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加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05
炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。
鈴木 正年; 羽沢 知也; 石崎 洋一*; 小原 道士*; 稲田 勝利*; 米川 光則*; 脇田 広志*
JAERI-Tech 2004-060, 153 Pages, 2004/09
JAERI-Tech-2004-060.pdf:9.78MB
JRR-3冷中性子源装置(以下「CNS」という)は、研究用原子炉JRR-3の改造計画に伴って、利用性能向上の目的から設置された。原子炉で発生する中性子を冷中性子に変換する方法として熱中性子の中にわずかに含まれている冷中性子を、フィルターを用いて選別,発生させる方法と、熱中性子を極低温の減速材中に通し、冷中性子に変換する方法とがある。CNSとしては、一般的に後者が採用されていて、極低温の減速材としてその多くが液体水素を用いるため、冷凍設備と組合された装置となっている。JRR-3のCNSも液体水素を冷減速材として採用している。CNSによって得られた冷中性子は、原子炉から中性子導管を介して中性子ビーム実験孔へと導き出され、中性子散乱のような中性子物理実験に使用されたり、物質内における原子や分子の動きを観測して、生体高分子などの動的挙動を調べる研究手段として利用されている。本記録は、1989年の運転開始から2004年3月まで、JRR-3の共同利用運転にあわせて実施したCNSの運転実績と主な技術的事項をまとめたものである。
川端 祐司*; 海老沢 徹*; 田崎 誠司*; 鈴木 正年; 曽山 和彦
JAERI-Research 2000-019, p.20 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-019.pdf:0.83MB
研究用原子炉JRR-3Mでは、従来考えられていた冷中性子よりさらに長波長中性子を利用した新しい実験が提案されるようになってきた。このような傾向に対応するため、より長波長領域までの中性子スペクトル測定及び中性子束測定を冷中性子実験孔(C2-3)において行った。中性子スペクトルは、飛行時間法と
-2法を併用することにより、従来より長波長領域まで大きく延長した波長4.5nmまで測定した。その結果、この範囲では急激なスペクトル変化はなく、この領域の中性子が利用可能であることが確認された。また、金箔放射化法による中性子束絶対測定の結果は2.3
10
n/cm
/sとなった。約10年前のJRR-3M建設当時の特性測定の結果と比較すると、測定位置が原因と考えられる以上の差異はなく、経年劣化による影響はほとんどないことが確認された。
曽山 和彦; 鈴木 正年; 川端 祐司*; 海老沢 徹*; 田崎 誠司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(11), p.750 - 758, 1998/11
被引用回数：8 パーセンタイル：57.22(Nuclear Science & Technology)高反射率の中性子線用Ni/Tiモノクロメータ及びスーパーミラーの開発を目的として、基板表面粗さ及び蒸着装置内酸素ガス量が、膜層構造、深さ方向の元素分布及び中性子反射率に与える影響を検討した。その結果、Ni/Tiスーパーミラーの反射率は、数A°rmsの基板表面粗さの変化に強く依存することがわかった。そして研磨ガラス基板(5.1A°rms)を用いて、ニッケルの2倍の全反射臨界角で80%の中性子反射率を有するスーパーミラーを作成することができた。また、蒸着装置内への酸素の供給により形成されたTiO
及びNiOの酸化層が界面粗さを減少させ反射率を増加させることがわかった。そしてニッケルの2.6倍の全反射臨界を有するスーパーミラーで20%の反射率を増加させることができた。
曽山 和彦; 鈴木 正年; 海老沢 徹*
JAERI-Research 98-067, 61 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-067.pdf:6.88MB
本研究は、Ni/Tiスーパーミラーの高反射率化を目的として、Ni膜にCを混入させることにより、Ni/Ti多層膜の界面粗さを低減させ、反射率を増加させるための多層膜作成技術の開発を目的としている。イオンビームスパッタリング法を用いて、C混入率を変化させたNiC薄膜及びNiC/Ti多層膜を作成し、X線回折法、X線光電子分析法、透過型電子線顕微鏡、中性子反射法、極微小電子線解析法によりその特性を調べた。その結果、C混入によるNi膜の微結晶化が確認されるとともに、最適C混入率が、Ni
C化合物の形成される約30%と推定された。そして、最適C混入率条件でニッケルの2倍の全反射臨界角を有するスーパーミラーを作成したところ、90%以上の高反射率スーパーミラーを作成することができた。
桜井 文雄; 大友 昭敏; 掛札 和弘; 海江田 圭右
KAERI/GP-128/98, p.205 - 221, 1998/00
JRR-3Mの中性子ビームは、その質及び強度が世界のトップレベルであることから、各種中性子散乱実験装置は100%活用されている。また、各装置に対する利用申込みはマシンタイムの約2倍に達している。このような状況から、研究炉部においては、今後も安定な冷中性子ビームの利用を達成するため、今年度冷中性子源減速材容器の交換を実施する。さらに、より高度な実験要求に応えるため新装置の開発を実施するとともに、より多くの研究者がJRR-3Mの中性子ビームを使用する実験ができるように、既設中性子導管のスーパーミラー導管への交換を計画している。以上のJRR-3M中性子ビーム利用に関する研究炉部の活動について報告する。
熊井 敏夫; 掛札 和弘; 高柳 政二
ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 2, p.619 - 626, 1996/00
JRR-3Mの冷中性子施設は、冷中性子源装置及び中性子導管から成っており、JRR-3改造の主目的の一つとして高中性子束研究炉に我が国で初めて1990年に設置され、以来約5年間順調に稼動してきている。冷中性子源装置は、液体水素を減速材として、これをサーモンサイフォン回路で循環する型で、中性子導管は、ニッケルを蒸着したガラス管を並べたものである。これらの主要な特性として、冷中性子源利得は、波長4
以上の中性子に対して10以上であり、中性子導管出口の冷中性子束は、約210n/cm・s/20MWである。この冷中性子は、研究所内外の中性子ビーム実験に広く利用されている。本発表では、上記施設の設計、建設、特性及び運転・保守経験について概括的に述べる。
曽山 和彦; 皆川 宣明; 渥美 卓治*; 古平 恒夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(1), p.78 - 80, 1995/01
被引用回数：4 パーセンタイル：49.19(Nuclear Science & Technology)多孔グラスファイバーを中性子マイクロ導管に応用するため中性子透過特性実験を行った。多孔グラスファイバーは、チャンネル内径15
mの中空毛細管ガラス約1千本から成っている。特性実験は、JRR-3Mの熱中性子ビーム(2.0
を用いて行った。その結果、ファイバーの全反射臨界角は1.1mrad/、直線ファイバーの中性子透過率は0.97/cm、中性子反射率は、0.96であることがわかった。また、湾曲ファイバー(14cm長、曲率6.2m)の場合約10%が透過することがわかった。これらの結果より、多孔グラスファイバーが中性子マイクロ導管として有効であり、中性子レンズなど集束デバイスの開発に有用であることがわかった。
鈴木 正年; 川端 祐司; 工藤 三好*; 坂本 正誠; 大西 信秋; 高橋 秀武; 須川 豊*; 新野 信行*; 畑山 君男*; 嶋貫 昭雄*; et al.
JAERI-M 90-079, 44 Pages, 1990/05
JRR-3改造計画の一環として中性子導管を設置した。設置された中性子導管は、総延長230mで、我が国最長のものである。導管を構成するすべての設備・機器は国産でまかなわれ、鏡管の製作精度および据付精度は既設の外国の設備と比肩できるものである。本レポートは、中性子導管の設計から製作・据付に至る技術的問題に対して行なった実験・考察等を報告するものである。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
To achieve the In-Vessel Retention (IVR) in case of Core Disruptive Accidents (CDAs) is of prime importance in enhancing safety of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In order to ensure IVR, we are investigating the feasibility of the controlled material relocation (CMR) which enables to decrease the reactivity of degraded core and encourage cooling of relocated material. EAGLE-1 and -2, which have already conducted as the collaboration studies of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNR-RK), focused on the molten-fuel discharge on the early phase of CDAs and demonstrated the molten-material discharge through the intra-subassembly sodium-filled duct without an inner structure1). In EAGLE-3, the discharge of molten-core material, which gradually expands in the core region by decay heat during the later phase of CDAs, toward the lower sodium plenum through the control rod guide tubes (CRGTs) has been focused. CRGTs have internal structures, such as a sodium-flow regulator, which could affect fuel discharge. Thus, in order to clarify the effect of the internal structures in the CRGT on the discharge behavior of the molten-core material, a series of experiments has been conducted. The knowledge obtained through the EAGLE-3 experiments are presented here.
