Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
福島 昌宏; Goda, J.*; 大泉 昭人; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; et al.
Nuclear Science and Engineering, 194(2), p.138 - 153, 2020/02
被引用回数：7 パーセンタイル：61.18(Nuclear Science & Technology)鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。
田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男
JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01
JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB
JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。
柳澤 和章; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.981 - 988, 1995/10
被引用回数：1 パーセンタイル：17.52(Nuclear Science & Technology)本誌は研究炉(JRR-3)用として検討されている低濃縮ウランシリサイド燃料仕様(密度4.0gU/cc)及び現行のアルミナイド燃料仕様の小型板状燃料を用いた過渡実験結果について報告するものである。過渡照射は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)を用いて遂行した。得られた結果は以下のとおり:(1)近い将来JRR-3炉心に使用を検討されている仕様の密度のシリサイド燃料板を用い、発熱量106cal/fuelまで過渡照射した。供試燃料板のピーク表面温度(PCST)は508
Cに達したが、破損は起こらなかった。本実験は、PSCT400C以上で生ずると考えられているブリスターを模擬した過渡実験であった。実験結果から供試シリサイド燃料板は508Cまでブリスター破損に対し、強い抵抗を有していることが立証された。(2)供試アルミナイド燃料板は発熱量55cal/g-fuelの実験において燃料板のPCSTが230Cに達したが、異常は認められなかった。この実験条件は、JRR-3の安全評価における最も厳しい燃料温度条件の流路閉塞事故PCST、150Cを大きく上まわっており、安全評価における安全裕度が実験により確認された。
柳澤 和章
JAERI-M 91-152, 195 Pages, 1991/10
低濃縮(19.89w/o)ウランシリサイド小型板状燃料を作製し、燃料密度4.8g/cm
のものについて、原研の安全性研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。研究目的は過渡時のシリサイド燃料板の寸法安定性と破損しきい値の究明にある。得られた結果は、以下の通りである。(1)400Cを超えると燃料板の曲りが著しくなり、約900Cで最大7mmとなった。燃料芯材の肉厚は初期0.51mmから最大で1.7mm(236%)に増加した。これは、マトリクスアルミニウム及び被覆アルミニウムが再結晶化又は溶融をおこしたり、芯材ミートと相互反応をおこしたりした結果、スウェリングが発生したためである。高温化した燃料板では、芯材のクリープ変形のため凹凸変形が著しくなった。400Cを超えて高温になるに従って、寸法安定性は失われる傾向にあった。
奥野 浩; 小室 雄一
JAERI-M 90-058, 174 Pages, 1990/03
均質低濃縮ウラン系燃料の臨界条件データを臨界安全性評価コードシステムJACSを用いて再計算した。臨界条件データは、臨界と推定される燃料寸法(円柱直径、平板厚さ、球体積)と球質量及び未臨界と判断される燃料寸法と球質量の上限値である。再計算は、昭和62年度に実施されたJACSコードシステムの誤差の再評価に伴うものである。対象とした燃料は、UO
-HO、ADU(II)-H0、UOF水溶液、UO(NO
)水溶液の4種類である。今回の再計算では、「臨界安全ハンドブック」記載の最小推定臨界下限値より厳しい結果は得られなかった。
山根 剛; 安田 秀志; 秋濃 藤義; 金子 義彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.122 - 132, 1990/02
高温工学試験研究炉(HTTR)の核的温度特性に関する設計計算精度を検証するために、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、VHTRC-1炉心の反応度温度係数を測定した。VHTRCは、低濃縮二酸化ウラン被覆粒子を用いたピン・イン・ブロック型燃料の炉心をもつ臨界集合体である。集合体全体を電気加熱により昇温して、200Cまでの温度上昇に伴う反応度変化をパルス中性子法により測定し、等温条件下での反応度温度係数を求めた。その結果、反応度温度係数は25C~200Cの範囲で平均-1.71
10
k/k/Cであり、またその絶対値は高温領域に比べて室温付近で20%小さくなった。SRACコードシステムにより核データとしてENDF/B-IVを用いて解析したところ、計算はこの実験結果をよく再現することができた。
山本 克宗; 板橋 行夫; 稲田 征二; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 中山 富佐雄
日本原子力学会誌, 28(5), p.425 - 427, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JMTR用燃料の中濃縮化計画に基づき、昭和58年度に製作した2体の試験用中濃縮ウラン燃料要素(以下MEU燃料)をJMTRの炉心に装荷して照射試験が行われた。照射中および照射後のMEU燃料の健全性を確認するために、1次冷却水中の放射性ヨウ素の測定およびショッピングテストを行った。照射試験中には1次冷却水中から微量の放射性ヨウ素が検出されたが、その濃度は通常運転時と同程度であり、また照射期間中にその濃度が異常に上昇することもなかった。シッピングテストでは水中からFPが検出されたが、比較のために行った標準燃料要素および燃料以外の炉心構成要素についてのテストでもMEU燃料の場合と同程度のFPが検出され、MEU燃料には異常のないことが確認された。これらの測定により、MEU燃料の照射中および照射後における健全性が確認された。
有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実
JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04
20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 瀬谷 東光; 佐藤 貞夫
JAERI-M 8046, 181 Pages, 1979/02
国際核燃料サイクル評価作業(INFCE)に関連し、我国でも低濃縮ウランを燃料とする高温ガス炉の燃料サイクル特性の検討、評価が行なった。本報はこのうち、炉心構成の設定や燃焼サイクル特性など、炉心特性に関連する検討結果をまとめたものである。本検討での主要な結論は次の通りである。1)将来一体型の燃料棒が実現されれば、実験炉の延長上での炉心設計が期待できる。2)出力密度6~9w/cmで2~3バッチ燃料交換方式により、燃焼度や天然ウラン所要量の点で軽水炉と競合しうる炉心の実現が見込める。3)軽水炉と比較して、燃料所要量が約1/2、単位有効熱当りの天然ウラン所要量はほぼ10%少ない、単位有効熱当りの分離作業量はほぼ同程度、分裂性プルトニウム生成量は40%程少ない、アクチニド核種及びFPによる積算放射能はほぼ同程度、等の特徴を持つ。
金子 義彦; 秋濃 藤義
日本原子力学会誌, 21(11), p.876 - 890, 1979/00
被引用回数：1SHEにおいては、種々の格子形状および燃料濃度を有する20%濃縮ウラン黒鉛減速炉心を構成して臨界実験を進めて来た。この論文では、実験炉をはじめとする黒鉛減速高温ガス炉の炉心核設計の精度評価に有用な炉物理実験データを系統的にまとめた。炉物理実験データは臨界質量、動特性パラメータ、実験用制御棒の反応度価値ならびに実験用制御棒が中途挿入された炉心の中性子束分布よりなっている。また、格子を均質化して中性子の挙動を記述する均質化円柱モデルにより核データファイルENDF/B-111を使って実験解析を行った。このモデルに基づく群定数及び計算手法は均質装荷炉心に対してはかなり良い精度で実験値を予測しうるが、非均質炉心及び実験炉の模擬炉心の一部の炉物理量に対しては予測精度が若干低下することが認められた。この結果、分散型燃料を使用する黒鉛減速格子体系では、均質性が高いが、同時に半均質特性の評価が不可欠であることが指摘された。
