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論文

Experience in the implementation of physical protection measures of nuclear material at the JAERI Tokai Establishment

中田 宏勝; 三坂 侃; 鶴田 晴通

Physical Protection of Nuclear Materials:Experience in Regulation,Implementation and Operations, p.195 - 200, 1998/00

東海研究所には、現在、防護対象核物質を取り扱う施設が21ある。原研における核物質防護は1970年代半ばに始まり、1979年までに、区分Iと区分IIの核物質量を取り扱う施設について管理体制の確立と施設の改良を完了している。1989年には、法律に基づき核物質防護規定を定めるとともに、区分IIIの核物質量を取り扱う施設についても、必要な措置を講じた。東海研究所では広大な敷地の中に防護対象施設が散在していることから、防護区域は防護対象施設だけに限定し、さらに区分I施設については、その外側に周辺防護区域を設定している。東海研究所の核物質防護は20年を経たが、幸いにして、この間、核物質防護上の問題又は不法行為もしくはそれに類することは発生していない。

論文

Status of reduced enrichment program for research reactors in Japan

神田 啓治*; 中込 良広*; 一色 正彦; 馬場 治; 鶴田 晴通

1996 Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR), 0, 8 Pages, 1996/00

原研のJRR-2、JRR-3M、JRR-4及びJMTRそして京都大学原子炉実験所のKURを中心に、我が国研究炉の燃料濃縮度低減化(RERTR)計画の現状と今後の計画、関連R&Dの成果等について紹介している。

報告書

第11次および第12次OGL-1燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の核分裂生成物の分布

林 君夫; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 菊池 輝男

JAERI-M 94-075, 90 Pages, 1994/06

JAERI-M-94-075.pdf:2.41MB

JMTRに設置した炉内ガスループOGL-1で照射した第11次および第12次燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の核分裂生成物(FP)の分布を、ガンマ線スペクトル分析法によって求めた。第11次燃料体の黒鉛スリーブでは、軸方向に種々のFPの濃度ピークが見られた。燃料コンパクトの外観検査では破損粒子は観察されなかったが、黒鉛マトリックスのオーバーコート境界に隙間の発生が見られた。このことから、コンパクト内部の破損粒子から放出されたFPが、この隙間を移行してスリーブに到達したものと推定した。第12次燃料体の黒鉛スリーブでは$$^{110m}$$Agが検出された。その濃度分布は、溶融した熱電対シース材から移行したと思われる。$$^{60}$$Coの濃度分布に対して負の相関を示した。このことから、$$^{110m}$$Agの黒鉛中の移行挙動は、Coを含む金属による共収着効果または黒鉛構造変化の影響を受けるものと推測した。

論文

Research and development of HTTR coated particle fuel

福田 幸朔; 小川 徹; 林 君夫; 塩沢 周策; 鶴田 晴通; 田中 勲; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 金子 光信*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.570 - 581, 1991/06

本研究は高温工学試験研究炉用被覆粒子燃料の開発についてのものである。最初にHTTR燃料の概念について、記述したのち、燃料製造、燃料性能の実証、燃料の異常時安全性についての研究成果を示した。燃料製造においては、流動蒸着についての研究及び二重オーバ・コート法について技術開発を記述した。燃料性能実証では照射下での被覆粒子挙動及びFP放出について示した。安全性では、超高温下での被覆粒子破損及びFP放出に関する研究を記述した。

報告書

JRR-3炉心管理用計算コードシステム

曽山 和彦*; 根本 博行*; 鶴田 晴通; 市川 博喜

JAERI-M 91-088, 225 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-088.pdf:4.47MB

JRR-3は、熱出力20MWの軽水減速冷却プール型炉として、炉本体、冷却系及び利用設備の更新を含めた改造が進められ、1990年3月に初臨界を迎えた。この改造後のJRR-3炉心管理を行うため、SRACシステムを使用して、3次元燃焼計算を基礎にした炉心管理用計算コードシステムを作成した。このシステムは、制御棒位置、燃料配置、運転パターン等を考慮して、反応度や出力分布及び燃料燃焼度の管理を行うことができる。本報告書は、その使用手引としてまとめたものである。

報告書

酸化トリウム系被覆粒子燃料の高燃焼度における照射挙動と健全性

白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; 福田 幸朔; 鶴田 晴通

JAERI-M 90-144, 64 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-144.pdf:6.75MB

高温ガス炉へのトリウム燃料の利用を目標にした照射挙動と健全性の照射試験の結果である。試料は(Th,U)O$$_{2}$$-TRISO及びBISO粒子とThO$$_{2}$$-BISO粒子をディスクや燃料コンパクトとして黒鉛中に拘束(bonded)させ、JMTR用キャプセル(3本)で照射した。照射条件は(最高)高速中性子照射量が2.22$$times$$10$$^{21}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$0.18MeV)、照射温度1390$$^{circ}$$C、燃焼率7.3%FIMAであった。照射後試験の結果、高温・高燃焼度においても破損、アメーバ効果、SiC層のPd腐食などほとんどみられず、優れた健全性を示した。また燃料成形体(燃料コンパクト)の照射による寸法変化や、照射済の被覆粒子の炉外超高温加熱試験(2300$$^{circ}$$C)などから貴重なデータを得た。なお、拘束粒子と比較するために試料の一部に加えた無拘束(loose)粒子に観察された典型的なアメーバ効果についても考察した。

報告書

高温工学試験研究炉の試験燃料体の健全性評価

林 君夫; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 井川 勝市; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 飛田 勉; 白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; et al.

JAERI-M 90-115, 77 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-115.pdf:2.65MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の試験燃料体として装荷するB型燃料体の健全性の評価を行なった。B-1型燃料体の被覆燃料粒子の仕様は、ドライバー燃料であるA型燃料体の仕様に比べて、燃料核直径及び被覆層厚さを若干変更したがいずれも安全側への変更である。B-2型燃料体は、SiC層の代わりに高温化学安全性に優れたZrC層を用いるもので、A型燃料体より健全性が向上することを実証している。B-3型燃料体は(U,Th)O$$_{2}$$燃料核-SiC被覆粒子を用いるものであり、HTTRにおける照射条件は、その健全性データが十分取得されている範囲までとした。以上のことから、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における、これらのB型燃料体のHTTR通常運転条件下における健全性は保たれると判断した。また、燃料許容設計限界として、運転時の異常な過渡変化時に燃料最高温度が1600$$^{circ}$$Cを超えないことと定めることの妥当性を示した。

報告書

Neutronic and thermo-hydraulic design of LEU core for Japan Research Reactor 4

有金 賢次; 渡辺 終吉; 鶴田 晴通

JAERI-M 88-078, 21 Pages, 1988/04

JAERI-M-88-078.pdf:0.67MB

JRR-4燃料の低濃縮化が原研の研究炉・試験炉燃料濃縮度低低減化(RERTR)計画に基づいて進められている。

論文

Neutronic and thermo-hydralic design of JRR-4 LEU core

有金 賢次; 渡辺 終吉; 鶴田 晴通

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 17 Pages, 1988/00

JRR-4燃料の低濃縮化が原研のRERTR計画に基づいて進められている。低濃縮ウラン実証試験炉心の核熱水力設計計算が行われ、現炉心と比較された。

論文

Status of operation and utilization of JRR-4

鶴田 晴通; 新保 利定; 松浦 博士; 飯田 謙一; 池田 良和; 舩山 佳郎

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 21 Pages, 1988/00

JRR-4の運転と利用の現状について述べた。まず、JRR-4の設置目的と出力上昇の歴史について、その間の主なでき事を混えながら述べた。次に、JRR-4原子炉施設の構造、設備と炉特性を述べた後、JRR-4の運転の特徴と標準的な運転スケジュールについて述べた。更に、実験及び照射設備の概要とそれらの利用状況について述べ、最後に、JRR-4の将来計画として、LEU燃料炉心移行計画と利用性能向上のための改造計画について言及した。

論文

Analyses on LEU conversion of research and test reactors at JAERI

安藤 弘栄; 斎藤 実; 鶴田 晴通; 二村 嘉明; 桜井 裕

Transactions of the American Nuclear Society, 56, p.577 - 578, 1988/00

原研の試験研究炉において燃料の濃縮度低減化が進められている。シリサイド燃料を用いた低濃縮化は今後、JMTRで行う予定である。JRR-3は当初アルミナイドの低濃縮燃料を用いるが、その後シリサイド燃料に移行することが必要になると考えられる。移行に際しては照射特性上及び安全上、炉心の核・熱水力特性がアルミナイド炉心と同等であることが望ましい。このため、JRR-3炉心について核計算及び熱計算を行いアルミナイド炉心とシリサイド炉心の比較を行った。その結果、大きな差がないことが確認された。JMTRについては、今後詳細な安全解析を行うが、その第1ステップとして定常時の熱特性計算を行い、現在のアルミナイド炉心との比較をおこなった。

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:32.04(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

JRR-3改造炉におけるシリサイド燃料の核特性

鶴田 晴通; 根本 博行*

JAERI-M 85-148, 65 Pages, 1985/09

JAERI-M-85-148.pdf:1.56MB

研究炉用燃料の濃縮度低減化のため、高密度燃料の開発が国際協力のもとに進められている。現在有望視されている燃料の1つにシリサイド燃料があり、4.8g/cm$$^{3}$$までのものが1985年末までに実用化されようとしている。JRR-3改造炉においては、アルミナイド燃料で設計が進められているが、将来はシリサイド燃料を使用する可能性も十分ある。このため、アルミナイド燃料をシリサイド燃料に置換した場合の核特性を調べた。計算条件は、両者の幾何形状とウラン含有量を同じにしている。結果は、過剰反応度、中性子束分布及び出力分布に両燃料間の差が見られないことを示している。また、これらの炉物理量の燃焼にともなう変化もほとんど一致している。これらの事実は核特性の観点から、炉心の構造上の変更をすることなく、アルミナイド燃料をシリサイド燃料に置換できることを示している。

報告書

Non-destructive gamma-ray spectrometry and analysis on spent fuel assemblies of the JPDR-I

須崎 武則; 鶴田 晴通; 松浦 祥次郎

JAERI 1296, 55 Pages, 1985/07

JAERI-1296.pdf:2.5MB

JPDR全炉心の使用済燃料集合体について、再処理工場への輸送に先立ち、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリを行った。」その結果を、出力分布、中性子スペクトルの空間変化、運転覆歴を考慮して解析した。この炉の1体の標準的な集合体に関して見出された較正曲線を利用して、非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの$$gamma$$線強度分布および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csの$$gamma$$線強度比分布から、それぞれ、集合体平均の燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。これらの結果と燃焼計算結果は互に良く一致した。非破壊測定から推定した炉心内の全Pu蓄積量は再処理結果ときわめて良い一致を示した。

報告書

JRR-3改造炉の核計算; 燃料,制御棒および反射体等に関する補遺

岩崎 淳一*; 鶴田 晴通; 市川 博喜

JAERI-M 85-062, 121 Pages, 1985/05

JAERI-M-85-062.pdf:3.04MB

JRR-3は、20%濃縮U・Al$$_{x}$$-Al板状燃料を用いた、熱出力20MWの軽水減速冷却プール型炉に改造される。この炉心の核設計の内容は、既にJAERI-Mレポート等にまとめられ、報告されている。しかし、これらの報告書に記載し得なかった有用な計算結果もなお多く残っている。本報告書には、それらのうちで将来の運転管理等に役立つと考えられる下記の項目について記述した。(1)燃料(燃料要素の反応度価値、他)(2)制御棒(制御棒の反応度価値、他)(3)反射体(反射体中の照射物による中性子束分布の歪、他)(4)反応度(ペリオド-反応度換算プログラム、他)(5)中性子束(中性子スペクトル、他)

報告書

JRR-3改造炉用燃料貯蔵設備の臨界安全性

鶴田 晴通; 岩崎 淳一*; 市川 博喜

JAERI-M 85-002, 62 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-002.pdf:1.59MB

JRR-3改造炉の20%濃縮U・Al$$_{x}$$-Al燃料要素を貯蔵する場合の、臨界安全性を評価した。すなわち、貯蔵する配列について、燃料要素数、燃料要素間隔及び減速材としての軽水の密度をパラメータとして、臨界計算を行った。また、中性子吸収材が増倍係数に及ぼす効果も調べた。結果は、JRR-3改造炉の燃料貯蔵設備が、考えられるいかなる状況下に置かれても、十分に未臨界であることを示している。これらの計算結果は、種々な条件下における増倍係数を内挿によって推定できるようにまとめられている。

報告書

JRR-3改造炉の核計算(少数群定数)

岩崎 淳一; 市川 博喜; 鶴田 晴通

JAERI-M 84-159, 147 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-159.pdf:3.44MB

JRR-3改造計画の一環として、20%濃縮U・Alx燃料を用いた炉心の核設計を行った。本報告書は、その結果に使用した、炉心および反射体内各領域での臨界計算用少数群断面積、炉心軸方向バックリングおよび制御棒境界条件について説明している。

報告書

JRR-3改造炉の出力自動制御系設計のための反応度応答解析

原見 太幹; 松崎 徳則*; 植村 睦*; 鶴田 晴通; 大西 信秋

JAERI-M 84-118, 61 Pages, 1984/07

JAERI-M-84-118.pdf:1.29MB

本報告書は、JRR-3の炉心核計算および原子炉動特性解析に基づき、原子炉出力の自動制御系の設計に資することを目的として行った反応度応答解析について述べたものである。原子炉の動特性を特徴付ける即発中性子寿命(l)と実行遅発中性子割合(Beff)は、燃焼度、炉心温度ならびに制御棒位置を考慮した種々の炉心状態を仮定し、解析コード「SRACコードシステム」を用い、中性子拡散計算と摂動計算によって求めた。ステップ状およびランプ状外乱反応度に対する自動制御系の応答特性はアナログ計算機で解析し、その結果に基づき、自動制御運転時の微調整駆動速度を定めた。これにより実験物の炉心挿入および取り出し時に添加される最大の反応度外乱に対して、自動制御系は速やかに応答し、所定の原子炉出力制御ができることを確認した。

報告書

JRR-3改造炉の核設計

鶴田 晴通; 市川 博喜; 岩崎 淳一*

JAERI-M 84-099, 129 Pages, 1984/05

JAERI-M-84-099.pdf:3.18MB

JRR-3の性能を向上させるため、その炉心および冷却系の更新を含めた改造計画が進められている。改造炉は、熱出力20MWの軽水減速冷却プール型である。この改造作業の一環として、20%濃縮U・Alx燃料を用いた炉心の核設計を行った。その結果、反応度、中性子束および燃焼などの炉心特性は、ビーム実験、材料照射および同位元素生産などに改造炉が十分活用できることを示している。

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。

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