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寺田 和道*; 大竹 俊英*; 山本 寿*
PNC TN941 80-171, 105 Pages, 1980/10
本報告書は,昭和52年3月より開始され同年11月に終了した高速実験炉「常陽」の臨界試験,低出力試験の経過及び試験結果を一覧としてまとめたものである。試験結果は,設置変更許可申請書及び公認資料記載値(判定基準(A))を満足していた。判定基準(A)の項目としては,制御棒反応度価値,反応度付加率,スクラム時間,ナトリウムボイド反応度等がある。本報告書は,臨界試験,低出力試験の進展に従い作成した"性能試験進捗状況一臨界,低出力試験一"及び,"高速実験炉性能試験結果一覧(臨界,低出力試験)"を一括したものである。本報告書の特徴は,主要な試験結果及び試験結果と設計値(予備解折値)との比較を行なっていることである。
佐々木 誠; 鈴木 惣十*; 宮川 俊一; 大竹 俊英*; 関口 善之*; 中沢 正治*; 井口 哲夫*
PNC TN941 80-116, 84 Pages, 1980/07
本報告書は、S54年度に実施したドシメトリ計画の成果をまとめ、その業務内容と成果を高速実験炉部内で紹介した際に配布した資料を、まとめたものである。内容として、「常陽」ドシメトリーの計画、米国DOEとの情報交換、ドシメトリーの測定装置の準備、解析手法の確立等について、述べている。S54年度ドシメトリー作業計画は順調に進み、ドシメトリーの測定装置、解析手法はほぼ確立し、S55年度には本格的にドシメトリー試験が実施される。
鈴木 惣十*; 宮川 俊一; 大竹 俊英*; 佐々木 誠; 関口 善之*
PNC TN908 80-03, 33 Pages, 1980/05
高速実験炉「常陽」の炉内には現在材料サーベイランス試験片が裝荷され,一定期間照射後取出して試験が行われる。又燃料集合体等の炉心構成要素についても定期的に取出して照射試験がおこなわれる。将来,照射用炉心に移行した時には,各種の燃料材料照射試験が計画されている。これらの試験の重要なパラメータの一つとして中性子照射量があり,この値を精度良く評価することが照射試験データの精度を決定する。高速実験炉では,照射試験結果の評価の基礎データを決定すると共に,「常陽」の炉心特性をより正確に把握するために,高温・高出力状態での炉内中性子スペクトルおよび中性子照射量を測定・解析する手段を開発するよう計画している。この計画は,当然のことながら,PNC内の各部門からの協力はもとより,外部諸期間との協力関係を有して進める必要がある。本資料は,これらの開発計画の概要を述べたものである。
昭和54年9月大竹 俊英*; 小野 尚士*; 石山 智*; 宮川 俊一; 野口 好一*; 有井 祥夫*; 梶原 栄二*
PNC TN944 80-02, 47 Pages, 1980/04
本報告書は高速実験炉「常陽」の照射試験についてその業務進捗状況をまとめたものである。報告の期間は昭和54年4月から同年9月までの6ケ月である。主な報告内容は以下のとおりである。▲1)建物および内装機器の概念設計を終了した照射装置組立検査施設は,建設のための官庁許認可申請書を作成し,核燃料物質使用施設として科学技術庁・原子力局・核燃料規制課に説明を行い,核燃料物質使用変更許可申請を行った。また,同時に茨城県および大洗町に対しても説明を行った。▲2)建物および内装機器の夫々の引合仕様書を作成し,実施回議書および契約請求書を起案した。▲3)MK―1炉心構成要素の照射後試験計画書に従って試験のための各種炉心成要素が燃料材料試験部に送られた。9月末現在,炉心燃料6体,ブランケット燃料2体,制御棒4体,等である。▲MK―2照射試験計画の再検討を行い,具体的な炉心構成や核設計の検討作業を開始した。▲B型特殊燃料集合体の―BIJ,―B2M,―B3Mに関する製作設計が東海Pu燃部で実施され,その結果により部材引合仕様書を作成して実施回議書および契約請求書を起案した。▲今秋EBR―2で照射されるPNCドシメータワイヤセットを米国へ送った。また,「常陽」75MW第1サイクル用のカプセルが完成,照射リグヘ組込むために照射リグ製作会社へ支給された。▲MK―2照射試験条件のデータ整理を行い,標準平衡炉心の中性子束,反応率,
発熱,等の分布図表作成,解析作業を行った。▲
大竹 俊英*; 小野 尚士*; 中島 裕治*; 宮川 俊一
PNC TN990 80-01, 69 Pages, 1980/02
「常陽」照射用炉心に装荷される種々の照射装置を組立てる「常陽」照射装置組立検査施設は,昭和54年11月15日をもって着工された。この建設に先立って,昭和54年5月から同年10月にわたって核燃料物質使用変更許可申請が行われた。 本資料は当申請作業において作成した関連資料を整理し,今後の備忘録とするものである。 参考資料として当局に説明した資料としては,施設の放射線管理を説明した障害対策書,臨界安全や想定事故解析等を説明した安全対策書がある。またこれらの内容を補足するために作成したが,当局への説明に致らず部内資料に留った資料も添付した。 なお,申請は昭和54年9月4日付54動燃(安)48をもって行われ,同年10月12日付54安(核規)第403号により許可された。
西山 征夫*; 大竹 俊英*; 松野 義明*
PNC TN941 78-99, 130 Pages, 1978/07
有限要素法にょる中性子拡散コード"DIFEM"を作成し,従来の差分コードでは扱い難い複雑な体系の核計算を行えるようにした。▲有限要素法は従来の差分法に較べて次の利点がある。▲1.計算体系のメッシュの粗密化が可能なため,計算精度の向上が図れる。▲2.任意に計算体系のメッシュをとれるので,複雑な計算体系が扱える。▲コードは,巨視断面積,微視断面積を与えて,2次元R―Z,X―Y,三角,R―
体系の固有値計算が行える。▲プログラムはバリアブルディメンションを採用し,FORTRAN―4で書かれている。▲入力はFIDOフォーマットで行う。有限要素法の欠点である複雑な計算体系の入力の手間を軽減するため,オートメッシュ機能による入力も行える。又,入力チェック用に要素をプロッタで出力する機能を持っている。▲計算時間短縮のため,フラックスゲスが使え,再スタート機能を持っている。▲本文では主に計算方法の説明を記し,付録では入力の方法とコードの構成を記した。▲
湯本 鐐三; 平林 文夫*; 桂川 正巳; 大竹 俊英*
PNC TN841 78-14, 159 Pages, 1978/02
高速実験炉「常陽」の特性試験のために、燃料中心温度を測定するための、無計装線特殊燃料集合体が開発された。温度計測の原理は、融点の異なる2種の合金が、両者の融点の中間においては、融点の高い金属が、融点が低くて溶融している金属の中に溶け込んで行く過程で、平衡状態図の固-液曲線上に達する現象を利用し、その時の合金成分を測定することによって到達温度を推定しようとするものである。これ等の金属は、融点が適当であり、かつ平衡状態図が単純な、金とパラジウムが選択された。実験は、両金属を電気炉内で各種の時間、各種の温度で加熱後、X線マイクロ・アナライザによって合金成分を測定して行なわれた。そして、加熱温度と平衡状態図と合金成分から得られた温度を比較する校正曲線が求められた。この結果、金とパラジウムを石英キャプセル内に封入して、外乱のない状態で行なった実験では、+-100度Cの範囲内で合致する曲線が得られたが、実際の燃料ペレット内の金属を模擬した,UO/SUB2ペレット内の金属の場合には、各種の要因から、あまり良い精度の答は得られなかった。
寺田 和道*; 前田 清彦*; 大竹 俊英*
PNC TN952 77-04, 230 Pages, 1977/05
高速炉プラント動特性解析コードPLANT注に於いて,従来,1次,2次主冷却系Na流量及び空気風量の時間変化が,予め入力される方式であったのを,これら流量変化を運動量保存則により,自動的にプログラム内で動的に計算出来る様,今回改良した。更に,高速実験炉「常陽」の配管部熱電対位置の冷却材温度が出力可能となった。本報告書は,これらの作業のまとめとして,解析モデル,入力形式,出力形式及びプロッタ形式等も含めることにより,使用マニュアルとして利用出来る様に編集されている。なお,試計算として,1次及び2次主循環ポンプトリップ時の流量コーストダウン曲線に関し,計算と総合機能試験結果との対比を実施し,良い一致が得られた。
寺田 和道*; 大竹 俊英*
PNC TN941 77-76, 70 Pages, 1977/01
本報告書は,高速炉プラント動特性解析コードPLANT76による,高速実験炉「常陽」を対象とする試計算結果について記述したものである。試計算項目は以下に示す通りである。1次主冷却系流量コーストダウン2次主冷却系流量コーストダウン外部電源喪失1次主循環ポンプトリップ2次主循環ポンプトリップ手勤スクラム上記1),2),は「常陽」総合機能試験により得られた流量コーストダウン曲線と計算結果とを比較することを目的としており,計算と試験測定値とは良く一致した。項目3)6)は,「常陽」性能試験に於ける異常時過渡応答試験時の試験項目であり,同試験に対する予備解析も兼ねて実施した。なおPLANT76コードの詳細に関しては,使用説明書(PLANTREPORT1)を参照されたい。
青木 利昌*; 水田 浩; 大竹 俊英*; 工藤 祐幸*; 平沢 正義; 高橋 三郎*; 宇留鷲 真一*
PNC TN841 75-03, 203 Pages, 1975/01
溶融燃料と冷却材との熱的作用によって発生する機械的エネルギを火薬によって模擬し,常陽燃料集合体を模擬したラッパ管の変形量を単体,7体について調べた。本試験は原子力安全研究協会を通して,高速実験が耐衝撃構造試験の一連の試験の一つとして1971年9月30日からl0月15日まで大分市の旭化成板ノ市工場久土作業場で行ったものである。
安久津 英男*; 大竹 俊英*
PNC TN841 74-27, 174 Pages, 1974/08
プル燃部製造一課加工係で,実機の製造・検査工程を模擬した加工工程により製作され,品質管理課品質係の検査に合格した常陽模擬炉心燃料集合体の,大洗2MWNaループにおける,600
,2200hrの条件のナトリウム耐入試験が行われた。この集合体の試験後の検査として,被覆管外径,ワイヤーピッチ,Heリークテスト,下部端栓溶接部断面金相観察,下部端栓溶接部とワイヤー留部の引張試験,被覆管表面の硬度および粗さ,ワイヤ跡の深さの測定,EMX分析,SEM写真観察が技術部検査開発課と,プル燃品質管理課において行なわれた。この結果,燃料ピンには異常が認められず,上記模擬炉心燃料集合体は,ナトリウム中の均一加熱の条件下では十分健全性が保たれているとの結論が得られた。本報告では,試験集合体の製造,検査,試験後検査の過程について述べる。
小泉 益通; 古屋 広高; 横内 洋二*; 立花 利道; 梶谷 幹男*; 水田 浩; 大竹 俊英*; 桂川 正巳
PNC TN841 74-25, 145 Pages, 1974/08
昭和46年2月より47年10月まで,燃焼度,約45,000MWD/Tまで照射したDFR-332/5燃料ピン3本(S121,S122,S123)の非破壊試験結果を解析した。破損したS122燃料ピンの破損原因を中心として,解析を進めた。製造履歴,外国での燃料ピン破損例から検討を始め,PIPER,LIFEコードにより全般的燃料ピン挙動を,MAMUSYコードにより熱水力的解析を,TAC-2D,PLASTICコードにより被覆管局部加熱と応力解析を行なった。この結果,S122燃料ピンの破損は,冷却材中のバブルの被覆管への付着
被覆管の局部加熱破損ピン内圧減少ナトリウムの侵入ナトリウムと燃料の反応スウェリング他部の破損の過程を経て,生じたと考えることができた。
中村 康治*; 山下 利*; 吉岡 一彦*; 志賀 健一朗*; 小泉 益通; 宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 大竹 俊英*
PNC TN841 71-31, 431 Pages, 1971/10
1967年7月1969年3月(継続中)ノルウェのハルデン(HBWR)において動燃製のIFA 159(ペレット型燃料棒集合体)およびIFA 160(ゾルゲル振動充填燃料集合体)の燃料集合体を照射したが、第1報として、PuO/SUB2-UO/SUB2燃料集合体の設計・製造・検査・出荷についてのあらましをとりまとめた。
