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報告書

定常臨界実験装置(STACY)の製作

村上 清信; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 曽野 浩樹; 高月 幸男*; 安田 直充*; 桜庭 耕一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭*; et al.

JAERI-Tech 98-033, 70 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-033.pdf:2.25MB

核燃料サイクル技術の臨界安全性に関する研究を行うために燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が建設され、2つの臨界実験装置(定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY))が設置された。STACYは、ウラン硝酸水溶液、プルトニウム硝酸水溶液及びウランとプルトニウムの混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの提供及び再処理施設の溶液取り扱い系における臨界安全裕度の確認を目的とし、燃料の濃度及び種類、炉心タンクの形状及び寸法、反射体の種類及び大きさ等をパラメーターとする臨界データを取得することのできる装置である。STACYは平成7年2月に初臨界を達成、平成7年5月に科学技術庁の使用前検査に合格し、その後$$^{235}$$U濃縮度10w/oのウラン硝酸水溶液燃料を用いた実験が行われている。

論文

Review of the STACY & TRACY experiment programs since their first criticality

外池 幸太郎; 中島 健; 三好 慶典; 井沢 直樹; 大野 秋男; 岡崎 修二; 竹下 功

Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.54 - 61, 1998/00

日本原子力研究所の燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYが1995年2月23日に初臨界を達成した後、約3年半が経過した。この間に、過渡臨界実験装置TRACYでも実験が開始され、現在、両装置ともに順調に運転されている。STACYでは低濃縮硝酸ウラニル溶液の臨界データが取得されており、TRACYは過渡臨界事象を解明する研究活動に供されている。本報告では、STACYとTRACYの実験計画について概要を述べる。また、現在までに実施された実験について、STACYにおける600$$phi$$円筒炉心及び280T平板炉心の実験結果とTRACYにおける過渡実験の結果を示しつつ、実験の結果がどのように利用されるか説明する。さらに、将来計画と併せて、STACYとTRACYの運転に関連する技術的課題についても紹介する。

論文

NUCEF計画; 燃料サイクル安全工学研究の現状と今後の展開

竹下 功; 前田 充; 三好 慶典; 大野 秋男; 岡崎 修二; 中島 健; 藤根 幸雄; 久保田 益充; 村岡 進; 荒 克之; et al.

原子力工業, 43(9), p.1 - 37, 1997/09

燃料サイクルバックエンドにおける安全性確保、技術の高度化を図ることを目的として進めているNUCEF計画は、施設の完成から4年目を迎えた。本特集は、NUCEFにおける臨界安全性研究、高度化再処理研究、TRU廃棄物管理研究のこれまでの研究成果及び今後の展開を概説するものである。1.NUCEF計画の概要、2.STACYによる実験、その研究成果、3.TRACYによる実験、その研究成果、4.BECKYによる実験、その研究成果と今後の計画、5.研究協力の現状と今後の計画、6.今後のNUCEF計画の展開

論文

Critical experiments on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 60-cm-diameter cylindrical core

三好 慶典; 馬野 琢也; 外池 幸太郎; 井沢 直樹; 杉川 進; 岡崎 修二

Nuclear Technology, 118(1), p.69 - 82, 1997/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.4(Nuclear Science & Technology)

NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYでは、1995年2月の初回臨界試験以後、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液燃料を用いて最初のシリーズの臨界実験を実施した。本報告書は、臨界安全設計に用いられている解析コードの信頼性評価に資するため、直径60cmの円筒タンクを用いた基本炉心に関する臨界データを公表するものである。実験では、ウラン濃度及び反射条件を主要なパラメータとして炉心条件を変更し、硝酸濃度を約2.2mol/lに保持し、ウラン濃度を313g/lから225g/lの範囲で変化させた。ここでは、ベンチマークデータとして水反射体付炉心及び反射体なしの炉心に関して、各々7ケース及び5ケースを選定している。また、我が国で整備された核データファイルJENDL3.2を用いて、2次元SN輸送コードTWOTRANと3次元モンテカルロコードMCNP4Aによる解析結果についても示し、中性子実効増倍率に関する相互比較を行った。

報告書

NUCEF原子炉施設の耐震設計

黒崎 明*; 口屋 正夫*; 安田 直充*; 北中 勉*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 竹下 功

JAERI-Tech 97-010, 276 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-010.pdf:8.45MB

NUCEF原子炉施設の重要な内装設備についての耐震設計の基本方針、耐震強度計算の方針、特に考慮した要件等について、強度計算の具体例を挙げながらまとめた。また、設計及び工事の方法の認可申請書の添付計算書には記載していない背景としての考え方、関係するデータをできるだけ盛り込み、今後の設計及び設工認業務に利用できるように配慮した。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

報告書

平成7年における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 600$$Phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液

曽野 浩樹; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 児玉 達也*; 大野 秋男; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 外池 幸太郎; 馬野 琢也*; et al.

JAERI-Tech 97-005, 107 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-005.pdf:3.26MB

日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFの定常臨界実験装置STACYは、600$$Phi$$円筒炉心において10%濃縮ウラン溶液燃料を用い、平成7年2月23日に初臨界を達成した。その後燃料のウラン濃度を初期濃度310gU/lから225.5gU/lまで段階的に変化させ、水反射体有り及び裸の2体系において臨界実験を行った。本書は、初回臨界以降平成7年に実施した運転番号R0001からR0056の計56回のSTACYの運転について燃料希釈、燃料サンプリング及びSTACYの運転管理に関するデータをまとめたものである。

報告書

臨界安全形状ミキサセトラの設計、製作及び機能試験

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

JAERI-Tech-96-058.pdf:1.21MB

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。

論文

Outline and operational experience of the fuel treatment system for criticality safety experiments in NUCEF

梅田 幹; 杉川 進; 宮内 正勝; 岡崎 修二; 井沢 直樹

Proceedings of ENS Class 1 Topical Meeting; Research Facilities for the Future of Nuclear Energy, 0, p.322 - 329, 1996/00

NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY及びTRACY)では、低濃縮ウラン溶液燃料及びプルトニウム溶液燃料が用いられる。このため、NUCEFにはこれら溶液燃料を取り扱う為の燃料調製設備が設置してある。燃料調製設備の主な機能としては、溶解、希釈、混合、濃縮、精製、貯蔵であり、再処理施設の機能と類似したものである。安全設計では、臨界安全、耐震及び火爆防止を十分考慮されている。NUCEFは1994年に完成し、燃料調製設備において溶解設備、精製設備及び調製設備の各設備で特性試験、機能試験などが行われ、各機器の性能確認及び最適運転条件などに関する運転経験が得られた。本発表では、これらNUCEF燃料調製設備の概要、安全設計及び今までに行われてきた試験、運転の結果及び得られた経験について報告する。

論文

新しい臨界実験装置-STACY/TRACY

井沢 直樹

Radioisotopes, 45(7), p.479 - 480, 1996/00

日本原子力研究所に完成したSTACY/TRACYは、核燃料サイクル施設における臨界安全性に関する研究を行うためのもので、ウランとプルトニウムの硝酸溶液を使用する臨界実験装置である。これらを用いて、溶液状核燃料を用いる各種条件における臨界量の把握、臨界事故時の各種データ収集等を行う。また、国外において同種の実験を広範に行っているフランスと協力して溶液状燃料体系における臨界安全性、臨界安全設計におけるバーンアップクレジット等について研究を推進して行く。

報告書

NUCEF燃料調製設備におけるウラン燃料溶解

梅田 幹; 阿見 則男*; 杉川 進; 井沢 直樹

JAERI-Tech 95-038, 44 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-038.pdf:1.07MB

NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY及びTRACY)では、10%濃縮ウランの硝酸溶液燃料を使用する。この溶液燃料150kgUを調製するために、ペレット単位のビーカー規模での溶解基礎試験、実機溶解槽を用いた溶解特性試験を行い、その後に溶解運転を行った。本報では、これら溶解基礎試験、溶解特性試験及び溶解運転の結果について報告する。溶解基礎試験では、穏やかに反応が進み硝酸濃度が最終的に低くなることを考慮して温度80$$^{circ}$$C、初期硝酸濃度7Mの溶解条件を選定した。溶解特性試験からは、昇温は徐々に行う必要があること及び運転時間は8時間という運転条件を選定した。これらの溶解運転条件により、その後の溶解運転は順調に行うことができた。また、溶解運転より不溶解性残さの液移送時間に与える影響やNOxの挙動等の知見が得られた。

論文

Construction of new critical experiment facilities in JAERI

竹下 功; 板橋 隆之; 小川 和彦; 外池 幸太郎; 松村 達郎; 三好 慶典; 中島 健; 井沢 直樹

3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 4, p.1881 - 1886, 1995/00

本書は、核燃料サイクル分野での臨界実験安全性を研究するSTACYとTRACYの2つの臨界実験装置及びその燃料を調製する設備について行われた設計・モックアップ試験及びコールド試験の結果をまとめたものである。STACYでは、低濃縮ウラン溶液及びプルトニウム溶液の臨界量について、炉心形状、炉心直径及び溶液濃度等をパラメータとして系統的な臨界データが取得される。TRACYでは、急激に反応度を添加し、臨界事故時の過渡特性の解明及び放射性物質の環境への移行機構を解明するための基礎データが取得される。各々の臨界実験装置は、モックアップ試験、コールドでの機能試験により、所定の機能を有することが確認された。会議では、来年当初行う予定のホット試験の結果も一部加えて報告する。

論文

New critical facilities toward their first criticality, STACY and TRACY in NUCEF

外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00

定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。

論文

動き出す燃料サイクル安全工学研究施設; NUCEF計画の現状と展望

辻野 毅; 内藤 俶孝; 前田 充; 妹尾 宗明; 星 三千男; 井沢 直樹; 竹下 功; 板橋 隆之; 岡崎 修二; 土尻 滋

原子力工業, 40(5), p.9 - 59, 1994/00

本特集は、NUCEF施設の完成を契機に、NUCEF計画のねらい、NUCEFにおける研究計画、建設・整備の経緯、施設の概要と安全性、及びNUCEF計画の今後の展開について、まとめて報告するものである。

論文

Safety research programs in NUCEF for fuel cycle back-end facilities

辻野 毅; 竹下 功; 井沢 直樹; 板橋 隆之

Topical meeting,Safety of the Nuclear Fuel Cycle, 0, p.124 - 137, 1994/00

原研では、NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)の建設・整備が終了し、平成6年度後半のホット試験をめざし、コールドの特性試験等を進めている。燃料サイクル施設の安全確保に資するため、NUCEF施設、研究計画と臨界、閉じ込め、事故評価等の安全基盤充実への寄与について、講演する。(1)燃料サイクル安全確保の留意点 (2)NUCEF施設 (3)NUCEFにおける研究計画 (4)安全審査指針と工学安全性技術基盤充実への寄与 (5)安全性研究の進め方

論文

Safety design of the NUCEF critical facilities

竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 井沢 直樹; 柳澤 宏司

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 1, p.510 - 515, 1991/00

NUCEFの臨界実験施設は、溶液燃料を用いる二つの臨界実験装置、プルトニウムを含む硝酸溶液燃料を調製する設備等より構成されているが、この施設の安全設計、就中、臨界安全、閉じ込め、耐震設計は、実験施設としての特徴を考慮しながら、原子炉、核燃料施設としての安全上の要求を十分満足させるように配慮している。低温、常圧、低燃焼度、巾広い実験条件等が実験施設としての特徴であるが、同時にプルトニウムの閉じ込め、環境への放射性核種の放出量の低減化等は、技術的に可能な限り配慮した安全設計は、想定事故に対する安全評価で十分に許容されるものであることが確認されている。

論文

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,IV; HENDEL1チャンネル試験装置による高温試験結果

日野 竜太郎; 高瀬 和之; 丸山 創; 井沢 直樹; 宮本 喜晟; 下村 寛昭; 河村 洋

日本原子力学会誌, 30(4), p.343 - 349, 1988/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.32(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料体の熱設計および安全性の評価に寄与するため、HENDELの燃料体スタック実証試験部1チャンネル試験装置に電気加熱方式の模擬燃料棒を組み込み、ヘリウムガスを1000$$^{circ}$$Cまで加熱する高温試験を行った。本報は、軸方向に一様な発熱分布の模擬燃料棒と指数関数状の発熱分布を有する模擬燃料棒を挿荷して、ヘリウムガスを1000$$^{circ}$$Cまで昇温させたときの燃料冷却チャンネルの伝熱流動特性について報告するものである。圧力損失については、本試験結果とこれまでの試験結果を合わせて整理し、摩擦損失係数の整理式を得た。また、本試験で得られた燃料棒の熱伝達率は、これまでの試験結果とよく一致し、模擬燃料棒の軸方向発熱分布の違いによる熱伝達率の差はほとんどみられなかった。

論文

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,III; HENDEL多チャンネル試験装置による不均一発熱試験結果と解析

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭

日本原子力学会誌, 29(2), p.133 - 140, 1987/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.54(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉心の1カラムを模擬したHENDEL燃料体スタック実証試験部(T$$_{1}$$)多チャンネル試験装置により、カラム内の模擬燃料棒の発熱量に任意の分布を与えた伝熱流動試験を実施した。併せてカラム内の発熱量分布に起因する黒鉛ブロック温度分布を調べるために、3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させる不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験および炉心内出力分布を模擬した傾斜出力試験における黒鉛ブロック水平断面内温度の最大値と最小値の差は、それぞれ約35$$^{circ}$$C、約20$$^{circ}$$Cであった。

論文

Experimental studies on the thermal and hydraulic performance of the fuel stack of the VHTR, Part I; HENDEL single-channel tests with uniform heat flux

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 菱田 誠; 下村 寛昭

Nucl.Eng.Des., 102, p.1 - 9, 1987/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:31.46

多目的高温ガス実験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T$$_{1}$$)により、燃料チャンネル1本分に関する伝熱流動試験を行った。試験の結果、燃料棒の摩擦係数と熱伝達率は内面加熱時の平滑環状流路の値と比較して、それぞれ約20%、約15~60%高い値を示した。この原因として燃料棒表面に取り付けられたスペーサリブによる伝熱促進効果、あるいは両面加熱による熱伝達率の向上が考えられる。また低レイノルズ数域において、熱放射が有効な伝熱機構であることが確認された。

論文

Experimental studies on the thermal and hydraulic performance of the fuel stack of the VHTR, Part II; HENDEL multi-channel test rig with twelve fuel rods

丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭

Nucl.Eng.Des., 102, p.11 - 20, 1987/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:47.38

高温ガス試験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T$$_{1}$$)により、燃料体1カラムに関する伝熱流動試験を行った。併せて3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。均一出力分布試験により得られた燃料棒の熱伝達は、1チャンネル試験の結果と良く一致し、スペーサゾブにより伝熱が促進されることが確認された。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させた不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験及び炉心内出力分布を模擬した傾斜出力分布試験における黒鉛ブロック水平断面内の最高温度と最低温度の差は、それぞれ約35$$^{circ}$$C、約20度であった。

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