深谷 裕司; 伊勢田 浩克*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 外池 幸太郎

UTNL-R-0446, p.3_1 - 3_10, 2005/03

日本原子力研究所のTRACY施設において、平成16年6月17日に発生した安全棒誤作動による計画外停止に関し、その原因調査と再発防止対策について報告する。調査の結果、安全棒誤作動の主たる原因は、異物混入による安全棒保持力の低下と特定された。その再発防止対策として、異物の発生防止,異物が混入する機会の低減,異物の確実な検知を講じることとした。今回の経験を通じて得られた教訓が、研究炉等の運転管理に従事する関係者において広く共有されることを期待する。

報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成15年度

清水 香織; 軍司 一彦*; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕*; 圷 英之; 新妻 泰*; 井上 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-078, 27 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-078.pdf:1.84MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成15年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、平成12年度より実施している硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験のうち、第3回のウラン(U)/プルトニウム(Pu)抽出分離試験が実施されたほか、U/Pu抽出分離試験で発生した抽出廃液を処理するための予備実験も行われ、当該試験にかかわる分析を合わせて行った。平成15年度における総分析試料数は、156試料であった。本報告書は、平成15年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

論文

Dose evaluation in criticality accident conditions using transient critical facilities fueled with a fissile solution

中村 剛実*; 外池 幸太郎; 三好 慶典

Radiation Protection Dosimetry, 110(1-4), p.483 - 486, 2004/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.18(Environmental Sciences)

TLDを用いた線量測定・評価手法の研究を原研の過渡臨界実験装置TRACYを用いて行った。TLDによる周辺線量当量の測定結果は、解析によって得られる変換係数を用いて、組織吸収線量に換算することができる。この手法を用いて、フランスIRSNの過渡臨界実験装置SILENEでOECD/NEAとIRSNの共催で実施された臨界事故時線量評価国際比較試験(2002年6月10日$$sim$$21日)において、中性子線量と$$gamma$$線量の測定を行った。本報告ではこれらの測定結果を示す。

報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成14年度

境 裕; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 圷 英之; 新妻 泰; 白橋 浩一; 佐藤 猛

JAERI-Tech 2004-006, 25 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-006.pdf:1.72MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成14年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため計量槽に集めた硝酸ウラニル溶液の分析を行った。また、STACY用いたプルトニウム臨界実験に備えて、硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験及びAm抽出分離試験が行われ、当該試験にかかわる分析を行った。平成14年度における総分析試料数は、275試料であった。本報告書は、平成14年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

TRACY水反射体付き炉心の核特性評価

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-096, 84 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-096.pdf:3.6MB

過渡臨界実験装置TRACYにおける水反射体付き炉心での超臨界実験に先立ち、当該炉心体系の臨界性及び反応度に関する核特性を評価した。解析には、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVP及び2次元輸送計算コードTWOTRAN並びに核データライブラリJENDL-3.3を用いた。TRACYに既設の裸炉心体系における核特性との比較から、水反射体は、動特性パラメータを変化させないが、臨界液位を20%程度,温度反応度係数を6$$sim$$10%程度,ボイド反応度係数を18%程度、それぞれ減少させるものと見積もられた。また、Nordheim-Fuchsモデルによると、同一燃料条件及び同一反応度投入条件下では、水反射体系における第1出力バーストのピーク出力は、裸体系の場合に比べて15%程度小さくなるものと評価された。ただし、同モデルでは考慮されていないボイド反応度フィードバック効果が出力特性に与える影響については、同実験結果をもとに評価される予定である。

報告書

熱流動解析コードPHOENICSを組み込んだ燃料溶液体系の動特性解析コードの開発及びTRACYの自然冷却特性実験の解析(受託研究)

渡辺 庄一; 山根 祐一; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-045, 73 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-045.pdf:4.96MB

燃料溶液体系の臨界事故では、正確な情報が必ずしも得られないことから、その熱流動の振舞いを把握するためにはパラメータサーベイ計算が必要である。しかし、一方では従来の熱流動解析計算は時間を要するため、許容できる計算精度の範囲内で計算時間を短縮できる実用的な計算手法が必要である。このため、汎用熱流体解析コードPHOENICSをサブルーチンとして取込み、熱流動を考慮した多領域動特性方程式に基づく中性子エネルギー1群の3次元動特性解析コードを作成した。核熱計算と流動計算の時間刻み幅を分離し、さらに出力の時間変化に応じて時間刻み幅を自動調整することによってコードの計算時間短縮化を図った。TRACYを用いた0.5ドルの反応度投入後の過渡出力に引き続く、緩やかな出力変化が5時間持続する自然冷却特性実験について解析計算を行った。実用的な時間の範囲内で計算が可能であり、出力及び温度変化についての解析値は実験値をほぼ再現する見通しを得た。

報告書

SILENEにおける臨界事故時線量評価解析(受託研究)

中村 剛実*; 外池 幸太郎; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-031, 38 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-031.pdf:3.97MB

経済協力開発機構/原子力機関(OECD/NEA)が、各国の線量測定システムの相互比較を行うために、仏国バルデュック研究所の過渡臨界実験装置SILENEで臨界事故時線量評価国際比較試験を実施した。これは、同一の照射場において各国が線量測定を行い、測定結果を相互に比較するものである。筆者は、SILENEの$$gamma$$線量及び中性子線量を測定するために本試験に参加した。使用した線量計は、TLD及びアラニン線量計である。この試験において、中性子用TLDの測定値である周辺線量当量から、組織吸収線量を算出するための中性子用評価式を導き出した。本評価式を用いて算出した組織吸収線量をOECD/NEAに報告した。中性子用評価式を検討する目的で、日本原子力研究所のTRACYにおいて中性子用TLDを照射した。中性子用TLDの結果は、MCNPによる計算とアラニン線量計の測定結果で比較検討した。その結果、中性子用評価式の結果はアラニン測定結果に対する比が0.94となり、6%以内で一致することがわかった。このTRACYの試験より、OECD/NEAに報告した値は同等の精度を有することが言える。

報告書

熱外中性子検出によるTRACY超臨界実験の出力履歴の測定

中島 健; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-028, 31 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-028.pdf:1.38MB

TRACYを用いた超臨界実験における出力履歴を精度良く測定するために、熱外中性子検出による出力測定を試みた。熱外中性子の測定のために、カドミウム(Cd)被覆の$$^{235}$$U核分裂電離箱を使用し、中性子検出効率を向上させるための中性子減速材としてポリエチレンをCd被覆内に設置した。また、$$gamma$$線によるノイズの影響を低減するために鉛遮蔽体を設けた。測定結果を熱中性子検出器の結果と比較したところ、従来の熱中性子検出では中性子が検出器に到達するまでの飛行時間によって生じる時間遅れの影響により出力に歪みが生じ、また、出力ピーク値が減少することが明らかになった。出力ピーク値の減少率は、添加反応度1.5$の比較的ゆっくりとした出力変化の場合には約4%であったが、反応度が約3$の高速出力変化では、40%以上と大きくなった。

論文

Modified quasi-steady-state method to evaluate the mean power profiles of nuclear excursions in fissile solution

中島 健; 山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1162 - 1168, 2002/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.33(Nuclear Science & Technology)

核分裂性溶液の核暴走時の平均出力変化を評価するための改良準定常法を開発した。改良前の手法では、反応度の計算に1群理論に基づく臨界方程式を使用している。しかし、1群近似では計算精度が悪く、また、臨界方程式で使用される形状バックリングは複雑な体系に適用できない。そこで、筆者らは、この手法を改良し反応度フィードバック係数を使用する手法とした。改良した手法は、フィードバック係数を算出するために別の計算を行う必要があるが、この手法は複雑な体系に適用可能であり、また、1群近似よりも精度の良い結果が得られる。さらに、沸騰出力を計算する新たな手法を、超臨界実験装置SILENEの実験データを用いて開発した。新たな手法を検証するために、CRAC及びTRACYを用いた超臨界実験の解析を実施した。結果は実験と良い一致を示した。

論文

Outline of simulation code fact for analysis of ventilation system on criticality accident

津幡 靖宏; 田代 信介; 小池 忠雄; 阿部 仁*; 渡邊 浩二; 内山 軍蔵

Transactions of the American Nuclear Society, 87, p.60 - 61, 2002/11

原研では、再処理施設の臨界事故で発生する揮発性核分裂生成物のベント系内移行挙動を解析する目的でシミュレーションコードFACTの整備を進めている。本コードではノードジャンクション法が採用されており、種々の流体機器が配置されたベント系ネットワークを模擬することができる。解析ではユーザが与えた臨界発生箇所での質量放出速度,エネルギー放出速度,揮発性物質放出係数を用いて一次元圧縮性熱流動に関する基礎方程式及び一次元移行解析式を解くことでベント系内各観測点での圧力,温度,流速,移行物質濃度等を推定する。本発表では、FACTの基本解析機能及び簡易プラントを想定した機能確認計算について報告する。

論文

Nuclear characteristics evaluation for a supercritical experiment facility using low-enriched uranium solution fuel, TRACY

中島 健

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10

TRACYの実験データを用いて、臨界量,$$beta$$$$_{eff}$$/$$Lambda$$比,ピーク出力,パルスのエネルギーといった核特性量の評価を行った。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を燃料とする超臨界炉であり、同装置により再処理施設のような核燃料処理施設における臨界事故を模擬できる。本評価では、臨界計算及び出力・エネルギーを評価するためのモデルの適用性について検討した。

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