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論文

もんじゅの過去・今・これから

向 和夫; 荒井 眞伸; 伊藤 和寛; 大川内 靖

日本原子力学会誌, 56(9), p.554 - 560, 2014/09

エネルギー基本計画で、「もんじゅ」を進めることが改めて明確になった。しかし、その運転再開時期については、いまだに不透明のままである。「もんじゅ」をめぐる現場は今、どうなっているのか。一方で、日米原子力協力協定の改定が2018年に迫り、この時までに「もんじゅ」が運転を再開していなければ、日本に認められている核燃料サイクル政策の実行に悪影響を及ぼす可能性があるとも言われている。これらにどう対処していけばよいのか。東京工業大学の澤田哲生氏と「もんじゅ」の技術者で議論を行った。

論文

Hydrogen concentration behavior in the IHTS of Monju

伊藤 和寛; 田辺 裕美; 金子 義久; 籠田 栄一; 高橋 康雄

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/04

高速増殖原型炉もんじゅは、蒸気発生器又は加熱器から2次主冷却系統への水漏れを検知するため、カバーガス中及びナトリウム中の2種類の水素濃度計を設置している。この水素濃度計は、小規模の水漏えいを検出するため、非常に高感度である。このため、水漏えいを伴わなくても、原子炉の出力上昇など、プラント状態変動により、水素濃度の上昇が検出される。1995年に行った40%出力プラント確認試験では、水漏えいはなかったが、プラント状態の変動に伴う水素濃度の上昇が観察された。このときの2次主冷却系統内の水素濃度の挙動を評価し、次の知見を得た。ナトリウム中の水素濃度の挙動がナトリウム温度に依存している。カバーガス中水素濃度の挙動は、ナトリウム中水素濃度の挙動よりも、プラントの状態変化に敏感で複雑である。この複雑な挙動は、カバーガス空間の対流によってもたらされていると推測される。カバーガス中及びナトリウム中ともに、水素濃度計の校正曲線にドリフトが観察された。

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

論文

Development of irradiation capsules in liquid metal environment in Joyo and their application to irradiation creep measurement of vanadium alloys

福元 謙一*; 鳴井 実*; 松井 秀樹*; 伊藤 和寛; 矢野 康英

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(2), p.171 - 178, 2008/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.24(Nuclear Science & Technology)

原子炉内の液体金属環境下における照射試験を実施するため、ナトリウムボンド型照射キャプセルを用いた照射技術を開発し、高速実験炉「常陽」で一連の照射試験を実施した。この研究を通して、ナトリウムボンド型照射キャプセルの設計・製作,キャプセルへのナトリウムの充填,「常陽」へのキャプセルの装荷,照射,照射済みキャプセルの取り出し,ナトリウムで満たされたキャプセルからの照射済み試料の取り出し及び照射済み試料のナトリウム洗浄が確立された。この照射温度が均一化されたナトリウムボンド型照射キャプセルを用いて、高純度のV-4Cr-4Ti合金(NIFS-Heat)の照射試験を実施し、その合金の照射クリープの挙動に関する知見を得た。

論文

Neutron Irradiation Fields for Space Technology Application in Experimental Fast Reactor JOYO

伊藤 和寛; 大村 明子; 星屋 泰二; 三次 岳志

6th International workshop on radiation effcts on, p.29 - 32, 2004/10

高速実験炉「常陽」は、平成16年度から多種多様な照射試験をより効率的に行うため、照射性能を向上させたMK-III炉心での運転を開始し、外部利用を促進している。その一環として、宇宙領域を想定した低フラックス中性子場の成立性について検討した。本報告では、「常陽」における低フラックス中性子照射場を紹介する。

報告書

高速実験炉「常陽」1次冷却系統中の放射性不純物のデータ集(MK-II炉心)

伊藤 和寛; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*; 有馬 聡宏*

JNC-TN9410 2001-014, 26 Pages, 2001/03

JNC-TN9410-2001-014.pdf:0.56MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来35サイクルの定格出力運転と特殊試験のための短期間運転を行ってきた。「常陽」は、これまでに燃料破損は一度もなく、これに伴う1次冷却系統への汚染はないが、定常時のバックグランドを確認するため、1次系統中に不純物として存在するFPの濃度を測定してきた。MK-II炉心の運転終了を期に、燃料破損検知技術の向上や今後予定されているRTCB(Run to Cladding Breach)試験のため、これらFP濃度データについて、データ集としてまとめた。1次カバーガス中のFP濃度は、各サイクルにおいて、合計324回ガスサンプリングし、定量を行った。さらに、平成3年9月の第23'''サイクル以降は、オンラインによるカバーガス中FP濃度の測定も併せて実施した。また、1次ナトリウム中の137Cs濃度は、平成6年3月以降合計10回ナトリウムサンプリングして定量を行った。このうち、平成7年3月27日から4月15日には、セシウムトラップを運転し、その前後で1次ナトリウム中の137Csの定量を行った。その他、平成6年8月に開始した第29サイクルから平成10年2月に終了した第32サイクルまで、タグガス放出実験を実施した。この間、オンラインで、1次カバーガス中に放出されたタグガスの放射化物を測定した。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにCD-ROMに収録した。

論文

レーザ共鳴イオン化質量分析法を用いた高速炉の燃料破損検出法に関する基礎研究

井口 哲夫; 渡辺 賢一*; 荻田 利幸*; 野瀬 正一; 原野 英樹; 伊藤 和寛

サイクル機構技報, (9), p.79 - 88, 2000/12

レーザー共鳴イオン化分光法は、近年、超高感度の微量元素分析や効率的な同位体分離などの先端技術として脚光を浴びており、レーザー性能の向上相まって、さらに広範な工学応用への展開が見込まれている。本研究は、このレーザー共鳴イオン化分光と質量分析計からなる RIMS(Resonance Ionization Mass Spectrometry)を活用し、従来のXe,KrなどのFPガスモニタリングによる破損燃料検出及び位置決め法(Failed Fuel Detection and Location:FFDL)の高精度化及び高性能化とともに、技術革新の可能性を検討するものである。東京大学工学系研究科原子力工学研究施設に設置された高速中性子科学研究設備(共同利用設備)のレーザー共鳴イオン化質量分析システムを用い、Xe、Krの検出限界やS/N比などの基本性能を明らかにする基礎実験と倫理的評価とともに、高速実験炉「常陽」のカバーガス分析を対象とする実証試験を行った。その結果、本研究で提案

報告書

レーザー共鳴イオン化分光法を用いたFPガスモニタリングの基礎研究 -先行基礎工学分野に関する最終報告書 -

井口 哲夫; 渡辺 賢一*; 萩田 利幸*; 野瀬 正一; 原野 英樹; 伊藤 和寛

JNC-TY9400 2000-019, 34 Pages, 2000/05

JNC-TY9400-2000-019.pdf:0.79MB

レーザー共鳴イオン化分光法は、近年、超高感度の微量元素分析や効率的な同位体分離などの先端技術として脚光を浴びており、レーザー性能の向上と相まって、さらに広範な工学応用への展開が見込まれている。本研究は、このレーザー共鳴イオン化分光と質量分析計からなるRIMS(Resonance Ionization Mass Spectrometry)を活用し、従来のXe,KrなどのFPガスモニタリングによる破損燃料検出及び位置決め法(Failed Fuel Detection and Location:FFDL)の高精度化及び高性能化とともに、技術革新の可能性を検討するものである。平成8年度から11年度に渡って、核燃料サイクル機構先行基礎工学分野における協力研究の下で、東京大学工学系研究科原子力工学研究施設に設置された高速中性子科学研究設備(共同利用設備)のレーザー共鳴イオン化質量分析システムを用い、Xe,Krの検出限界やS/N比などの基本性能を明らかにする基礎実験と理論的評価とともに、高速実験炉「常陽」のカバーガス分析を対象とする実証試験を行った。その結果、本研究で提案するRIMS-FFDL法は、従来のFFDL法と比較して、感度、S/N比、迅速検出性の基本的な要求性能を同時に満たすことができ、さらに「もんじゅ」で使われるタグガス法と組み合わせると、オンラインで簡便にFPガス同位体比分析が行える画期的なFFDLシステムの構築が可能との結論が得られた。

報告書

レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いたNa冷却型高速炉用破損燃料位置検出システムの開発 -「常陽」RIMSシステムの設計 -

原野 英樹; 野瀬 正一; 伊藤 和寛

JNC-TN9400 2000-076, 34 Pages, 2000/05

JNC-TN9400-2000-076.pdf:0.67MB

燃料破損を迅速に検知し(FFD:Fuel Failure Detection)、破損燃料集合体の正確な同定(FFDL:Failed Fuel Detection and Location)を行なうことは高速炉プラントの安全性や信頼性、更には稼働率の向上の観点から極めて重要である。このFFDLの高度化の為の方策として、カバーガスに含まれる極微量Kr、Xeの検出へのレーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS:Resonance Ionization Mass Spectrometry)の適用が提案され、東京大学原子力工学研究施設のRIMS装置を用いて行なった基礎検討により運転中の実時間モニタリングの可能性をも示唆する数々の優れた特性が報告されている。そうした状況を受け、現在、本方式をベースとしたレーザ法FFDLシステムを開発し、高速実験炉「常陽」への導入について検討を進めている。「常陽」に本システムを導入することで、安定同位体を含め高感度でカバーガス中のFPガスやタグガスの同位体分析が可能となり、これにより、例えば、照射試験として実施している被覆管材料の破断試験において、破断試料の特定をオンパワーで可能とでき、或いは、破損燃料集合体の同定において、FP核種の同位体組成比から破損燃料の燃焼度を推定するなどして事前の絞り込みが可能となるなど、照射技術の高度化や破損燃料同定までの大幅な時間短縮を望める。本報告書では、その出発点となる「常陽」用レーザ法FFDLシステムの基本設計結果について、東京大学原子力工学研究施設のRIMS装置を用いた基礎的検討結果と合わせて報告する。

報告書

高速実験炉「常陽」冷却材及びカバーガス純度管理データベース(MK-II炉心)

伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*

JNC-TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。

論文

Laser resonance ionization mass spectrometry for failed fuel detection and location in the experimental fast reactor JOYO

原野 英樹; 野瀬 正一; 伊藤 和寛

The Tenth international Symposium on Resonance Ionization Spectroscopy&Its Applications, 0 Pages, 2000/00

破損燃料集合体同定法の高度化を目指して、レ-ザ-共鳴イオン化質量分析法をベ-スとした高速実験炉「常陽」微量希ガス検出システムの設計を行った。

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書 平成4年度$$sim$$6年度 系統設備機器台帳総括(1次Na純化系,1次Naサンプリング設備,1次系ガスクロマトグラフ,1次Arガスサンプリング設備,1次 Na充填・ドレン系,1次Arガス系,圧縮空気供給系)

伊藤 和寛; 吉原 静也; 山崎 学; 入江 修二; 安 哲徳; 森本 誠; 塙 幹男

PNC-TN9410 95-243, 48 Pages, 1995/09

PNC-TN9410-95-243.pdf:1.48MB

機器台帳は、系統設備に関する運転・保守履歴、運転経験及び研究開発成果について記録、整理及びその蓄積を行い、設備保全、プラントの安全・安定運転の確保に役立てることを目的として整備している。機器台帳の整備は、さらに「常陽」運転保守経験報告(JOMEC)を初めとする各種技術資料の作成や系統担当者の交替時における引継ぎの面において必要不可欠ななものである。本報告書は、1次Na純化系、1次Naサンプリング設備、1次系ガスクロマトグラフ、1次Arガスサンプリング設備、1次Na充填・ドレン系、1次Ar系及び圧縮空気供給系に関する平成4年度から6年度の機器台帳を総括したものである。主な特記事項は次の通りである。(1)純化系ラインの閉塞による1次Na純化系電磁ポンプ(EMP)の起動不能が数回あった。ラインの切替え等の操作でEMPを起動させることができた。EMP起動による流動昇温によりラインの閉塞は解消された。(2)1次Naサンプリング装置の出口弁がステムピンの破損により操作不能となり、補修した。(3)圧縮空気供給系除湿塔4方弁の動作不良及び制御用空気配管の損傷等があった。それら不良箇所の交換により、順調な運転を継続した。その後、除湿塔制御回路の老朽化対策として、同4方弁の制御回路を更新した。(4)その他の系統設備機器については、特記すべき不具合もなく順調な運転を継続した。

報告書

「常陽」におけるCP付着分布の測定と評価(III)

茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 伊藤 主税; Setyadi*; 鈴木 惣十; 圷 正義

PNC-TN9410 94-032, 76 Pages, 1993/12

PNC-TN9410-94-032.pdf:1.86MB

高速実験炉「常陽」では高速炉の保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,各定期点検器官を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率の測定を実施し,CP挙動解析コードの高度化に反映させてきた。これまでの7回の測定の結果,主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnは主中間熱交換器(IHX)から原子炉容器入口までのコールドレグ(HL)配管に,60Coは原子炉容器出口からIHX入口までのホットレグ(CL)配管に移行し易いことなどが明らかとなっている。本研究では8回目の測定である「常陽」の第10回定期検査期間中(今回)の測定結果を中心に実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。主な結果を次に示す。(1)1次冷却系内のCP付着分布および表面線量率分布は,過去の測定結果と同じ形状を示し,特異な傾向は観察されなかった。(2)今回の1次冷却系内のCP付着密度および表面線量率分布は,次に示すように飽和傾向を示した第9回定期検査期間中の測定値とほぼ同じであり,CPのビルドアップは飽和に達したと考えられる。1・1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は,HL,IHXから主循環ポンプ入口までのCL(1),主情感ポンプ出口から原子炉容器入口までのCL(2)について,それそれ,54Mnが約30kBq/cm2,約60kBq/cm2,約130kBq/cm2であり,60Coが約9kBq/cm2,約3kBq/cm2 ,約8kBq/cm2である。2・1次冷却系の表面線量率は,HLで約0.5mSv/h,CL(1)で約0.6mSv/h,CL(2)で約1mSv/hである。(3)測定値(E)と"PSSYCHE91"による計算値(C)のC/E値は,CP付着密度に対して0.9から1.5,線量率に対して1.6であり,計算値は測定値と比較的良く一致する。

報告書

高速実験炉「常陽」特殊試験実施要領書-FFDL炉内試験(II)-

礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義

PNC-TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11

PNC-TN9520-93-006.pdf:6.18MB

高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。

報告書

高速炉における放射性腐食生成物挙動評価手法の整備 -「常陽」における挙動評価と解析コードの検証-

飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 圷 正義

PNC-TN9410 92-345, 166 Pages, 1992/10

PNC-TN9410-92-345.pdf:3.92MB

高速炉放射性腐食生成物(CP)挙動解析コード"PSYCHE"の改良整備と検証を目的として,高速実験炉「常陽」の運転経験を通じて得られたCP測定結果に基づき,1次ナトリウム冷却系と燃料洗浄廃液CP挙動について評価し,その機構の検討と解析モデルの検証を行った。得られた評価結果は次のとおりである。(1)1次ナトリウム冷却系配管・機器管壁に移行する主なCP核種は54Mn,60Coで,54Mnが最優勢である。それに対し炉心部CP付着に関連した燃料洗浄廃液中では60Coが最大核種で,外側反射体洗浄時の発生量が特に多くなる。これは粒子状放射性腐食生成物が炉内滞在中に更に放射化されたものである。(2)冷却系内の54Mnの管壁付着速度は,ホットレグ(HL)では炉心材料中の放射化生成に対応し推移するが,コールドレグ(CL)ではそれを越えて上昇する。そのためビルドアップはHLでは比較的早期に飽和するが,CLでは長時間にわたり持続した。60Coの管壁付着速度は,炉心での放射化生成と放出を通じて,燃料交換及び冷却材中酸素濃度の影響を強く受け,更に管壁付着物の剥離・再放出による変動を示す。これ等を勘案すれば60Coのビルドアップは全領域でほぼ同等で緩やかである。(3)54Mnの配管付着分布は初期にはHLが優勢であるが,付着速度のふるまいを反映して時間経過とともにCLが優勢となる。60Coの分布レベルはHLで優勢で時間経過にともなう分布パターンの変化は少ない。(4)54MnのHLでの付着機構は管壁中拡散であり,CLでは管壁面上での合金粒子形成が主である。60Coの付着機構はHLを含め全域的に管壁面上での合金粒子形成が主で,鉄分の多い微視的表面組織に取り込まれていると考えられる。(5)ナトリウム系内のCP挙動に関する「溶解・析出モデル」のモデルパラメータの感度調査と上記評価結果に基づく最適化により,解析コード評価制度(C/E)として,主配管部の54Mnと60Coのビルドアップに対して全期間を通じた平均でそれぞれ1.36及び1.03,線量率分布に対して1.61を得た。本研究から得られた結論は次のとおりである。「溶解・析出モデル」により1次系全域にわたる54Mnの挙動をよく再現できる。60Coの場合は主配管部等高流速部に対しては妥当な結果を与えるものの,粒子移行分が存在し,それ等は主ポンプオーバ

報告書

「常陽」におけるCP付着分布の測定と評価(II)

飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC-TN9410 92-224, 81 Pages, 1992/07

PNC-TN9410-92-224.pdf:1.87MB

高速炉プラントの保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,高速実験炉「常陽」の定期検査期間を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率分布の測定を実施し,CP挙動機構の解明とCP挙動解析コード"PSYCHE"の検証を進めて来た。1次冷却系配管壁のCP付着密度の測定は高純度Ge半導体検出器を,配管及び中間熱交換器(IXH)及びポンプの表面線量率は熱蛍光線量計を用い,いずれも保温材表面で実施した。今回の第9回定期検査時の測定も含めこれまでに計7回の測定データが蓄積され,これにより実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。本研究により得られた結果は次の通りである。(1)1次ナトリウム冷却系内に蓄積する主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnが最優勢核種で60Coの約20倍に達する。(2)54MnはIHXから原子炉容器入口までのコールドレグ管壁に移行し易く,60Coは原子炉容器入口からIHX入口までのホットレグに移行し易い。(3)1次冷却系内の54Mnのビルドアップは4$$sim$$4.5実効運転年(EFPY:54Mnの約4半減期)を経て,ホットレグで飽和に達し,コールドレグでもゆるやかな上昇あるいは変動を示す。即ち実際上の飽和性を示す時期に入り,表面線量率も約1.5mSv/hで概ね飽和に達したものと考えられる。IHXとポンプの線量率はそれぞれ約1.5,2.1mSv/hのレベルにあり,冷却材停留部と流動攪乱の大きな部位で線量率分布のピークを示した。(4)測定値(E)と"PSYCHE91"による計算値(C)を比較した結果,C/E値はCP付着分布に対して1.2,線量率分布に対して1.5が得られた。以上より,「常陽」1次主冷却系配管と機器におけるCP挙動は,機器内CPの定量化と予測精度向上等努力すべき課題を残すものの,その特徴が概ね明らかとなって来た。今後は,燃料洗浄・廃液処理系のCP評価に関連して,外側反射体等の炉心構成要素におけるCP挙動の評価と解明を進める必要がある。更に,CP制御因子の明確化とナトリウム中CPトラップ等のCP低減対策の実証を図る必要がある。

報告書

高速実験炉「常陽」破損燃料集合体検出装置(FFDL)の運転試験(II)

森本 誠; 大久保 利行; 堀 徹; 伊藤 和寛; 舟木 功; 藤原 昭和; 田村 政昭

PNC-TN9410 91-334, 64 Pages, 1991/10

PNC-TN9410-91-334.pdf:1.72MB

「常陽」では,破損燃料位置決めシステムとして,ナトリウムシッピング法による破損燃料集合体検出装置(FFDL)が採用されている。しかし,「常陽」ではこれまでに燃料破損の経験がなく,昭和60年度に実施された燃料破損模擬(FFDL-I)試験以降,FFDLは運転されていない。このため,平成4年度に計画しているFFDL-II試験に先立って平成3年7月12日から7月19日にFFDL運転試験(II)を実施した。本試験により得られた結論を以下に示す。(1)FFDLの基本的な機能及び運転手順を再確認するとともに,運転経験を蓄積することができた。(2)放射線計測の結果,バックグランドと差はなく燃料破損は検出されなかった。

論文

Measurement and Evaluation of Radioactive Corrosion Product Behaviour in Primary Sodium Circuits of JOYO

伊藤 和寛; 飯沢 克幸; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

3rd Asian Symposium on Research Reactor, , 

高速炉における保守・補修時の被爆低減化は重要な課題である。その行為、「常陽」では1次冷却系の放射性腐食生成物(CP)の測定及び高速炉におけるCPの挙動解析コードPSYCHEの開発を進めてきた。CPの測定は表面線量率及びCP核種の付着密度について実施した。前者は1次冷却主管及び主 要な機器について測定し、後者は主配管について測定した。それにより以下の事が分かった。1)CPの主要核種は54Mn、60Co及び58Coで特に54Mnが多い。 2)表面線量率は平均0.96mSv/hであり、100MWt実効年数当たり0.25mSv/h増加した。3)CP挙動解析コードPSYCHEによる解析結果は、計算値/測定値 で0.7$$sim$$1.7の範囲内であった。特にコールドレグでは1.1となった

論文

「常陽」炉内ガバーガス浄化系の開発

礒崎 和則; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治

動燃技報, 93, 79-85 Pages, 

「常陽」高速炉燃料の性能実証試験の一環として計画している限界照射試験や万一の燃料破損発生時には、一次冷却系内に燃料ピン内の核分裂生成物(FP)が放出され、希ガスFP(Kr,Xe等)の大部分が原子炉容器内カバーガス内に移行する。よって、試験を行うためには、一次冷却系へ放出されたFPガスを高効率で回収し、既存の廃ガス処理系へ放出される廃ガスの放射能濃度を低減させる必要があった。このため、原子炉容器内のカバーガスを直接循環させ、FPガスを高効率で回収するカバーガス浄化系(CGCS)を開発した。 開発においては、カバーガスであるアルゴンの液化によるCGCSの流路閉塞防止と、1回の回収運転で1,000㍑を超える液体窒素の消費量をいかに低減さして回収時間を延ばすかと言った課題があった。

論文

Transport of Radioactive CorrosionProducts in Primary Systems of Sodium Cooled Fast Reactor

飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

Liquid Metal Systems; Material Behavior and Physical Chemistry in Liquid Metal Systems 2, , 

原子炉累積運転時間にして約40,000時間にわたる高速実験炉「常陽」の1次冷却系内放射性腐食生成物(CP)挙動推移に関するデータ等により,冷却内のCPビルドアップ,管壁付着速度,付着分布の解析評価を行い次の結論を得た。1.Na冷却系内に移行する主なCP核種は54Mn,60Coで,54Mnが最優勢で60Coの約20倍である。2.54Mnのビルドアップ傾向はホットレグ(HL)とコールドレグ(CL)で異なり,HLでは早期に飽和したがCLでは長期化した。60Coのそれはゆるやかで燃料交換やNa中酸素濃度の影響を受け易い。3.54Mnの付着分布とその推移はHLとCLで異なり,HL付着は拡散,CL付着は表面析出物形成と推定される。60Co付着分布はHL,CLとも相似し,その機構は全域的に表面析出物形成と考えられる。4.CP挙動解析コードの評価精度として全期間を通じてC/E=1.0$$sim$$2.5が得られた

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