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報告書

JMTR改良LEU炉心の熱水力解析

田畑 俊夫; 長尾 美春; 小向 文作; 那珂 通裕; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-100, 108 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-100.pdf:4.44MB

JMTRの燃料の最高燃焼度を増加させて燃料をより有効に使用し、年間運転日数の増加を図れるよう、炉心構成の改良を検討した結果、改良LEU炉心として、従来のLEU炉心中央部の反射体要素2体に代えて燃料要素2体を追加した新しい炉心構成を決定した。本報告書は改良LEU炉心の安全評価にかかわる熱水力解析の結果をまとめたものである。解析の範囲は、熱設計にかかわる定常解析,運転時の異常な過渡変化及び事故について、それぞれ原子炉設置変更許可申請書の添付書類八,同十に記載された事象である。解析条件は核計算によって得られた熱水路係数等に基づいて保守的に定めた。解析により燃料温度,DNBR,一次系冷却水温度に関する安全上の判断基準を満足することを確認し、これらの結果は原子炉設置変更許可申請に使用された。改良LEU炉心についての設置許可は平成13年3月27日に取得し、同年11月の第142サイクルより同炉心による運転を開始した。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 パーセンタイル:100

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

報告書

JMTR改良LEU炉心の核特性解析

小向 文作; 那珂 通裕; 田畑 俊夫; 長尾 美春; 武田 卓士*; 藤木 和男

JAERI-Tech 2002-067, 75 Pages, 2002/08

JAERI-Tech-2002-067.pdf:3.41MB

JMTRでは、燃料の燃焼度を増加させてより有効に利用することによって運転日数を大幅に増加させる検討を行った結果、従来のLEU炉心に対して標準燃料要素を新たに2体追加して燃料要素29体で構成された改良LEU炉心を考案した。本炉心の核特性をSRACコードシステムを用いて解析した結果、LEU炉心と比べて運転サイクル開始時の過剰反応度が若干大きくなるなどの違いはあるものの、JMTRの安全設計における核特性の設計方針を満足することを確認した。また、本炉心では1サイクル当たり最長32日までの運転が可能であり、燃料要素平均の燃焼度を最高約54%まで増加できることから、従来の4サイクル分の燃料要素消費数で年間180日以上の運転が可能なことがわかった。

報告書

JMTRを利用した研究成果

長尾 美春; 石井 忠彦; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Review 2002-007, 191 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-007.pdf:10.97MB

本報告書は、1971年の利用運転開始から現在までにJMTRを利用して行われた研究の成果発表について、原研内,大学,民間企業,研究機関の利用者を対象に調査を行った結果に基づき、公刊された研究成果報告のリストを作成し、分野別一覧としてまとめたものである。

報告書

JMTR改良LEU炉心の核的な照射場特性の評価; 炉心中性子束分布及び中性子スペクトルのLEU炉心との比較

長尾 美春; 竹本 紀之; 武田 卓士

JAERI-Tech 2001-069, 83 Pages, 2001/10

JAERI-Tech-2001-069.pdf:4.76MB

JMTRでは、第142運転サイクル(2001年11月)から、炉心構成を従来のLEU炉心(LEU燃料を27本装荷した炉心)から改良LEU炉心(LEU燃料を29本装荷した炉心)に変更する。そこで、この炉心構成の変更が照射試験に対して及ぼす影響を検討するため、照射場の核的な特性について連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより解析を行った。その結果、燃料領域において高速中性子束は従来のLEU炉心とほぼ同じであること、熱中性子束は燃料領域で数%増加すること、中性子スペクトルは大きな相違がないことを確認した。また、第144運転サイクルからは運転日数が増加することに伴い、1サイクルあたりの中性子照射量は10数%増加する。

報告書

ITER真空隔壁用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,2; 中性子照射試験及び照射後試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット、ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える照射の影響を調べた。

報告書

MEU6炉心の核的な照射場特性の評価; 炉心中性子束分布及び中性子スペクトルの混合炉心との比較

長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Tech 99-063, 57 Pages, 1999/08

JAERI-Tech-99-063.pdf:2.78MB

JMTRの炉心構成を、第125運転サイクル(98.11.17~)から、従来の混合炉心(MEU燃料2体、LEU燃料20体及びLEUフォロワ燃料5体装荷した炉心)をMEU6炉心(MEU燃料6体、LEU燃料16体及びLEUフォロワ燃料5体を装荷した炉心)に変更した。そこで、今回の炉心構成の変更に伴う照射試験に対しての影響を検討するため、核的な照射場特性の変化について解析を行った。MEU6炉心の核的な照射場特性は、従来の混合炉心とほぼ同等あり、照射試験に対して大きな影響を与えないことを確認した。

報告書

中濃縮ウラン燃料6体装荷のJMTR混合炉心の安全解析

田畑 俊夫; 小向 文作; 長尾 美春; 島川 聡司; 小池 須美男; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Tech 99-021, 68 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-021.pdf:2.6MB

JMTRでは1994年の第111サイクルから、1炉心あたり濃縮度約20%のLEU燃料(標準燃料要素20体、燃料フォロワ5体)と濃縮度45%のMEU燃料(標準燃料要素2体)を装荷した混合炉心で運転を行っている。保有する未使用のMEU燃料の有効利用と早期使用を促進するため、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を増加させる検討を行った。その結果、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を現在の2体から6体に増量することにより、炉心の核特性を大幅に変更することなく、かつ、MEU燃料の有効利用を進めることが可能であることがわかった。これに基づき、MEU燃料を6体装荷した炉心の安全解析を行い、現行の設置許可に述べられた安全性に関する設計方針及び安全評価の判断基準を満たすことを確認した。

論文

臨界実験装置JMTRCの解体

武田 卓士; 小向 文作; 松井 智明; 小森 芳廣; 藤木 和男; 大岡 紀一

デコミッショニング技報, (17), p.55 - 62, 1997/12

材料試験炉臨界実験装置(JMTRC)は材料試験炉(JMTR)の運転に必要な炉心特性データを実験的に求める目的で、JMTR本体に先立つ1965年に作られた臨界実験装置である。同年の初臨界以降、数多くの実験に活用されてきたが、所期の使用目的が達成されたこと、また老朽化による施設実験の観点からも、主要部分の解体撤去を実施するに至った。本解体は原子炉規制法に定められた「解体届」の3番目の適用例であり、臨界実験装置としては初めてのものである。本報告は、解体の計画、手続き、撤去工事についての概要をまとめたものである。

報告書

JMTR炉心構造材のサーベランス・テスト

武田 卓士; 雨澤 博男; 飛田 健治

JAERI-M 86-007, 62 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-007.pdf:3.74MB

1966年以来実施してきたJMTR炉心構造材のサーベランス・テストがほぼ終了した。計画されたキャプセルは、継続照射中のベリリウム試料組込の1本を除き、全て炉心からJMTRホットラボに移され、照射後試験が実施された。得られたデータは、炉心要素等の供用期間中の健全性を保つ為の計画である「JMTR炉心要素管理計画」に反映される。JMTRのサーベランス・テストでは、高中性子束の環境下におかれる各種材料、反射体として使用されるベリリウム、中性子吸収体として使用されるハフニゥム、吸収体ローラのバネ等に試用される17-4PH、格子板に試用されているSUS304について実施した。得られた結果を本報告書に示す。

報告書

JMTRの寿命評価と新材料試験炉の検討

小山田 六郎; 武田 卓士; 木崎 実; 田中 勲; 小向 文作; 森田 守人; 小畑 雅博

JAERI-M 9155, 82 Pages, 1980/11

JAERI-M-9155.pdf:3.69MB

JMTRの圧力容器は少なくとも20年間の使用に耐えることを目標として設計された。JMTRは1969年に稼動開始しているので、あと9年後に目標とした耐用年数の期限に達することになる。それ故、JMTRの寿命の見直しを行い、さらに今後少なくても30年の寿命を有するとの検討結果を得た。寿命の検討作業と並行して、新材料試験炉の概略検討を行なった。すなわち、PCI、ATWS試験、核融合炉用材料照射及びトリチウム生産など現JMTRでは能力上応じ切れない照射要求があり、新材料試験炉の増設の必要性が指摘されているからである。

報告書

シンチレーション計数管の温度特性

中田 宏勝; 武田 卓士; 中村 圀夫

JAERI-M 4648, 21 Pages, 1971/11

JAERI-M-4648.pdf:0.85MB

材料試験炉に設置された$$^{1}$$$$^{6}$$N検出系は、検出部にNaI(Tl)シンチレーション計数管を使用している。検出部は1次冷却水配管に隣接して設置したため、検出部温度雰囲気は1次冷却水温度によって支配される。このため、シンチレーション計数管の温度特性を測定する必要が生じた。温度測定範囲は、0~50$$^{circ}$$Cである。この結果、シンチレーション計数管の光電子増倍管出力波形は温度に著しく依存することが明らかになった。一方、出力波形の観測から出力電荷は保存されているようであることが判ったので、電荷積分形の増幅器を用い入力が、$$alpha$$・Q・e$$^{-}$$$$^{alpha}$$$$^{t}$$で示される場合について回路計算を行い、観測結果を比較した。結果はよい一致をみた。従って電荷積分形の増幅器を用いることにより、温度依存の少い検出系を構成できることが判った。

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