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論文

Precise determination of $$beta$$$$_{eff}$$ for water-moderated U and U-Pu cores by a method using buckling coefficient of reactivity

須崎 武則; 桜井 淳; 中島 健; 堀木 欧一郎*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.386 - 394, 1999/00

実効遅発中性子割合$$beta$$$$_{eff}$$のベンチマークデータを取得するため、反応度のバックリング係数を用いる新しい方法を提案し、この方法を水対燃料体積比の異なる4種のU炉心及びMOX燃料領域の大きさの異なる3種のU-Pu炉心に対して適用した。TCAに構成したこれらの炉心について、レーザー水位計と反応度計を用いた水位反応度の精密測定からドル単位のバックリング係数を求めた。また、この係数が水位に依らず一定であることを利用して、広範な水位変化に伴う反応度の高精度モンテカルロ計算結果から$$Delta$$k/k単位のバックリング係数を求めた。$$beta$$$$_{eff}$$は両者のバックリング係数の比として評価される。その値を、JENDL3.2ライブラリを用いた通例の方法による$$beta$$$$_{eff}$$計算結果と比較したところ、全炉心について計算値と評価値は3%以内の差で一致し、熱中性子炉に関する同ライブラリの遅発中性子定数の妥当性が示された。

論文

臨界集合体の現状と将来利用; 今後果たすべき役割の検証と展望,2,各施設の報告,2.2,TCA

須崎 武則; 堀木 欧一郎*

日本原子力学会誌, 40(4), p.257 - 259, 1998/00

前回、日本原子力学会誌でわが国の臨界集合体に関する特集が組まれてから約9年が経過し、この間にJMTRC,VHTRCが停止され、今、KUCA,TCA及びFCAの運転維持方策が検討されつつある。今回の特集では次の2点を報告する。1.TCAは軽水型の装置として、これまで、軽水炉・燃料サイクル研究及び炉物理教育研修に活発に使用されてきた。2.将来利用に関しては、(1)教育研修における原子炉シミュレータや出力炉とは異なる面での有用性、(2)軽水炉でのプルトニウム利用と関連燃料サイクルにおける臨界実験の必要性、(3)今後原子力利用を拡げようとしている近隣アジア諸国等との共同実験の必要性、等を再評価し、運転継続をはかるべきであると提言している。

論文

Measurements and analyses of reactivity effect of fission product nuclides in epithermal energy range

山本 俊弘; 桜井 淳; 須崎 武則; 新田 一雄*; 星 良雄; 堀木 欧一郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(12), p.1178 - 1184, 1997/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

主要な核分裂生成物元素であるRh,Cs,Nd,Sm,Eu,Gdの熱外中性子領域での断面積評価に利用可能な実験データを示す。TCA(Tank-type Critical Assembly)の炉心中心に挿入されたカドミウム被覆の容器に純水と核分裂生成物元素を含む水溶液を入れたときの臨界水位の差から反応度効果を求めた。それらの値は実験誤差と比べて有意な値であった。随伴熱中性子束はカドミウムカットオフエネルギー以下では容器内で大きく低下するので、熱外中性子領域での反応度効果を測定することができる。この実験に対する解析をSRACコードシステムと中性子輸送計算コードTWOTRANを用いて行った。核分裂生成物元素の反応度効果の計算には厳密摂動論を用いた。JENDL-3.2及びENDF/B-IVを用いて計算した反応度効果を測定値と比較したところ、JENDL-3.2は妥当な結果を与えた。

報告書

Measurement of reactivity worths of Sm,Cs,Gd,Nd,Rh,Eu,B and Er aqueous solution samples

小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一*; 桜井 淳; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 97-088, 19 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-088.pdf:0.86MB

使用済燃料の燃焼度クレジットの観点から、核分裂生成物の核データを検証することは重要な課題として残されている。そのための検証用データを得るために、タンク型臨界集合体(TCA)を用いてSm,Cs,Gd,Nd,Rh及びEuの各種濃度の水溶液試料の反応度価値を臨界水位法により測定した。比較のため、B及びErの試料も実験に供された。いくつかのケースについては、試料領域を横切って据え付けた金線の中性子放射化率分布を測定した。試料領域中の熱中性子束のピーキングと反応度価値の間には直線関係が見出された。

報告書

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験

筒井 広明*; 大久保 雅章*; 井頭 政之*; 堀木 欧一郎*; 須崎 武則

JAERI-Review 97-014, 43 Pages, 1997/10

JAERI-Review-97-014.pdf:1.2MB

日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-type Critical Assembly)は軽水炉の炉物理研究のための施設である。本書は、今後のTCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験を実施する上で参考とするため、1996年8月26日から30日まで同施設を用いて行われた東京工業大学の大学院生実験のテキストを整理したものである。本レポートでは、炉物理実験の基礎となる(1)臨界近接、指数実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全性価値の測定について、その実験原理、実験手順、結果の解析手法について述べている。

報告書

TCAでのFP核種中性子断面積積分評価用臨界実験のMCNP 4Aによる解析; ベンチマーク問題の作成

桜井 淳; 荒川 拓也*; 山本 俊弘; 小室 雄一; 須崎 武則; 大友 正一; 新田 一雄*; 堀木 欧一郎*

JAERI-Research 96-067, 41 Pages, 1996/12

JAERI-Research-96-067.pdf:1.04MB

原研のTCA炉心の中心領域に核分裂生成物核種(B:4濃度、Rh:6濃度、Cs:5濃度、Nd:6濃度、Sm:7濃度、Eu:7濃度、Gd:7濃度、Er:7濃度)を含む体系を構成して中性子断面積積分評価用臨界実験を実施した。それらの体系の厳密な個数密度を算出した。その値を使用して中性子増倍率をMCNP 4AとJENDL-3.2の組合せで計算した(ただし天然Erについては評価済み断面積が世界のどのライブラリーにも存在しないため除外してある)。計算で求めた中性子増倍率は、臨界固有値を非常によく再現している。このことからJENDL-3.2に収納されているこれらの核種の中性子断面積は評価精度がよいと判断される。今回の実験及び解析結果から、ここで取り上げた体系は、FP核種の中性子断面積積分評価用ベンチマーク問題としてすぐれていることが分かった。

報告書

臨界集合体TCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験

加藤 之貴*; 筒井 広明*; 井頭 政之*; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*

JAERI-Review 96-010, 40 Pages, 1996/08

JAERI-Review-96-010.pdf:1.14MB

本書は、1994年8月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学・大学院の院生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)指数実験、(2)臨界近接実験、(3)中性子束分布の測定、(4)出力分布の測定、(5)燃料棒価値分布の測定、(6)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

論文

Measurement of reactivity worths of natural Sm, Cs, Gd, Nd, Rh, Eu, B and Er

小室 雄一; 大友 正一; 桜井 淳; 山本 俊弘; 須崎 武則; 堀木 欧一郎*; 新田 一雄*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.L120 - L129, 1996/00

燃焼度クレジットを取入れた臨界安全性評価では、核分裂性核種の減損と核分裂生成物の生成による反応度の減少を考慮して臨界計算を行う。しかし、核分裂生成物核種を含む体系の臨界実験データは我が国にはなく、核データの検証はまだ十分に行われていない。原研では、水減速・水反射のUO$$_{2}$$燃料棒正方格子配列の臨界集合体TCAの中央約4cm$$times$$4cmの領域に、燃焼度クレジットでよく使われる核分裂生成物核種を模擬した溶液約2リットルを設置し、溶液の種類と濃度を変えて、臨界水位及び反応度を測定した。模擬溶液としてSm(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、CsNO$$_{3}$$、Gd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Nd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Rh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$、Eu(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を使った。摂動法による反応度計算結果は、約16%過大評価したRh(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$を除いて、実験値とほぼ一致した。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP 4Aによる臨界計算結果も同様の傾向を示した。

報告書

JRR-4及びNSRRを用いた原子炉物理の基礎実験

小原 徹*; 堀木 欧一郎*; 中島 照夫; 渡辺 終吉; 石島 清見; 片西 昌司

JAERI-Review 95-010, 39 Pages, 1995/06

JAERI-Review-95-010.pdf:1.14MB

本書は1994年8月に日本原子力研究所のJRR-4及びNSRRを用いて行われた東京工業大学大学院の学生実験のために書かれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理の基本実験としてJRR-4では(1)制御棒校正実験(2)キセノンの反応度効果の測定を行い、NSRRでは即発臨界状態での即発的なフィードバック効果による原子炉の動特性の測定を行った。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

論文

Transient behavior of low enriched uranium silicide plate type fuel for research reactors during reactivity initiated accident conditions

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.741 - 751, 1993/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:59.9(Nuclear Science & Technology)

研究炉用燃料の低濃縮化が推進されているが、安全性研究の観点から、燃料板の過渡ふるまい-特に燃料しきい値と破損モードに関する研究を、安全性試験研究炉(NSRR)を用いて実施した。未照射シリサイド小型燃料板に対して、低発熱量(低温)から徐々に発熱量を増加して行く方式で、燃料板の破損発熱量を同定し、それが82~94cal/s・fuelの間にある事を見い出した。この発熱量領域に於ける燃料板表面最高温度は400$$^{circ}$$C以下である。燃料板の破損は、板の長手方向にほぼ直角に微細割れが伝播するモードで生じている。粒界割れであり、燃料板表面から芯材に向って割れは走っている。この割れ発生の駆動力は、核沸騰離脱(DNB)を生じて高温化した燃料板が急冷される際に生じる温度差によるものであり、いわゆる「焼き割れ」の形態で燃料板は破損すると思われる。熱応力計算結果もこの推定が妥当である事を示唆している。

論文

Dimensional stability of low enriched uranium silicide plate-type fuel for research reactors at transient conditions

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.233 - 243, 1992/03

本報は、試験研究炉用低濃縮ウラニウムシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験研究の結果について、報告するものである。パルス照射は安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。得られた結果は、以下の通りである。(1)燃料板温度が400$$^{circ}$$C以下では、供試燃料板は非常に良い寸法安定性を示し、燃料破損はなかった。(2)540$$^{circ}$$C以上では、Al-3%Mg合金被覆材に割れが生じた。被覆材の溶融温度640$$^{circ}$$Cを越えると、曲がりの増加、溶融アルミの流動によって露出した芯材部分の割れにより、燃料板は健全性を喪失した。この様な状況になっても、燃料板の破砕や機械的エネルギの発生は、燃料温度971$$^{circ}$$Cまで全く見られなかった。(3)971$$^{circ}$$C付近の高温領域では、燃料芯材と溶融芯材アルミスは溶融アルミ被覆材との反応が生じた。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irraditaiton examination of MH-1 fuel rod

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-220.pdf:7.02MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Experimental data report for test TS-1; Reactivity initiated accident test in NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 山原 武; 市橋 芳徳; 菊池 輝男

JAERI-M 91-217, 76 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-217.pdf:4.58MB

本報告書は、1989年10月に実施した照射済BWR燃料を用いた最初の反応度事故模擬実験であるTS-1について、実験データをまとめたものである。TS-1実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tであった。NSRRにおける照射実験は、新たに開発した専用の2重カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量61cal/g・fuel(ピークエンタルピ55cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

反応度事故模擬条件下における細径BWR燃料のふるまい

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; D.Chen*; 竹内 毅吉*

JAERI-M 91-211, 93 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-211.pdf:10.17MB

我が国の沸騰水型原子炉(BWR)で使用されている燃料棒は、現在Zrウイナー付の8$$times$$8BJ型(外径約12.3mm、加圧量約0.3MPa)が主流を占めている。これに対して、燃料棒の熱負荷をさらに低減し、高燃焼度時における性能のより一層の向上を目的とした、細径BWR燃料(外径約11.0mm)がヨーロッパ先進国を中心に幅広く使用されており、近い将来、我が国にも導入される可能性がある。本報は、この細径BWR燃料について、Zrライナーの有無及び燃料初期加圧量の大小を実験パラメータとした反応度事故(RIA)模擬実験を、原研NSRRを用いて遂行した結果について報告するものである。

論文

Studies of transient behavior of low enriched silicide fuel plates by pulse-irradiation in the NSRR

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫; 山原 武

Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.391 - 398, 1991/00

試験研究炉に於けるシリサイド燃料使用の機運は高まっており、その為過渡及び事故時における安全性に関しては、最近重大な関心が注がれている。原研NSRRにて、未照射低濃縮ウラニウム(19.89$$omega$$/$$o$$)シリサイド小型板状燃料を用い、154cal/g・fuelまでの発熱量を与える実験を実施した。その結果、燃料板には970$$^{circ}$$Cの過渡温度変化が観察された。炉内データ及びパルス後の照射後試験より、以下の事柄が明らかになった。(1)燃料板温度が400$$^{circ}$$C以下では、寸法安定性が維持され、燃料板は非破損であった。(2)400$$^{circ}$$C以上では燃料板変形が進み、Al-3%Mg被覆材の溶融点を越えた640$$^{circ}$$Cでは、曲がり(最大7mm)、溶融、リロケーション(いずれも被覆材)、芯材の露出が観察され、大きな損傷に至った。(3)970$$^{circ}$$Cまでの過渡温度にあっても損傷燃料板からの機械的エネルギー発生等はなかった。

報告書

改良型パルス運転のためのNSRR計測制御系統施設の安全設計

稲辺 輝雄; 石島 清見; 丹沢 貞光; 島崎 潤也; 中村 武彦; 藤城 俊夫; 大友 正一; 鈴川 芳弘; 小林 晋昇; 谷内 茂康; et al.

JAERI-M 88-113, 55 Pages, 1988/06

JAERI-M-88-113.pdf:1.74MB

NSRRにおいては、反応度事故時の燃料挙動解明を目的とした炉内実験のために、これまで1kW以下の低出力状態から急嵯なパルス状出力を発生する運転(単一パルス運転)を行ってきた。今後はさらに、実験条件の範囲を拡張するために、10MWまでの高出力の発生と急峻なパルス状出力の発生の組合わせを行う運転(合成パルス運転)及び10MWまでの範囲の過渡出力の発生を行う運転(台形パルス運転)を、改良型パルス運転として実施する。これを実現するためには、NSRRの計測制御系統施設の改造が必要であり、このため、改良型パルス運転における原子炉の安全性を配慮した計測制御系統施設の基本設計を図った。本報告書は、安全設計に当っての基本的な考え方、改良型パルス運転の方法、計測制御系統施設の各構成設備の設計方針及び基本設計の内容、改良型パルス運転に係る主要な動特性等について述べるものである。

論文

Nuclear safety research reactor(NSRR) as a facility for reactor safety researchand its modification for the future test plan

石島 清見; 大友 正一; 堀木 欧一郎

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 29 Pages, 1988/00

本論文は、原子炉安全性研究のための施設としてNSRRを紹介するものである。施設の紹介においては、NSRRのパルス運転能力と炉内実験用カプセル類に力点を置くとともに、これまでのNSRR実験の成果の要約を行っている。

報告書

炉雑音解析法を用いたNSRRの異常診断(II)

林 光二; 尾熊 律雄; 島崎 潤也; 渡辺 光一; 篠原 慶邦; 鈴川 芳弘; 大友 正一; 宇野 久男; 谷内 茂康; 堀木 欧一郎

JAERI-M 84-137, 49 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-137.pdf:2.99MB

本報告はNSRRにみられる炉出力変動現象の原因を探るために行われた原子炉異常診断実験(Phase-II)に関するものである。Phase-IIの実験は自動制御系の動特性評価およびディフューザー・システムの運転に起因する外乱の究明を目的として行われた。この結果、スレーブ・サーボ系の周波数応答関数が約0.3Hzで比較的顕著なピークを持つため、自動制御系に何らかの外乱が印加されると制御棒駆動機構の不感帯の効果が加わって炉出力に減衰振動や発振が起ることがわかった。またディフューザー・ポンプを運転すると炉心周りの冷却材温度ゆらぎが著しく増大し、炉出力変動も大きくなることがわかった。

報告書

炉雑音解析法を用いたNSRRの異常診断(I)

林 光二; 島崎 潤也; 渡辺 光一; 篠原 慶邦; 鈴川 芳弘; 大友 正一; 宇野 久男; 谷内 茂康*; 堀木 欧一郎

JAERI-M 84-056, 62 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-056.pdf:2.64MB

本報告はNSRRにみられる炉出力変動現象の原因を探るために行われた原子炉異常診断実験(Phase-I)に関するものである。Phase-Iの実験は原子炉雑音解析の立場からみたNSRRの現状を把握する事を目的として行われた。波形観察やスペクトル解析から、顕著な炉出力変動成分は3つのパターンに分類されること、これらの変動は自動制御系の不安定性に関連して起る事が明らかになった。

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