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論文

New estimation method for void reactivity coefficient using the TRACY transient data

小川 和彦; 神永 文人*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(1), p.1 - 5, 2009/01

放射線分解ガスボイドの生成に伴うフィードバック反応度を評価することは、核燃料再処理施設での臨界事故規模を評価するうえで重要である。過渡臨界実験装置(TRACY)の即発臨界時において、ガスボイド生成直後に出力及び炉心圧力の規則的な小振動が観測されている。この出力の小振動がガスボイドの圧縮性に起因することに着目し、出力と圧力の時間変化からボイド反応度係数を評価する手法を考案した。反応度変化は出力の逆解析から、ガスボイドの体積変化は炉心圧力変化から算出した。評価の結果、ガスボイドが中性子束に従い中央部に存在する場合は、溶液中にガスボイドが均一に存在する場合に比べ、負の反応度価値は大きくなることを実験的に示した。

論文

Estimation of generated volume of radiolytic gas voids during prompt criticality with 10% enriched uranium nitrate solution in TRACY

小川 和彦; 神永 文人*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(10), p.1028 - 1035, 2008/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.64(Nuclear Science & Technology)

過渡臨界実験装置(TRACY)の即発臨界時において放射線分解ガスの生成に伴う減衰を含む周期的な振動状圧力応答が観測されている。この振動状圧力応答は放射線分解ガスボイドの圧縮性に起因すると考え、振動モデルを用いてガスボイド生成量を評価する手法を考案した。本稿では、最初にTRACYで観測した代表的な放射線分解ガスの生成に伴う振動状圧力応答及びガスボイド挙動の特徴を示し、次に炭酸水を用いて、放射線分解ガスの生成を模擬した簡単な実験を行い、従来の研究では明らかでないガスボイド生成に伴う圧力応答について、実験的に検証し、ガスボイド生成量を評価するモデルを検証した。さらに、検証したモデルをTRACY実験における放射線分解ガス生成量の評価に適用し、放射線分解ガスボイド生成量をエネルギーの関数として示した。

報告書

ガドリニウムを添加した6wt%濃縮硝酸ウラニル溶液と格子間隔1.5cm棒状燃料とで構成するSTACY非均質炉心の核特性解析

井澤 一彦; 青山 康夫; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 柳澤 宏司

JAEA-Technology 2007-001, 40 Pages, 2007/02

JAEA-Technology-2007-001.pdf:2.73MB

日本原子力研究開発機構の定常臨界実験装置STACYでは、2006年度に、非均質炉心での臨界実験を実施している。当該炉心は、可溶性毒物(ガドリニウム)を添加した硝酸ウラニル溶液燃料($$^{235}$$U濃縮度6wt%)及び格子間隔1.5cmで配置した二酸化ウラン棒状燃料($$^{235}$$U濃縮度5wt%)333本で構成される。その実験に先立ち、当該炉心の核的安全性及び核的制限値の評価を目的として核特性解析を行った。解析対象とした項目は、臨界,反応度及び原子炉停止余裕に関するパラメータである。解析には、モンテカルロコードMVP及び核計算コードシステムSRACを使用し、断面積ライブラリにはJENDL-3.3を用いた。解析の結果、当該実験で使用するすべての燃料条件下において、原子炉停止余裕が安全基準に適合する見通しであることを確認した。また、運転時に制限値の確認を容易に行うため、臨界液位,反応度等に関する解析値を補間する簡易推定式を評価した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御応答試験結果

茂木 利広; 飯垣 和彦; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澁谷 英樹; 小川 悟; 篠崎 正幸; 水島 俊彦; et al.

JAEA-Technology 2006-029, 67 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-029.pdf:3.07MB

HTTRの制御系のうち、中間熱交換器ヘリウム流量制御系,1次加圧水冷却器ヘリウム流量制御系,2次ヘリウム流量制御系,原子炉入口温度制御系,原子炉出力制御系及び原子炉出口温度制御系については、系統別総合機能試験及び出力上昇試験でその性能が明らかにされてきた。これらの試験では、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、原子炉出力30%$$sim$$100%までの自動運転においても、原子炉出力,温度,流量を安定に制御できることを確認した。本報告書は、これらの制御系の概要と試験結果について報告する。

論文

STACYにおける模擬FP付加燃料を用いた運転・管理

井澤 一彦; 関 真和; 広瀬 秀幸; 神永 城太; 青山 康夫; 吉田 博; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 桜庭 耕一

UTNL-R-0453, p.9_1 - 9_10, 2006/03

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設(定常臨界実験装置)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・プルトニウム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取得、及び再処理施設における臨界安全裕度の確認を目的としている。STACY施設では、平成7年2月の初臨界以降、平成18年3月までに、炉心タンクの形状や寸法、また燃料の組成を変更しながら533回の運転を実施してきている。平成17年度には、再処理施設の溶解工程を模擬した非均質炉心において核分裂生成物を模擬した可溶性毒物を付加した溶液燃料を用いた運転を行った。本報告では、今回運転を行うにあたって、燃料調製及び臨界液位推定に用いた手法について紹介する。

論文

TRACY施設の計画外停止について; 原因及び対策

曽野 浩樹; 塚本 導雄; 會澤 栄寿; 竹内 真樹; 深谷 裕司; 伊勢田 浩克*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 外池 幸太郎

UTNL-R-0446, p.3_1 - 3_10, 2005/03

日本原子力研究所のTRACY施設において、平成16年6月17日に発生した安全棒誤作動による計画外停止に関し、その原因調査と再発防止対策について報告する。調査の結果、安全棒誤作動の主たる原因は、異物混入による安全棒保持力の低下と特定された。その再発防止対策として、異物の発生防止,異物が混入する機会の低減,異物の確実な検知を講じることとした。今回の経験を通じて得られた教訓が、研究炉等の運転管理に従事する関係者において広く共有されることを期待する。

報告書

TRACYの運転記録

會澤 栄寿; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 塚本 導雄; 菅原 進; 竹内 真樹*; 宮内 正勝; 柳澤 宏司; 大野 秋男

JAERI-Tech 2002-031, 120 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-031.pdf:4.32MB

燃料サイクル安全工学施設(NUCEF)の過渡臨界実験装置(TRACY)は、硝酸ウラニル水溶液体系において添加反応度3$までの臨界事故を模擬した実験を行うことができる装置である。TRACYは1995年12月20日に初臨界を達成し、1996年からは過渡臨界実験を中心に反応度測定や熱出力測定などの各種の特性試験を実施してきた。本報告書は、初臨界から2000年度末までに実施された176回の運転記録についてまとめたものである。

報告書

TRACY transient experiment databook, 3; Ramp feed experiment

中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2002-007, 123 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-007.pdf:4.34MB

本書は、TRACY「ランプ給液」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。ランプ給液実験では、燃料溶液を一定速度で炉心タンクに供給し、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。

報告書

TRACY transient experiment databook, 2; Ramp withdrawal experiment

中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2002-006, 176 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-006.pdf:6.33MB

本書は、TRACY「ランプ引抜」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。ランプ引抜実験では、トランジェント棒を電動駆動により一定速度で炉心から引き抜き、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。

報告書

TRACY transient experiment databook, 1; Pulse withdrawal experiment

中島 健; 山根 祐一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 柳澤 宏司; 三好 慶典

JAERI-Data/Code 2002-005, 158 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-005.pdf:6.55MB

本書は、TRACY「パルス引抜」実験のデータ集である。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を用いて超臨界実験を行うための原子炉である。最大過剰反応度は3$であり、溶液の炉心タンクへの供給あるいはトランジェント棒と呼ばれる制御棒を炉心から引き抜くことにより反応度が添加される。パルス引抜実験では、トランジェント棒を空気圧により約0.2秒で引き抜き、超臨界実験を開始する。本データ集は、データシートとグラフで構成されている。データシートには、実験条件及び測定したパラメータの代表値が表に記載されている。グラフには、出力,圧力及び温度の変化が描かれている。これらのデータは、核分裂性溶液の臨界事故研究及び臨界事故解析コードの検証に有用である。

論文

Time delay of thermal neutron detection during power burst in TRACY

柳澤 宏司; 大野 秋男; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 横山 光隆*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.591 - 599, 2001/08

反応度の投入によって生じる過渡的な出力を正確に測定するために、過渡臨界実験装置(TRACY)の初期出力バーストにおいてマイクロ核分裂電離箱による熱中性子検出の時間遅れを実験的に確認した。実験では、核分裂電離箱とともにTRACY実験用に新たに設計製作した高速応答$$gamma$$線電離箱を用いて相対出力を測定した。実験結果として、核分裂電離箱による出力は出力上昇時において$$gamma$$線電離箱による出力よりも約4ms遅れて観測され、この遅れ時間は出力ピーク後に拡大した。観測された時間遅れを詳しく理解するために、MCNP4Bコードを用いて時間依存の解析を行った。解析では、核分裂電離箱による中性子検出の時間応答を計算し、これを核分裂電離箱による相対出力のシミュレーションに用いた。解析の結果、シミュレーションによる出力は、測定された出力と良好な一致を示し、核分裂電離箱の時間応答によって、観測された時間遅れが完全に理解できることが確認された。この時間応答を用いることによって、核分裂電離箱による検出の遅れ時間を初期バーストのみならず実験継続時間全体について補正することができる。

論文

Development of solution behavior observation system under criticality accident conditions in TRACY

小川 和彦; 森田 俊夫*; 柳澤 宏司; 會澤 栄寿; 桜庭 耕一; 菅原 進; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(12), p.1088 - 1097, 2000/12

臨界事故条件下での硝酸ウラニル溶液と放射線分解ガスボイドの挙動を観察する目的で、TRACY(過渡臨界実験装置)の新たな計装として可視化システムを開発した。本システムは、耐放射線光ファイバースコープ、光源装置、及び耐放射線ビデオカメラから構成される。システムの設計では、TRACYでの非常に強い放射線環境及びTRACYの一次バウンダリとしての安全機能を考慮した。本システムは最近のTRACY実験に使用され、これまで観測できなかった溶液及びボイドの挙動について明瞭な動画を得ることができた。観察結果として、反応度添加条件によって溶液及び放射線分解ガスボイドの挙動が異なることを視覚的に確認することができた。本システムNUCEFより、溶液及びボイド挙動の詳しい情報を得ることができ、動特性解析モデルの開発に貢献できる。

論文

Measurement of the power profile during nuclear excursions initiated by various reactivity additions using TRACY

小川 和彦; 中島 健; 柳澤 宏司; 曽野 浩樹; 會澤 栄寿; 森田 俊実*; 菅原 進*; 桜庭 耕一; 大野 秋男

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1277 - 1285, 1999/00

過渡臨界実験施設TRACYでは、10%濃縮ウラン硝酸水溶液を用いて再処理施設での臨界事故事象に関するデータを取得することを目的とした試験を行っている。TRACYでは、これまでに最大2.9$までの反応度を添加した時の過渡特性を調べてきた。今回は、測定した過渡特性のうち、炉出力と発生圧力に着目し、反応度添加条件との関係について報告する。これまでの試験の結果から以下の結論を得た。(1)急速反応度添加の場合、最大出力は、逆炉周期の1.6乗に比例した。(2)ランプ状反応度添加の場合、最大出力は、反応度の添加量には依存せず、添加速度と初期出力に依存した。(3)炉心で発生した圧力は、振動圧力とスパイク状圧力の2つのパターンに分類することができた。プレナム部圧力は、炉心圧力の1/10程度しか上昇しないことがわかった。また、ボイド反応度係数については、新しい評価方法を提案した。

論文

Experiments on transient behavior of a low-enriched uranyl nitrate solution system with TRACY to study hypothetical criticality accidents in reprocessing plants

柳澤 宏司; 中島 健; 小川 和彦; 曽野 浩樹; 桜庭 耕一; 會澤 栄寿; 森田 俊夫*; 菅原 進*; 薗田 暁; 大野 秋男

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.900 - 906, 1999/00

日本原子力研究所では、過渡臨界実験装置(TRACY)を用いた実験を1996年に着手し、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液に関する臨界超過時の過渡特性に関する研究を行ってきた。TRACYでは、再処理施設の安全評価で必要となる過渡変化時の核熱流力特性に関する基礎データを取得する。TRACYでは、温度及び放射線分解ガスボイドによる反応度フィードバックについて明らかにするために、さまざまな反応度添加条件での出力特性に関する測定を行ってきた。また、これと並行して、臨界超過時の被ばく線量及び放射性物質の閉じ込め性能に関するデータも取得している。本報告では、TRACYの性能及び仕様、さらに実験に使用している計装について述べる。また、最近の研究活動及び今後の計画についてもまとめる。

論文

Study on reactivity feedback effects in the TRACY transient experiments

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1286 - 1292, 1999/00

核分裂性溶液の臨界事故時の収束機構を調べるために、TRACY超臨界実験時の反応度フィードバック変化を評価した。添加反応度0.3~2.9$の実験における出力変化の測定値から、逆解析法を用いて、全フィードバック反応度を計算した。温度フィードバック効果は、エネルギーの測定値と経験的に定めた反応度温度係数を用いて評価した。これにより、放射線分解ガスボイドの反応度効果は、全反応度と温度フィードバック反応度の差として求まる。第1出力パルスにおける反応度フィードバックの内訳を調べた結果、添加反応度1.5$以下の実験では、出力ピークにおけるボイド反応度効果は無視できる程小さいことがわかった。一方、パルス終了時では、添加反応度0.5$以上の実験において、ボイド効果が主となっている。

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。

報告書

STACY及びTRACY用燃料サンプリング装置の改良

広瀬 秀幸; 桜庭 耕一; 小野寺 清二; 小川 和彦; 高月 幸男*; 森田 俊夫*; 曽野 浩樹; 有嶋 秀昭; 會澤 栄寿; 宮内 正勝; et al.

JAERI-Tech 98-015, 52 Pages, 1998/05

JAERI-Tech-98-015.pdf:1.68MB

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及び過渡臨界実験装置TRACYは溶液燃料を用いており、燃料組成を正確に測定することは、装置の安全運転及び実験精度の向上に必要とされている。サンプリング装置は各々の臨界実験装置で使用する溶液燃料の組成(ウラン濃縮度、ウラン(またはプルトニウム)濃度、遊離硝酸濃度、不純物量及び核分裂生成物の放射能)を把握するために溶液燃料を採取する装置である。従来型のサンプリング装置は、採取した燃料を装置内で希釈する設計で製作したため、ビュレット(分注器)内で硝酸水溶液を用い、シリンジ操作により溶液燃料の計量を実施してきた。ところが、平成8年度後半に、サンプリング時において硝酸水溶液がビュレット内の燃料に混入し、燃料濃度が薄くなる傾向が現れ出した。そこで、平成8年度中にサンプリング装置内での希釈を行わない、定量ポンプによる原液採取方式による新サンプリング装置へ変更した。そして、平成9年度に、改造した新サンプリング装置の性能確認を行った。ウラン濃度の変動量は0.14%であり、目標とする性能$$pm$$0.2%(変動係数)を満足した。

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。

論文

Experimental study on criticality accidents using the TRACY

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭; 森田 俊夫*; 桜庭 耕一; 大野 秋男

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L83 - L92, 1996/00

TRACYは低濃縮ウラン溶液を用いて超臨界実験を行う装置である。1995年12月20日に、初臨界を達成し、基本的な核特性及び安全性能を測定するための定常実験を開始した。定常実験に引続き、1996年半ばには最初の超臨界実験を開始する予定である。この実験では、約2ドルまでの反応度添加を行う。本報告では、TRACY実験の目的、施設の概要、定常実験結果及び計算との比較について述べる。さらに、超臨界実験の評価結果についても述べる。

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。

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