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報告書

日本-IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要; 2016年

山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.

JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-002.pdf:9.41MB

IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。

論文

Outlines of JAEA'S instructor training program and future prospects

日高 昭秀; 中村 和幸; 渡部 陽子; 薮内 友紀子; 新井 信義; 澤田 誠; 山下 清信; 沢井 友次; 村上 博幸

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

JAEA has conducted Instructor Training Program (ITP) to support Asian countries seeking peaceful use of nuclear energy. The program consists of (1) Instructor Training Course (ITC) in Japan, (2) Follow-up Training Course (FTC) in own countries, and (3) Nuclear Technology Seminar for bringing up nuclear trainers and leaders. The purpose of ITP is to develop a self-sustainable training system in Asian countries by disseminating the knowledge and technology in their countries. After completing ITC, the trainees are obliged to set up FTC in each country. Two or three Japanese experts join the FTC to give technical advices and support to local lecturers. The present specialized fields of ITC are (1) Reactor engineering such as reactor physics, thermal engineering and reactor safety, (2) Environmental radioactivity monitoring, and (3) Nuclear emergency preparedness. As of FY2014, ITC is applied to 8 Asian countries. Present paper summarizes the outlines, experiences and future prospects of ITP.

報告書

国際原子力機関原子力エネルギーマネジメントスクールの開催; 2012年

大釜 和也; 安藤 葉子; 山口 美佳; 生田 優子; 篠原 伸夫; 村上 博幸; 山下 清信; 上坂 充*; 出町 和之*; 小宮山 涼一*; et al.

JAEA-Review 2013-004, 76 Pages, 2013/05

JAEA-Review-2013-004.pdf:13.53MB

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)は、原子力人材育成ネットワーク、東京大学及び日本原子力産業協会とともに、日本がアジアの原子力人材育成の中核となることを目指し、IAEAの原子力エネルギーマネジメントスクールを我が国に招致した。同スクールにおいては、IAEAの専門家を講師とした講義のほか、多くの日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義や施設見学を提供した。このスクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化及び新規原子力導入国等の人材育成へ寄与することができた。また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、我が国初となる本スクールの開催により、省庁,大学,メーカ,電力,研究開発機関が一体となって協力しあったことにより、国内の原子力人材ネットワークの協力関係の強化を行うことができた。本報告では、今後の我が国による国内外の国際原子力人材の育成事業の効果的実施に資するため、本スクールの準備、開催状況及び評価について述べる。

報告書

平成11年度におけるSTACYの運転記録; 平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた2ユニット中性子相互干渉体系の実験,1(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.

JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-059.pdf:2.86MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800$$phi$$円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,2; 800$$phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 山根 祐一; 大野 秋男

JAERI-Tech 2000-013, p.57 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-013.pdf:2.43MB

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では、平成10年度後半(10月~2月)に、直径約80cm、高さ約150cmの円筒型炉心タンクを用いた臨界実験を、計41回行った。実験では、炉心タンクの周囲に保温材(ヒータ付)を取付け、おもに溶液燃料昇温時の反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化傾向を直線でフィティングして内挿補間し、その変化量を定量的に把握できた。また運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、実験解析から求められた臨界液位-液位反応度フィティング式にほぼ一致した。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,1; 280T平板炉心・10%濃縮のウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; 大野 秋男

JAERI-Tech 99-084, p.54 - 0, 1999/12

JAERI-Tech-99-084.pdf:2.7MB

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では、平成9年度に引続き、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料とし、厚さ28cm、幅74cm、高さ1.5mの平板炉心タンクを用いた臨界実験を、計46回行った。実験では、コンクリート、ポリエチレンの固体反射体を用い、おもに反射材の配置や厚さの違いによる反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをもとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化の傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、液位反応度測定値は、平成9年度に得られた臨界液位-液位反応度曲線とほぼ一致した。

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

平成9年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 280T平板炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.

JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-023.pdf:2.89MB

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では、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。

報告書

NUCEF臨界実験施設におけるプルトニウム計量槽校正; 槽換排気運転下における校正結果

峯尾 英章; 柳澤 宏司; 外池 幸太郎; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 村上 清信; 安田 直充*; 土尻 滋; 竹下 功

JAERI-Tech 96-027, 209 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-027.pdf:7.69MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の臨界実験施設の核物質計量管理のため、ホット運転前の1994年にプルトニウム溶液用計量槽2基を対象に、換排気運転下で貯槽校正を2回実施した。校正では、液位及び体積データ並びに密度差圧ディップチューブ間距離を取得した。液位及び体積の最大測定誤差は0.42mm及び0.1dm$$^{3}$$と十分小さく、ディップチューブ間距離は再現性良く得られた。これら液位・体積データと初期校正時に得られた校正関数との比較を行った。さらに初期校正結果を含めた校正関数を新たに決定した。この校正関数とディップチューブ間距離の誤差評価を行い、バルク測定誤差を推定したところ、密度測定が可能な広い範囲の液位において、偶然誤差及び系統誤差が、国際目標値(偶然誤差0.3%、系統誤差0.2%)を十分満足できる見通しが得られた。

論文

Evaluation of hot spot factors for thermal and hydraulic design of HTTR

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:36.27(Nuclear Science & Technology)

HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

報告書

長期冷却プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル測定(受託研究)

村上 清信*; 小林 岩夫*

PNC-TJ1500 93-004, 114 Pages, 1993/09

PNC-TJ1500-93-004.pdf:2.74MB

本報告書は動力炉・核燃料開発事業団から受託した、"照射済プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル調査"(昭和59年7月2日$$sim$$昭和60年12月25日)で行ったガンマ線測定データ及び燃焼解析計算結果のデータ集として取りまとめたものである。測定した燃料はプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料であり、照射後約15年間冷却されたものである。使用済MOX燃料の長期冷却後におけるガンマ線スペクトルデータを与える。

報告書

長期冷却プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル測定

村上 清信; 小林 岩夫

JAERI-M 93-179, 107 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-179.pdf:2.67MB

本報告書は動力炉核燃料開発事業団から受託した、「照射済プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル調査」(昭和59年7月2日~昭和60年12月25日)で行ったガンマ線測定データ及び燃焼解析計算結果のデータ集として取りまとめたものである。測定した燃料はプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料であり、照射後約15年間冷却されたものである。使用済MOX燃料の長期冷却後におけるガンマ線スペクトルデータを与える。

報告書

JPDRとJMTRの使用済燃料集合体の崩壊熱測定

村上 清信; 小林 岩夫

JAERI-M 88-128, 18 Pages, 1988/07

JAERI-M-88-128.pdf:0.6MB

原子炉から取り出された使用済燃料集合体は、燃料内に蓄積された核分裂生成物の崩壊熱を測定することは、燃料集合体の燃焼度を決定したり、燃料輸送時に使用する輸送容器の設計、使用済燃料の貯蔵施設の設計等に重要な情報を与える。しかし、この測定は、核分裂生成物から発生する強力な放射線とともに、測定対象が大きいこともあって困難である。本報告書は、使用済燃料の発熱量を測定するために製作した熱量測定装置、および同装置を用いた使用済燃料集合体の発熱量測定実験について報告するものである。

論文

Non-destructive and destructive measurements on burnup characteristics of Japan Power Demonstration Reactor-I full-core fuel assemblies

須崎 武則; 岡崎 修二; 岡下 宏; 小林 岩夫; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 大貫 守; 篠原 伸夫; 園部 保; 大野 秋男; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.53 - 72, 1986/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:31.32(Nuclear Science & Technology)

JPDR-I使用済燃料集合体72体に対し、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリ法を適用した。それらの集合体は東海再処理工場にて溶解された。溶解槽から採取した19バッチの試料について詳細な化学分析を行った。非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射能強度および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比から、それぞれ、燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。その際、典型的な1体の集合体の燃料棒を用いた実験において確立された相関関係を利用した。非破壊測定と化学分析の結果の間には良い一致が得られた。一部の結果に見られたわずかな偏差は、集合体内の放射能強度の分布の相違に起因するものとして説明された。非破壊測定法により、Pu以外の超ウラン核種の量を推定する可能性についても議論した。

報告書

軽水減速低濃縮ウラン格子中における棒状吸収体の反応度効果の測定および解析

村上 清信; 三好 慶典; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

JAERI-M 85-032, 19 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-032.pdf:0.72MB

2.6w/oUO$$_{2}$$-水格子(水対燃料体積比1.83)の円柱炉心を構成し、炉心中心に挿入した棒状および円筒状吸収体の反応度効果、ならびに棒状吸収体間の距離が変化した場合の相互干渉効果の変化等を調べた。また、モンテカルロコード(KENO-IV、MULTI-KENO)により臨界体系の実効増倍係数および吸収体反応度効果を評価し、実験値と比較した。炉心中央に吸収体を挿入した体系に対しては、keffが0.983~0.999(ケース数31)の範囲であった。また、2本の棒状吸収体を用いた相互干渉効果実験体系に対しては、keffが0.978~0.999(ケース数29)の範囲であった。棒状吸収体の反応度価値の計算値は、実験値と比較して標準偏差の2倍以内で一致した。

報告書

PWR型燃料集合体における分散型吸収棒の反応度効果および出力分布の測定

村上 清信; 青木 功; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

JAERI-M 84-194, 32 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-194.pdf:0.95MB

濃縮度3.2w/o UO$$_{2}$$燃料棒による15$$times$$15のPWR燃料集合体を模擬した試験領域と、その外側を濃縮度2.6w/o UO$$_{2}$$燃料棒による臨海調整用領域で取り囲んだ体系を作り、試験領域の吸収棒配置や吸収棒種類を変えた場合の、炉心に与える反応度効果、および出力分布の変化を調べるために、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて臨界実験を行った。吸収棒は、ボロンカーバイド含有量の異なる7種類を用い、1種類当り最大21本使用した。PWR型の分散型吸収棒配置において、吸収棒のボロンカーバイド含有量を増加させた場合の臨界水位の変化率は、ボロンカーバイド含有量の低い所で大きく、含有量が高くなるに従い小さくなる。しかし、含有量が1.66g/cm$$^{3}$$の高密度の場合でも、まだ飽和に達しなかった。

報告書

軽水減速低濃縮ウラン格子中における鉄反射体の反応度効果の測定

村上 清信; 須崎 武則; 広瀬 秀幸

JAERI-M 83-100, 18 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-100.pdf:0.62MB

2.6w/oUO$$_{2}$$燃料棒と水の正方格子から成る矩形炉心の近傍に鉄反射体が存在するような体系において、鉄反射体の厚さが変化した場合、および炉心と鉄反射体間の距離が変化した場合に、鉄反射体が炉心に与える反応度効果を調べるために、軽水臨界実験装置を用いて臨界実験を行った。実験では、水対燃料体積比が3.0および1.5の格子炉心について、鉄反射体の厚さを0~60mmまで変化させた場合、および炉心と鉄反射体間の距離を0~120mmまで変化させた場合について臨界水位を測定した。水対燃料体積比が1.5の場合については、鉄反射体と炉心の境界に挿入した固定吸収体の効果についても測定した。鉄反故体の厚さを増加させた場合の臨界水位は、鉄反射体の厚さが15mmまでは、鉄反射体の厚さの増加に伴って上昇し、反応度効果が負であったが、さらに鉄反射体の厚さを増加させると、臨界水位は単調に低下し、反応度効果が正であることを示した。

報告書

プルトニウム燃料の出力平坦化に関する臨界実験,1; 出力分布の測定

村上 清信; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男*; 小林 岩夫; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*

JAERI-M 9876, 83 Pages, 1982/01

JAERI-M-9876.pdf:3.09MB

プルトニウムの軽水炉におけるリサイクル使用に関連した炉物理研究の一環として、出力分布の平坦化に関する実験を、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて行った。使用した燃料棒は、PuO$$_{2}$$富化度が5種類、U-235濃縮度が6種類である。実験は、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$およびUO$$_{2}$$燃料棒格子内について行い、水平方向の出力分布に与える水ギャップ並びにPuO$$_{2}$$富化度の異る燃料棒の配列の効果をパラメトリックに測定した。この実験から、PuO$$_{2}$$富化度および水ギャップ幅が出力分布に与える効果が求められ、かつBWR型燃料集合体中における各種燃料棒配列と出力ピーキング係数の関係が明らかになった。

論文

Measurements of thermal disadvantage factors in light-water moderated PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$ and UO$$_{2}$$ lattices

大野 秋男; 小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 村上 清信; 松浦 祥次郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.26 - 36, 1980/00

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

軽水減速3.4wt%PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$格子と26wt%UO$$_{2}$$格子の熱中性子損失因子が、Dy-Alワイヤ検出器を用いて燃料内及び減速材内の放射化率分布の直接測定から求められた。測定は、炉心中央部に7$$times$$7格子配列のテスト領域と、それをとり囲んだドライバー領域より構成される二領域炉心を用いて行なわれた。テスト領域の水対燃料体積比は1.76,2.00,2.38および2.95の4種類が用いられ、その各々について熱中性子損失因子が測定された。格子の水対燃料体積比の増加につれて、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$及びUO$$_{2}$$格子の熱中性子損失因子は大きくなる。多群輸送コードLASERによる計算値は実験値に実験誤差内で一致した。

報告書

グレーノーズ付制御棒効果に関する臨界実験

小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 桜井 三紀夫*; 丸山 博見*; 山口 正男*; 川上 数雄*

JAERI-M 8020, 162 Pages, 1979/01

JAERI-M-8020.pdf:4.57MB

BWRの制御棒引抜時における制御棒先端近くの燃料棒の出力上昇率を低減させるために、制御棒先端部に弱吸収体(グレーノーズ)を設けることを提案し、それが出力分布に与える効果を実験的に評価した。グレーノーズは、ステンレス・スチール、ジルカロイ、アルミニウムなどで製作した。実験は軽水臨界実験装置TCAを用いて行った。軸方向の出力分布に与える効果を重点的に測定し、制御棒の反応度効果が従来のものにくらべてどのように変化するかなどについても実験的に評価した。また3次元拡散計算をCITATION相当のFASMOコードにより行い実験値と比較した。測定結果から、ある構造のグレーノーズを用いると、15cm(実炉における一操作時の長さ)引抜にともなう出力上昇率を在来のものと比較して、約43%低減できることが明らかとなった。これによって、燃料健全性に関するインパクトを大幅に緩和せしめ、発電所の運転効率を年間約1.5%高め得ることとなった。

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