2012/01JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。用いた事故発生防止上の設備・機器等の相対的な重要度把握を実施した。実施し、定量化を行った。その後原子炉のPSAで一般的に用いられている重要度評価手法を用い、設備・機器等の相対的な重要度評価を実施した。2004/00東海再処理施設では、アスファルト事故の反省から様々な安全への取り組みを行ってきた。その一環として再処理施設の確率論的安全評価が挙げられる。重大事故に至るシーケンスを明確にし、その特徴を把握するとともに、各事故シーケンスで考慮される発生防止策の相対的な重要度を把握することを目的として実施した。従属性や多重防護などの特徴を把握できたとともに、相対的な重要度を把握することで、今後の運転管理に資する重要な知見を得ることができた。2003/10http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2003-019-Part1.pdf本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。2003/06https://doi.org/10.3327/taesj2002.2.196セミナーで行った特徴的事項はつぎのとおりである。理論セミナーでは、独自に編集した連続エネルギーモンテカルロ教科書を採用し、実際の計算に役立つ講義内容とした。未臨界セミナーでは実際の核燃料サイクル施設の計算を実施した。遮蔽セミナーと高エネルギーセミナーではウェイト下限値の的確な評価法が身に付くように理論と計算演習を実施した。三つの計算セミナーの教材には、JENDL-3.2から編集した293Kの340核種の汎用中性子断面積ライブラリを採用し、一般的な計算にも対応できるようにした。三つの計算セミナーには、いずれもひとつずつ、研究に使用している世界でも代表的なベンチマーク実験問題を含め、計算法の検証が可能なようにした。三つの計算セミナーでは、モンテカルロ法をまったく知らない初心者でも、5時間の講義及び計算演習により、ひとりで的確な計算ができるようにすることができた。セミナー参加者との質疑応答をくり返し、講義や教材に含まれていた曖昧さを排除し、確実な内容に改善した。2003/00再処理施設のような堅牢性の高い空間内で爆発が発生した場合の圧力伝播について、アクリルモデルを用いた二重ホログラフィー干渉系法で撮影した写真と流体解析に基づいたシミュレーションにより、その定性かつ定量的な現象の把握を行った。空間角部では繰り返し圧力が上昇し、最大で2気圧を超える圧力が観測された。2003/00小型試験設備は、東海再処理工場に付設された試験設備であり、施設創業から現在までの25年間に数多くの研究成果を上げ、東海再処理工場の運転、トラブルシューティング、将来的な再処理のために大きく貢献してきた。化学物質の熱的危険性に関する予測手法の調査及び整備を行い、より簡便な化学物質の危険性予測手法を構築することとしている。Software)を導入し、湿式再処理プロセスで使用される化学物質及び反応について試解析を実施した。試解析の結果、CHETAHについてはほとんどの反応の反応熱を10%程度の精度で算出することができ、新規物質等の火災爆発危険性のスクリーニング手法として有用であると考えられた。して有用であると考えられた。2002/00MOX燃料製造施設への臨界安全解析コードの適用性を確認するため、計算コード(SCALE4、MCNP4)及び核データライブラリ(ENDF/B-IV,V,VI及びJENDL-3.2)を用いたMOX非均質系臨界ベンチマーク計算を実施した。ついては、どの組み合わせについても、0.98を上回っている。2002/00東海再処理施設の定期安全レビューの一環として確率論的安全手法を用いた施設の安全評価を実施した。重大事故に至るシーケンスを明確にし、その特徴を把握するとともに、各事故シーケンスで考慮される発生防止策の相対的な重要度を把握することを目的として実施した。従属性や多重防護などの特徴を把握できたとともに、相対的な重要度を把握することで、今後の運転管理に資する重要な知見を得ることができた。2002/00再処理施設のような堅牢性の高い空間内で爆発が発生した場合の圧力伝播について、アクリルモデルを用いた二重ホログラフィー干渉系法で撮影した写真と流体解析に基づいたシミュレーションにより、その定性かつ定量的な現象の把握を行った。空間角部では繰り返し圧力が上昇し、最大で2気圧を超える圧力が観測された。2001/00核燃料サイクル開発機構では、1970代より東海再処理施設の溶媒抽出工程における核種の挙動を解析すべく計算コードMIXSETの整備を行ってきた。本報告では、最新版のMIXSET-Xに至るMIXSET開発の経緯及びMIXSET-Xの特徴、さらにはMIXSET-Xを応用して行った東海再処理施設の安全性確認作業について報告する。一環として、プルトニウム転換工程をモデルとして、脱硝工程及び焙焼・還元工程について放出ツリーを用いて放射性物質放出リスクの定量化検討を行った。その結果、脱硝オフガス工程からの放出についてはエアロゾルの径に依存するもののHEPAフィルタの健全性が確保される限り平常時のリスクを下回ることが示された。焙焼・還元工程については事故事象として水素爆発を設定し、検討を行った結果、水素濃度が4%の爆発では平常時のリスクを下回ること、水素濃度が29%の爆発では、平常時のリスクの約10倍となることが示された。制限運転への移行等により施設内の圧力が変化し、負圧が喪失していった過程を明らかにすることを目的に、FIRACコードを用いて施設内の圧力解析を実施した。FIRACコードは、火災時のセル・換気系等の圧力・温度等を解析するものであり、米国で開発され、動燃においても導入・整備されてきたものである。解析においては、アスファルト固化処理施設全体をモデル化の対象とし、火災時の発熱量などの条件についてはパラメータとし、その違いを検討することで火災時の事象の進展を推測した。解析によって、FIRACコードの施設全体の解析への適用性が確認されたとともに、事故時のセル・室の圧力挙動については、換気系統による違いがみられ、換気系の構成が火災事故時の事象の進展に影響することが解析的に確認できた。施すと共に、各工程毎に運転要領書等を定め、安全に十分留意して運転を実施してきたが、平成9年3月に東海再処理施設の一つであるアスファルト固化処理施設において火災爆発事故が発生した。この事故の反省から自主保安の一環として最新の知見やこれまでの運転経験等を取り入れて東海再処理施設の安全性を再度確認することとした。保守、改造実績の調査、(3)過去の事故や故障の施設への反映状況調査等を行うとともに、(4)事故の発生防止策の検討、(5)事故時の拡大防止策及び影響緩和策の検討を実施した。1998/11JNC-TN8410-99-003.pdf:5.49MB東海再処理施設の安全性確認の一環として、昭和40年代に設計された東海再処理施設の初期の施設の臨界安全及び遮蔽設計で用いられた基本データについて、最新の知見を基に妥当性を確認した。臨界安全設計では、設計に用いた機器の寸法、U,Puの質量、濃度等に関する臨界値並びに制限値が妥当であることを確認した。遮蔽設計では、設計に用いた「遮蔽厚-許容線源強度グラフ」では一部必要な遮蔽厚を過小評価するおそれのある箇所が見られたが、評価の条件を安全側に設定していることにより、必要な遮蔽厚が確保されていることを確認した。小型試験設備では、取扱う放射能量を制限する必要が生じた。臨界安全に関してはU,Puの移動に係る運転管理状況の妥当性についても確認を行った。その結果、溶液処理系のバッチ処理の移動では、誤って移動を行ったときに臨界のおそれのある移動経路でのU,Pu濃度確認の信頼性を強化する措置を行うこととした。これ以外の移動経路では、単一の故障あるいは誤操作によって臨界安全上問題となる移動は実施されないことを確認した。用いるために整備した信頼性データを、パソコン上で効率的に利用するため、Windows95の環境下でMicrosoftAccessfor・Windows95を用いてデータベース利用プログラムの開発を行った。出力及びグラフ表示が可能となっている。おいて、施設からの直接線及びスカイシャイン線による線量評価を合理的に行うため、SUNワークステーション上で中性子・ガンマ線の遮蔽計算を行うコードシステムNPSS-Wを開発した。NPSS-Wは、ORIGEN-Sコードによる線源計算、SN輸送計算コードANISN、DOT3.5による遮蔽計算を容易に行うことができるように、計算対象に応じてCAL1からCAL5の5種類のモジュールから構成されている。添付資料として、NPSS-Wの使用マニュアル、廃棄物施設を対象とした計算例及び出力データを掲載している。一環として、米国オークリッジ国立研究所で開発された臨界安全解析コードシステムSCALEの導入・整備を実施している。(OECD/NEA)の燃焼度クレジット臨界ベンチマークのPhaseIIIとして提案された課題の計算解析を実施し、燃焼度クレジットの評価におけるSCALEの適用性について検討した。計算解析には、SCALEの最新版であるSCALE4.3を使用した。ボイド分布の臨界性に与える効果(PhaseIII-A)と使用済燃料の核種組成を算出するための解析コードの検証(PhaseIII-B)である。計算の結果、PhaseIII-Aにおける燃焼度分布は、FR核種の考慮の有無によって求められる中性子増倍率に一貫した傾向が見られないことがわかった。ボンド分布については、現実的なボイド分布を考慮した計算に対して、炉内の平均ボンド率を用いた計算が過小評価すること、炉内の最大ボイド率を用いた計算がわずかではあるが高めに評価することがわかった。ために1/8燃料集合体モデル、簡易燃料組成モデル及び詳細燃料組成モデルの3通りのモデルを設定し、モデル間の比較を行った。低燃焼度の領域では、モデル間で中性子増倍率のピークの有無の違いが現れること、高燃焼度の領域では、計算モデルに依存せず中性子増倍率を概ね等しく評価することがわかった。これらのことから、BWR使用済燃料を対象とした燃焼度クレジット評価のための臨界安全解析においてもSCALEが十分に適用可能であることを確認した。