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PNC TJ201 84-09, 227 Pages, 1984/03
PNC-TJ201-84-09.pdf:5.44MBPNC-TJ201-84-09TR.pdf:6.53MB
FBRで破損燃料から放出されるFPの一次冷却系における挙動を調べるために、昭和57年9月より炉内核分裂生成物挙動試験ループ(FPL-II)による照射試験を実施している。本報告書では、昨年度に引き続いて昭和58年度に行った12回の照射試験の成果について報告する。核分裂生成物(FP)の挙動を、FPL-IIの長さ25mのステンレス製ディレイラインを用い、その配管内壁へのFP沈着分布を
線検出器で測定することにより調べた。その結果、Sr, Y, Zr, Nb, Ba, Laなどの不揮発性FPのループ内沈着挙動について以下の結果を得た。1)Srの沈着は速くかつ非可逆的である。SUP92/Sr,SUP93/Sr,SUP94/Srの沈着速度定数を温度の関数として求めた。沈着過程の活性化エネルギーは-13+-1(KJ/g-atom)であり、Srの沈着過程は、配管表面とナトリウムの境界層におけるSrの拡散支配であることが結論された。2)Yは、ナトリウム温度200
Cから500Cの場合は、Srとほぼ同様な沈着挙動を示す。3)Zrの沈着速度は、ナトリウム温度500 Cの場合は、Srより遅く、200 Cから500 Cの場合は、温度依存性を示さない。4)Nbはナトリウム中では沈着しない。5)Baの沈着速度は、ナトリウム温度400 Cの場合は、Srとほぼ等しい値を示すが温度依存性はSrと比べると小さい。6)Laの沈着速度は、ナトリウム温度350
500 Cの場合はBaとほぼ等しくなる。FPL-IIに装荷されている照射試料(UO/SUB2粒子)のk factor(roughness factor)については、揮発性FPの線スペクトル測定結果と熱中性子束密度の値からその計算を行い、平均0.4の値を得た。一方、ディレイライン配管上で2箇所に設置したSUP3/He比例計数管を用いた遅発中性子の測定結果からk factorを計算し、0.59の値を得た。この揮発性FPと熱中性子束密度および遅発中性子測定から得たk factorの差については、今後その原因を検討する必要がある。
佐々木 恒夫*; 佐々木 陽一*; 藤本 滋*; 樽谷 耕平*; 田代 正夫*
PNC TJ201 81-26, 168 Pages, 1981/03
本報告は、高速増殖炉もんじゅ炉内構造物の解析コードの開発に関するものである。研究の目的は炉心構成要素の耐震設計手法の確認の一助とするため別途実施している炉内構造物振動試験(II)の単列29体の振動実験のうち水中正弦波加振に関する実験解析を行い、解析コード(II)の検証および入力データの決定を行うものである。研究結果は次の通りである。(1)炉心構成要素群は地震時衝突振動をさけることができない。(2)多質点系モデルを2自由度バネー質量モデルに置換して、全ての結果をシミュレートすることは難しいが、出力として注目すべき諸量を設定しそれにもとづく、入力データが作成されれば、解析コード(II)は有効な道具となる。(3)構成要素群において総片寄り現象は、ある程度入力加速度が大きくならないと発生しない。たとえば、正弦波150gal加振では片寄る要素の数は一列群要素のうち70%程度である。(4)一列群要素のうち両端に位置する要素ほど高次モードが発生しやすいが、全体の挙動を考える時は、高次モードは影響を与えない。
佐々木 陽一*; 藤本 滋*; 郷田 勝彦*; 佐々木 恒夫*
PNC TJ201 80-20VOL2, 70 Pages, 1980/02
PNC-TJ201-80-20VOL2.pdf:1.17MB
高速増殖炉「もんじゅ」の炉心構成要素は六角形断面を有する細長い梁構造をしており、その振動性状は、下端支持の梁のそれと同様なものとみなす事ができる。高温の冷却材で満された炉心内にはこのような構成要素約700体が小間隔をおいて密に装荷されている。したがって、このような構造特性を持つ炉心構成要素群の地震時の挙動は構成要素同士の衝突や、流体力の影響等によって複雑なものとなる。このような挙動は厳密には非線形型応答となるが、その解析手法は十分に確立されているとは言えない。本報告は「もんじゅ」の炉心構成要素群の地震時の挙動を適確に把握し、各構成要素における衝突力、たわみ量など基本的な応答特性を評価するための解析コードの開発に関して述べたものである。前年度(53年度)の「高速炉炉心振動解析コードの開発(1)」においては、炉心構成要素頭部の群挙動を把握する基本的解析コードを開発したが、本研究においては、(1)上記解析コード(1)を拡張し、構成要素の上部および中間部の応答(衝突力、たわみなど)を評価するための数字アルゴリズムおよび解析コードの作成を行うと共に、(2)解析コード(1)のI/O整備として、群挙動の図示化のためのプロッタ・ルーチンの作成を実施した。本研究において開発した炉心振動解析コード(2)及び解析コード(1)用プロッタルチーンの特徴について述べる。(1)本解析コードは、各炉心構成要素の上部および中間部の時刻歴挙動(衝突力、加速度、たわみなど)を把握するためのものである。(2)炉心構成要素群の任意の組合せ(構成条件)に対する応答解析を行うことができる。(3)非線形微分方式のための直接積分においては、時間に関して自動メッシュ法を採用し、数値積分上の計算誤差をできるだけ小さく抑えながら、計算時間を短縮する事が可能である。(4)解析コード(1)用のプロッタ・ルーチンにおいては、各要素の応答の時刻歴波形を図示出来、全体的な挙動を視覚的に把握する事ができる。
not registered; 吉川 雄治*
PNC TJ618 77-01, 341 Pages, 1977/09
核燃料再処理は,現在既に各国で開発されていて,PUREX法では約20年の運転実績があるが,PUREX法のみによれば,生物に有害な放射性核分裂生成物の除去,回収が安全性の面で将来問題視される可能性がある。この研究の広義の目的は,湿式核燃料再処理法では除去回収が困難な揮発性FPを回収する,ボロキシデーション法を確立して,環境保全をより完全にし,長期にわたる健全な原子力利用の発展を期するものである。ボロキシデーション法は,使用ずみの核燃料を加熱,酸化させることにより,燃料を粉化させると同時に,燃料中に混在する揮発性FPを燃料から気体状で分離し,乾式で除去回収する手段であり,燃料再処理プラントの前処理工程として組込まれ,その具体的な目的は次の通りである。1) 使用ずみ燃料中に含まれているトリチウムは,半減期が12.3年と長いため,生物にとって危険な有害物質である。このトリチウムが外界に放出された場合,トリチウムは水素の同位体であるから,トリチウム水となり水に混入して容易に拡散され,地球上を広範囲に汚染する。また,人体に入れば,全身に拡散され易い。湿式核燃料再処理法では,トリチウムはトリチウム水となって溶解液に混入するため,熱拡散法などの除去回収法が考えられているが,実用上は除去回収が困難である。ボロキシデーション法は,このトリチウムを除去回収するものである。2) ヨウ素のうち131Iは,半減期が8.05日と比較的短いが,放射線強度が強く,129Iは放射線強度は弱いが半減期が1千7百万年と長く使用ずみ燃料に含まれている量が多い。湿式核燃料再処理法では除去回収が煩雑なヨウ素の大部分を,ボロキシデーション法により除去回収して,後工程の処理を簡単にするものである。3) その他,クリプトンおよびキセノンもボロキシデーション法により,ある程度燃料から分離されるので,また揮発性ルテニウムが燃料から分離されるならこれも含めて,これらの回収装置へ接続すれば,回収することが可能である。4) 液体金属冷却高速増殖炉では,冷却材にナトリウムが使われ,燃料の被覆管が破損して,被覆管内にナトリウムが入っている場合,およびナトリウムがボンドとして初めから被覆管に入れられている場合,これらのナトリウムを,ボロキシデーション法により加熱,酸化して不活性の酸化ナトリウム(Na2O)とし,ボロキシデーション
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PNC TJ201 76-34VOL1, 15 Pages, 1976/12
PNC-TJ201-76-34VOL1.pdf:0.24MB
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三上 隆夫*; 山中 俊勝*; 有吉 政成*; 小川 新造*
PNC TJ201 74-13, 77 Pages, 1974/03
高速炉にB
Cを使った制御棒を採用する際に発生するHeガス内圧上昇による寿命制限を解決するために、ベント型制御捧の開発の一環としてベント機構の試作を行い、ナトリウム中で機能試験を行なった。試作に際してはもんじゅ3次設計の調整棒にベント機構を採用することを目標にして設計を行ない、試作に当っては製造上、品質管理上の問題点を摘出して実機製作の際の資料を作成した。試験体はベント機構下部が開放した型のもの及びベント機構下部を密閉してその容積を実際のガススペースと等しくしたものの2種を製作し、前者はベント機構上下の差圧を、後者はベント機構の外の圧力を変化させて、もんじゅのすべての運転条件でナトリウムがベント機構内に浸入しないことをしらべる。結果は今回試験の対象として除外した動的状態および耐久性を除き、すべての運転条件を通じてベント機構内にナトリウムの浸入しないことを確認した。
中井 優*; 野口 文夫*; 市島 秀恭*; 小松 一郎*; 清水 彰直*; 深井 佑造*
PNC TJ201 70-06, 99 Pages, 1970/05
原研がJRR-4を使用して実施した中性子の遮蔽層透過実験を、Invariant Imbeddi'ng (I.I.)法により解析した。計算に用いた断面積はENDF/Bライブラリをもとにして作成したもので、エネルギー組分けはMUFTライブラリのそれに従い、角度分点にはガウス積分分点の5点近似を採用した。鉄, 炭素およびアルミニウムの各均一層とそれらにより構成された多重層についてI.I.法を用いて高速中性子の透過計算を行い、実験値と比較した。計算値と実験値はよく一致し、ENDF/Bライブラリを用いたI.I.法による中性子透過計算コードSLDNの計算は充分に精度がよいことを確認した。