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麻生 智一; 石倉 修一*; 勅使河原 誠*; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 97-063, 59 Pages, 1997/12
原研では、大強度陽子加速器を用いた中性子科学研究計画のもとで、設計検討、R&Dなどを進めている。中性子科学研究計画では、最初に建設する施設として核破砕ターゲットによる中性子散乱施設を予定している。この計画に従い、核破砕ターゲット開発の一環として、減速材の設計検討に着手した。本報告書は、大出力ターゲットシステムにおいてMWクラスの熱中性子減速材として有力視されている固液二相流減速材を対象にして行った予備解析結果について記述したものである。固体メタン粒子及び多重構造減速材容器の温度分布は、数式処理プログラムMATHEMATICAを用いて解析を行った。
not registered
PNC TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09
本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。
梅田 幹; 杉川 進; 重面 隆雄; 三好 慶典; 宮内 正勝; 井沢 直樹
JAERI-Tech 96-058, 28 Pages, 1997/01
NUCEF燃料調製設備には、臨界実験で使用した溶液燃料からウラン及びプルトニウムを分離精製するための精製設備がある。精製設備では、ミキサセトラにおいて臨界質量以上の濃縮ウラン及びプルトニウムを取扱う。また、NUCEFでの臨界実験条件に合わせた溶液燃料を調製するために精製設備の運転モードも多様なものとなり、ミキサセトラは単一故障、誤操作を考慮して全濃度での臨界安全形状としている。本報では、臨界安全形状ミキサセトラの設計、製作及び製作後に行われた機能試験についてまとめた。ミキサセトラの設計では、中性子吸収材(カドミウム)及び中性子減速材(ポリエチレン)を使用し、1段の寸法を制限することによりプロセス条件を満たしつつ臨界安全形状とすることができた。製作後に行われた機能試験では、製作したミキサセトラは安定に運転制御できることが確認され、所定の性能を有することが確認された。
澤井 定*
PNC TN341 84-15, 18 Pages, 1984/10
第17回報告と講演の会発表資料1.はじめに2.新型転換炉におけるプルトニウム利用特性3.新型転換炉におけるプルトニウム利用技術の開発と使用実績4.プルトニウム利用技術の確立に向かって
線分光法測定システムの概念高峰 潤; Rodriguez, D.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
no journal, ,
原子力機構と共同研究センター(JRC)の共同研究で開始したアクティブ中性子非破壊測定技術の基礎開発の一環として、核分裂性核種(
U, 
Pu, 
Pu)組成比を分析するため、遅発線分光(DGS)法の技術開発を行っている。DGSで用いるD-T中性子源のための中性子減速体を設計するために簡略化されたモデルを用い、シミュレーションを行った。その結果とそれを基にした装置概念について報告する。
