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報告書

平成25年度・26年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2018-036, 216 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2018-036.pdf:19.22MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部, 放射線管理部, 工務技術部, 研究炉加速器管理部, 福島技術開発試験部, バックエンド技術部の6部、原科研福島技術開発特別グループ(平成25年度)及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理, 技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成25年度及び平成26年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター, 先端基礎研究センター, 原子力基礎工学研究センター(平成25年度: 原子力基礎工学研究部門), 量子ビーム応用研究センター(平成25年度: 量子ビーム応用研究部門), 原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した、研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給排水システムの性能確認)

関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。

論文

Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11

燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%の$$^{235}$$U濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。

報告書

STACYにおけるMOX溶解試験残液の安定化処理

小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。

論文

Study of experimental core configuration of the modified STACY for reactivity worth measurement of MCCI products

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3927 - 3936, 2016/05

MCCI生成物を含む燃料デブリの臨界安全性は福島第一原子力発電所の廃炉に関して重要な課題のひとつである。燃料デブリの臨界あるいは未臨界状態はまだわからない。なぜならその組成、位置、中性子減速条件などがまだ確認できないからである。また、燃料デブリの臨界管理に冷却水中への中性子毒物が効果的かどうかもわからない。原子力機構による解析計算のデータベースは整備中である、これは燃料デブリがとりうる組成や中性子減速条件などを幅広くカバーして、燃料デブリのサンプルや条件がわかったときに、臨界特性を評価する助けとなる。解析計算もまた不確かさを持っているがこれは原子力機構が計画しているSTACYの更新と燃料デブリの組成を模擬したサンプルによる臨界試験によって明らかにされる。この報告では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度測定のための実験炉心構成の検討について紹介する。本研究でのサンプルの計算はモデルウラン酸化物燃料($$^{235}$$Uの濃縮度は3, 4, 5重量%)とコンクリートを含む。減速不足、過減速の双方の条件での測定が可能であることが結論付けられた。また、サンプルの必要量についても見積もられた。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「安全研究とその成果の活用による原子力安全規制行政に対する技術的支援」(事後評価・事前評価)

工藤 保; 鬼沢 邦雄*; 中村 武彦

JAEA-Evaluation 2015-011, 209 Pages, 2015/11

JAEA-Evaluation-2015-011.pdf:10.36MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改訂)等に基づき、平成26年9月29日に「安全研究」に関する事後・事前評価を安全研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、安全研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された平成22年4月から平成26年9月まで及び平成27年度以降の安全研究センターの運営及び安全研究の実施に関する説明を受け、今期中期計画期間及び次期中長期計画期間の研究開発の実施状況について、研究開発の必要性、有効性、効率性等の観点から評価を行った。本報告書は、安全研究・評価委員会から提出された事後・事前評価結果(答申書)をまとめるとともに、本委員会での発表資料、及び評価結果に対する原子力機構の措置を添付したものである。

論文

Study on criticality control of fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Nuclear Regulation Authority of Japan

外池 幸太郎; 山根 祐一; 梅田 幹; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.20 - 27, 2015/09

安全規制の観点で、福島第一原子力発電所における燃料デブリの臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界の影響を緩和するリスク管理の形態をとることになろう。原子力規制委員会・規制庁はこの課題に取組むために研究計画を策定した。日本原子力研究開発機構の安全研究センターでは、同規制委員会・規制庁の委託を受け、燃料デブリの臨界特性の解析、臨界リスク評価手法の開発、及びこれらを支援する臨界実験の準備を開始した。

論文

Critical experiments for fuel debris using modified STACY

井澤 一彦; 外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 三好 慶典

JAEA-Conf 2014-003, Appendix (CD-ROM), 13 Pages, 2015/03

炉物理研究における臨界実験の重要性にもかかわらず、世界の熱体系臨界実験装置の数は減少の傾向にある。一方、軽水炉時代の長期化に伴い、高燃焼度燃料開発、使用済燃料貯蔵における燃焼度クレジットの導入、過酷事故によって生成される燃料デブリの臨界安全等、熱体系における重要な研究テーマが登場してきている。日本原子力研究開発機構はこの状況を鑑み、定常臨界実験装置STACYを更新し、熱体系臨界実験の中核的基盤施設として新たな研究ニーズに対応して行く計画である。更新後のSTACYは、最優先の任務として、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリの臨界安全研究のための臨界実験を実施する。本報告では、福島第一原子力発電所事故後の日本原子力研究開発機構の臨界安全研究方針について紹介し、STACY更新炉が燃料デブリ取り出し作業の臨界安全性を確実にするために果たすべき役割について述べる。

論文

銀媒体電解酸化法と超音波攪拌を組み合わせた有機物の分解技術

小林 冬実; 石井 淳一; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

攪拌・混合技術とトラブル対策, p.341 - 344, 2014/10

核燃料再処理工程で発生する超ウラン元素(TRU)で汚染した有機廃液を分解・無機化することを目的として、超音波攪拌を組み合わせた銀媒体電解酸化法による有機物の分解試験を実施した。本法は低温・常圧下において2価の銀イオン(Ag$$^{2+}$$)の酸化力により有機物を分解する方法であり、超音波を併用することで、溶液の攪拌とともに有機物分解の促進効果が期待できるため、有機廃液を効率的に処理することができる。本法を用いて30%リン酸トリブチル(TBP)/ノルマルドデカン($$n$$-DD)を対象に、電解電流、電解液温度、硝酸濃度及び超音波出力について分解基礎試験を実施し、今回の試験範囲における最適な分解条件を示した。また、選定した最適条件においてケロシン及びN,N,N',N'-テトラオクチル-3-オキサペンタン-1,5-ジアミド(TODGA)の分解試験を実施し、これらの有機物に対しても本法が有効であることを確認した。

論文

Infinite multiplication factor of low-enriched UO$$_2$$-concrete system

井澤 一彦; 内田 有里子; 大久保 清志; 戸塚 真義; 曽野 浩樹; 外池 幸太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1043 - 1047, 2012/11

AA2012-0375.pdf:0.63MB

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故のような軽水炉の過酷事故においては、溶融炉心-コンクリート反応(MCCI)により、核燃料とコンクリートが混合した燃料デブリが生成される可能性がある。このような燃料デブリを取り扱う際の臨界管理の必要性を確認するため、低濃縮二酸化ウランとコンクリートを混合した体系の無限増倍率を解析した。解析の結果、二酸化ウランとコンクリートの混合物の無限増倍率が1を超える条件が存在し、臨界となる可能性が示された。本報告では、コンクリートが有効な減速材であり、UO$$_2$$-コンクリート系の未臨界性を確保するためにはさらなる検討が必要であることを示す。

論文

Uncertainty factors pertaining to critical experiment using low-enriched uranyl nitrate solution

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/02

低濃縮硝酸ウラニル水溶液の臨界量を測定するため定常臨界実験装置STACYを用いて系統的な臨界実験を行った。その目的は、原子力施設、とりわけ、再処理施設の臨界安全解析に用いられる計算手法の検証に必要な臨界ベンチマークデータを得ることである。実験は、均質単一ユニット体系,均質複数ユニット体系及び非均質体系で行った。臨界ベンチマークデータを生成するために、炉心タンクの形状・寸法や溶液燃料組成のような実験条件と臨界量測定結果を注意深く精密に評価した。ベンチマークデータの全体的な不確かさを見積もるために、これらの条件や測定量の不確かさについて感度解析を行った。本報告では、これらの実験や解析の結果の説明を通じて、それぞれの実験体系の特徴を明らかにする。また、将来の臨界実験の立案に資するため、実験実施及び評価作業において得られた教訓についても述べる。

論文

Benchmark critical experiments of a heterogeneous system of uranium fuel rods and uranium solution poisoned with gadolinium, and application of their results to JACS validation

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(7), p.1118 - 1128, 2011/07

再処理施設の溶解工程を考慮した臨界ベンチマークデータを系統的に取得するため、原子力機構の臨界実験装置STACYを用いて一連の非均質体系実験を実施した。可溶性毒物ガドリニウムを使用した溶解を想定し、ウラン酸化物燃料棒とガドリニウムを添加したウラン溶液を組合せて臨界量を測定した。ガドリニウム濃度は0.1g/Lまで変化させた。また、参照実験として、ガドリニウムを用いず、ウラン濃度を変化させた実験も行った。これらの測定結果は、溶解槽のような非均質体系の中性子実効増倍率計算手法の検証用のベンチマークデータとなる。新たに取得したデータを用いてJACSの検証を行ったところ、臨界安全解析に用いることを支持する結果となった。

論文

実験炉物理:未来へのメッセージ; 次世代の安全基盤の確立に向けて,5; JAEAの熱炉体系炉物理実験

外池 幸太郎

日本原子力学会誌, 52(12), p.819 - 823, 2010/12

旧日本原子力研究所で最初の臨界実験装置の運用が始まってから50年が経とうとしている。旧動力炉・核燃料開発事業団も含めて現在の日本原子力研究開発機構(JAEA)に至るまで種々の臨界実験装置が炉物理の実験的研究に供されてきた。その歴史は日本の原子力開発の歩みを反映していると言ってよい。炉開発の観点では、現在でこそ軽水炉が日本の原子力発電を支えているが、開発の草創期から軽水炉が自明な炉型だったわけではない。臨界実験装置を用いて黒鉛炉や重水炉の概念が研究され、熱炉体系による増殖さえ検討された。軽水炉の範疇でも、発電炉の炉心・燃料設計手法の高度化や、舶用炉,高転換軽水炉の開発などさまざまな目的の研究が行われてきた。臨界安全もまた重要な分野である。炉開発が臨界を達成・維持し、燃料をよく燃やす研究であるのに対して、臨界安全は臨界を防止する研究である。燃料の臨界量を測定したうえで、そこからどれだけ減らせば十分に安全に燃料を未臨界で取り扱えるか、という考察が基本である。このため臨界量測定が重要視され、臨界安全と臨界実験は不可分の関係にある。本稿では、このような臨界実験のうちJAEAで実施された熱炉体系のものに着目し、過去から現在までの変遷と将来の展望を述べる。

報告書

銀媒体電解酸化法と超音波攪拌を組合せた有機物の分解に関する基礎試験

小林 冬実; 石井 淳一; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

JAEA-Technology 2009-056, 16 Pages, 2009/11

JAEA-Technology-2009-056.pdf:1.53MB

核燃料再処理工程で発生する超ウラン元素(TRU)で汚染した有機廃液を分解・無機化することを目的として、超音波攪拌を組合せた銀媒体電解酸化法による有機物の分解試験を実施した。本法は低温・常圧下において2価の銀イオン(Ag$$^{2+}$$)の酸化力により有機物を分解する方法であり、超音波を併用することで、溶液の攪拌とともに有機物分解の促進効果が期待できるため、有機廃液を効率的に処理することができる。本法を用いて30%リン酸トリブチル(TBP)/ノルマルドデカン(${it n}$-DD)を対象に、電解電流,電解液温度,硝酸濃度及び超音波出力について分解基礎試験を実施し、今回の試験範囲における最適な分解条件を示した。また、選定した最適条件においてケロシン及びN,N,N',N'-テトラオクチル-3-オキサペンタン-1,5-ジアミド(TODGA)の分解試験を実施し、これらの有機物に対しても本法が有効であることを確認した。

論文

Benchmark critical experiments and FP worth evaluation for a heterogeneous system of uranium fuel rods and uranium solution poisoned with pseudo-fission-product elements

外池 幸太郎; 山本 俊弘; 三好 慶典; 内山 軍蔵; 渡辺 庄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(4), p.354 - 365, 2009/04

再処理施設の溶解工程にかかわる系統的な臨界ベンチマークデータを取得するため、日本原子力研究開発機構の定常臨界実験装置を用いて一連の臨界実験を実施した。燃焼度クレジットの導入を念頭において、ウラン酸化物燃料棒(5wt% $$^{235}$$U)と、模擬FP元素(サマリウム,セシウム,ロジウム,ユーロピウム)を添加した硝酸ウラニル水溶液(6wt% $$^{235}$$U)を組合せて、臨界量測定を行った。燃料棒は直径60cmの円筒タンクの中で溶液燃料中に1.5cm間隔の格子状に配列した。溶液燃料のウラン濃度は約320gU/Lに維持し、FP元素は約30GWd/tの燃焼度に相当する濃度とした。測定結果は、FP元素個別の反応度効果を解析的に評価する手法の検証、及び使用済燃料の非均質体系の中性子実効増倍率を計算する手法の検証に供される。本報告では、実験及びベンチマークモデルを詳述し、FP元素個別の反応度効果を評価する手順と結果を示す。実験結果と解析評価も比較する。

報告書

NUCEFにおける分析; 平成18年度

坂爪 克則; 青木 博道; 芳賀 孝久; 深谷 洋行; 薗田 暁; 清水 香織; 新妻 泰*; 伊藤 光雄; 井上 猛

JAEA-Technology 2007-069, 44 Pages, 2008/02

JAEA-Technology-2007-069.pdf:4.55MB

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18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の硝酸ウラニル溶液の分析も行った。平成18年度における総分析試料数は、254試料であった。本報告書は、平成18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

プルトニウム抽出残液からのアメリシウムの分離及び酸化物転換

杉川 進; 中崎 正人; 木村 明博; 木田 孝*; 木原 武弘*; 赤堀 光雄; 湊 和生; 須田 和浩*; 近沢 孝弘*

日本原子力学会和文論文誌, 6(4), p.476 - 483, 2007/12

プルトニウム抽出残液からのAmの分離回収のために、TODGA吸着材カラムを用いた単一のクロマト分離法の開発を行ってきた。抽出残液には、Am($$sim$$620mg/$$l$$)のほかに、Np($$sim$$107mg/$$l$$), Ag($$sim$$2000mg/$$l$$), Fe($$sim$$290mg/$$l$$), Cr($$sim$$38mg/$$l$$), Ni($$sim$$52mg/$$l$$)及び微量TBPを含んでいた。NUCEFにおいて分離試験及び酸化物転換試験を行った結果、小規模分離試験でのAmの収率及び純度がそれぞれ83$$sim$$92%及び97$$sim$$98%、スケールアップ分離試験でのAmの収率及び純度がそれぞれ85$$sim$$95%及び98$$sim$$99%であった。また、回収されたAm溶液をシュウ酸沈殿法により、Am酸化物に転換するための酸化物転換試験を行った結果、小規模酸化物転換試験での収率が89$$sim$$100%及びスケールアップ酸化物転換試験での収率が85$$sim$$96%であった。本試験を通して、6リットルの抽残液から約1.8グラムのAm酸化物が回収され、TRU高温化学研究の試料として使用された。

論文

Benchmark critical experiments and FP worth evaluation for a heterogeneous system of uranium fuel rods and pseudo FP doped uranium solution

外池 幸太郎; 三好 慶典; 内山 軍蔵; 渡辺 庄一*; 山本 俊弘*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.222 - 227, 2007/05

軽水炉使用済燃料再処理工場の溶解工程に関する系統的な臨界ベンチマークデータを取得するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)の定常臨界実験装置(STACY)において非均質炉心による一連の実験を行った。燃焼度クレジットの導入に焦点をあて、ウラン燃料棒と模擬FP物質を添加したウラン溶液燃料を組合せて臨界量を測定した。模擬FP物質とは、Sm, Cs, Rh及びEuの天然の同位体組成を持つ元素のことであり、一部実際のFP核種を含んでいる。実験結果は、FPの反応度効果を評価する解析手法の妥当性検証に供されるとともに、使用済燃料を含む非均質体系の中性子実効増倍率計算を検証する臨界ベンチマークデータとしても有用である。本報告では、液位変化に対する反応度ワース曲線,個々の模擬FP物質ごとの反応度効果を分離して評価する手順などを含む実験の詳細とともに、実験結果と解析評価の比較を報告する。

報告書

NUCEFにおける分析; 平成17年度

深谷 洋行; 青木 博道; 芳賀 孝久; 西沢 英俊; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 新妻 泰*; 白橋 浩一; 井上 猛

JAEA-Technology 2007-005, 27 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-005.pdf:1.97MB

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17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の硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成17年度における総分析試料数は、185試料であった。本報告書は、平成17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

ガドリニウムを添加した6wt%濃縮硝酸ウラニル溶液と格子間隔1.5cm棒状燃料とで構成するSTACY非均質炉心の核特性解析

井澤 一彦; 青山 康夫; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 柳澤 宏司

JAEA-Technology 2007-001, 40 Pages, 2007/02

JAEA-Technology-2007-001.pdf:2.73MB

日本原子力研究開発機構の定常臨界実験装置STACYでは、2006年度に、非均質炉心での臨界実験を実施している。当該炉心は、可溶性毒物(ガドリニウム)を添加した硝酸ウラニル溶液燃料($$^{235}$$U濃縮度6wt%)及び格子間隔1.5cmで配置した二酸化ウラン棒状燃料($$^{235}$$U濃縮度5wt%)333本で構成される。その実験に先立ち、当該炉心の核的安全性及び核的制限値の評価を目的として核特性解析を行った。解析対象とした項目は、臨界,反応度及び原子炉停止余裕に関するパラメータである。解析には、モンテカルロコードMVP及び核計算コードシステムSRACを使用し、断面積ライブラリにはJENDL-3.3を用いた。解析の結果、当該実験で使用するすべての燃料条件下において、原子炉停止余裕が安全基準に適合する見通しであることを確認した。また、運転時に制限値の確認を容易に行うため、臨界液位,反応度等に関する解析値を補間する簡易推定式を評価した。

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