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JRR-3中性子ビーム利用推進委員会 試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォース
JAEA-Review 2014-054, 43 Pages, 2015/03
JAEA-Review-2014-054.pdf:6.57MB
JRR-3は改造後25年が過ぎたこともあり、次期研究用原子炉の在り方を検討する時期に来ている。研究炉加速器管理部では、JRR-3中性子ビーム利用推進委員会の下に試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォースを組織し、日本中性子科学会の報告書に基づく将来の中性子ビーム利用のニーズ動向を調査した。本報告書は、同タスクフォースで調査した結果をもとに次期研究用原子炉の在り方をとりまとめたものである。
JRR-4反射体要素割れの原因調査アドホック検討会
JAEA-Technology 2008-070, 121 Pages, 2008/09
JAEA-Technology-2008-070(errata).pdf:0.06MBJAEA-Technology-2008-070-1.pdf:40.24MBJAEA-Technology-2008-070-2.pdf:56.57MB
2007年12月28日に、JRR-4の反射体要素1体の溶接部に割れが確認された。これに対し、研究炉加速器管理部は、機構内の専門家の協力を得てアドホック検討会を組織して原因を調査し、今後の対応に資することとした。割れが生じた反射体要素の外観検査,寸法検査,破面検査等を行い、反射体要素溶接部の割れの主たる要因は、反射体要素に内蔵された黒鉛反射材の膨張であること,膨張の原因として照射成長の可能性が高いことを明らかにした。割れを生じたもの以外の反射体要素については放射線透過試験等を行い、内蔵された黒鉛反射材の成長のために複数の反射体要素が使用に適さないと判断した。これらの調査に基づき、必要な反射体要素を製作することとし、反射体要素の製作にあたっては、黒鉛反射材の照射成長と照射量の関係をもとめ、設計に反映することとした。
JRR-4管理課; 研究炉利用課
JAERI-Tech 2005-042, 58 Pages, 2005/07
研究用原子炉(JRR-4)において、平成17年6月10日に、定格出力(3,500kW)で運転中、制御棒挿入障害事象が発生し、原子炉を手動停止した。原因調査の結果、制御棒挿入障害は制御棒の振れを止める部分のねじが緩み、このねじが制御棒と干渉して挿入をできなくしたものであることが判明した。原因となったねじを新品と交換し正常な状態に復旧するとともに、制御棒挿入障害事象の重みを考え、再発防止対策として、同様の事象を引き起こす可能性のある炉心上部の全てのねじ類の増し締め点検を行った。今後は、これらのねじ類について増し締め点検を定期的に実施していくこととした。本書は、再発防止対策として実施したねじ類の増し締め点検についてとりまとめたものである。
JRR-3管理課; 研究炉利用課
JAERI-Tech 2000-027, p.194 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-027.pdf:8.47MB
アルミナイド燃料炉心を配したJRR-3Mは、平成2年3月22日の初臨界から平成11年9月5日まで運転され、それまでの積算熱出力量は、688,719.9MWHに達した。JRR-3Mは、今回、年間の使用済燃料の発生を抑制するためシリサイド燃料炉心に変更した。JRR-3Mにおいては、原子炉の安全確保を主眼とする炉物理試験を中心としたJRR-3Mシリサイド燃料炉心特性試験を平成11年9月から平成11年11月の期間に行った。本報告は、これらの特性試験により、シリサイド燃料炉心となったJRR-3Mが、以前のアルミナイド燃料炉心と同程度の性能を有していることが確認され、今後燃料の効率的利用と原子炉の安定運転達成の見通しが得られた結果について報告する。なお、JRR-3Mシリサイド燃料炉心特性試験の一環として行われたシリサイド燃料炉心の初臨界は、平成11年9月17日14時38分に達成した。
JRR-2管理課
JAERI-Tech 94-014, 279 Pages, 1994/08
JRR-2は昭和35年10月1日、初臨界に達して以来、30年以上にわたり、原子力用燃料・材料の照射試験、RIの生産、中性子ビームを利用した中性子回折実験、医療照射(BNCT)等原子力における研究・開発の広範な分野に利用されてきた。この間、熱遮蔽軽水系への重水漏洩をはじめとする種々のトラブルが発生したが、その都度、その当時の最新技術を駆使し、関係者の努力により一つ一つ解決し、このような長期にわたる利用運転を可能にしてきた。しかし、平成6年4月、経年劣化等を考慮し、短期間利用運転へと運転形態を変更した。この節目の時期にあたり、JRR-2における30年以上にわたる運転管理、保守整備、改造及び利用についての成果をまとめた。
JRR-3管理課
JAERI 6004, 71 Pages, 1968/07
茨城県那珂郡東海村の日本原子力研究所に設置された国産一号炉(JRR-3)の概要と安全性についてまとめた。JRR-3は天然ウラン円棒燃料体を用いた重水減速・冷却の、熱出力10,000kW、熱中性子束~10
n/cm
・secの研究用原子炉である。JRR-3は多重の後備安全装置によって、重大な故障誤操作の場合にも危険がないように設計されている。炉本体、建屋については充分の耐震性が考慮されており、また建屋の二次的安全装置によって、万一事故を起したとしても外部に被害をおよぼすことがないようになっている。この資料は設計段階から現在まで、運転実験を積み重ねてきた種々の資料を参考にしてまとめたもので、当初の設計資料から若干修正してある。
JRR-4管理課
JAERI 1139, 26 Pages, 1967/12
遮蔽研究を主な目的としたJPR-4(熱出力1,000kW,濃縮ウラン,スイミングプール型原子炉)の臨界試験および特性試験を実施した際の、計画・準備・経過を報告した。臨界試験の結果にもとづき、標準炉心の決定と制御板の較正をしたのち、炉心部中性子束分布,質量係数,ボイド係数,温度係数などの特性試験をおこなった。さらに、制御板振動に対する対策検討,サーマルコラムの熱中性子を増加させるための改造を経て、1,000kWおよび2,500kWの出力上昇試験ならびにこれらによる連続運転試験をおこなった。これらの過程で明らかにされた問題点をのべた。
JRR-4管理課
JAERI 1141, 35 Pages, 1967/10
JRR-4は、設計熱出力1,000kWの濃縮ウラン燃料軽水冷却・減速型スイミングプールタイプの原子炉である。同炉は主として遮蔽に関する研究を目的に、日本原子力研究所東海研究所に5基目の原子炉として設置され、現在主として原子力第一船に関する遮蔽モックアップテストに利用されている。このレポートは、JRR-4の建設(設置の方針の決定から現地据付,作動試験の完了まで)の経過につきまとめたものである。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 坂田 肇; 沢井 定; 金子 稔; 遠藤 雄三; 北原 種道; 小山田 六郎; 岩下 昶; 笠原 佑倖
JAERI 1018, 12 Pages, 1962/07
JRR-2建屋のうち気密を要する部分、すなわち鉄板で覆われた炉室並びに炉室と外界との連絡にあたる一般用エアロック室について行った気密・漏洩試験の結果を述べたものである。漏洩試験は圧力降下法及びフローテスト法によった。
JRR-2管理室
JAERI 6009, 52 Pages, 1962/03
この資料は、茨城県東海村の日本原子力研究所に設置された2番目の研究用原子炉(JRR-2)の建設についてまとめたものである。JRR-2は濃縮ウランMTR型燃料要素を用いた重水減速冷却の研究炉で、熱出力は10MW、中性子束密度10
n/cmsecを目標とし、昭和31年11月15日に米国AMF社と発注契約が取りかわされた。AMF社はこの契約にもとづいて基本設計をおこなうとともに、原子炉部品については三菱原子力工業(株)を下請として製作設計および製作をおこなわせ、これの指導監督にあたった。作業の内容は、土木建築工事から機械装置や制御関係の弱電部分にいたるまでいろいろと異なった数多くの仕事組み合わせであり、とくに原子炉部分の製作およびすえつけ組み立ては、実施者にとってまったく新しい分野の仕事であった。そのための大小各種の手直し、工程の繰り返し等があり、全体としては予定よりほぼ2ヵ年以上の歳月を要した。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1
10
n/cmsecである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
JRR-1管理室
JAERI 1003-B, 20 Pages, 1962/03
この報告はJRR-1の臨界実験に先立って行われた同炉の一次系に関する諸試験について述べたものである。一次系とは、燃料溶液、および分裂生成物を、外界からへだてている、いわゆる一次の機密構造の内部にある諸機器の総称であって、炉心、ガス再結合器、燃料ドレイン・タンク、12コの弁、およびそれらをつなぐ配管系とからなっている。この系の組み立て、熔接などの工事の検査は、昭和32年5月11日から始まり、以後、臨界前試験と呼ばれる一連の試験によって、機器の特性が調べられ、8月27日、始めて臨界に達した。この報告には、その間の諸試験の手順と結果の詳細が記されている。
JRR-2建設室
JAERI 6003, 97 Pages, 1961/08
この資料は茨城県東海村の日本原子力研究所に設置された第2号研究用原子炉(JRR-2)の概要と安全性についてまとめたものである。JRR-2は濃縮ウランMTR型燃料要素を用いた重水減速冷却の研究炉で、熱出力10,000kW、中性子束密度10n/cm、secを目標とする本格的研究炉である。JRR-2は米国ANL研究所のCP-5と非常によく似た研究炉で、熱出力が10,000kWに設計されていること、熱遮蔽に軽水と不銹鋼の層を用いていることがおもな相違点である。JRR-2は幾重にも安全装置が付加されている上に、最悪の事態においても燃料要素の溶融を防ぐための非常冷却用後備安全装置が付加されており、原子炉自体は機密建物内に設置されている。このため原子炉が暴走し、核分裂により生じた放射性物質が炉外に放出されるような仮想上の最悪の事故が起っても、原子力研究所周辺の一般住居者になんらの危険をもたらすものではない。この資料はAMF社の設計をもとにして作成されたものであり、建設の途上において若干の設計変更の個所があると考えられる。
JRR-1管理室
JAERI 1003-F, 37 Pages, 1958/07
JRR-1の制御台は、昨年5月組立を開始してから8月下旬臨界実験を行うまで各機器の試験ならびに調整を行い、そののち11月下旬出力運転を行うまでにさらに調整が行われ、現在なお少数の問題を残しているけれども一応満足すべき動作をしている。ここにJRR-1制御系についての主要な機器、動作特性などをあげ現在までの運転状況についても一部報告する。なお制御系の各機器の動作ないし特性は、もちろん原子炉の諸特性に応じて設計されているので初めにこの原子炉の諸特性について述べるべきであるが、これについては別に詳細な報告がなされるので、ここでは制御系だけについて述べることとする。
JRR-1管理室
JAERI 1003-E, 39 Pages, 1958/07
この報告は1957年8月27日にJRR-1が臨界に達してから、同年12月末に至る間に行われた同炉の特性実験に関するものである。JRR-1はこれまでに建設された同型式の炉中では最高の性能を持つように建設されていたが、特性実験の結果、仕様性能はみたされていることがわかった。特性実験の内容は、制御棒較正、反応度の質量ならびに温度係数の測定、中性子束およびガンマ線強度分布の測定、出力較正と高出力試験などである。JRR-1は1957年12月末までに約580kWH運転され、炉自身の動作状況は大体において満足すべき結果を示している。
JRR-1管理室
JAERI 1003-D, 23 Pages, 1958/07
この報告書は我国最初の原子炉JRR-1の臨界実験について記したものである。JRR-1は通称ウォーター、ボイラー型と呼ばれる均質溶液型熱中性炉で、最大出力は50kWである。核燃料としては約20%濃縮ウランが硫酸ウラニル水溶液の形で6回に分けて注入され、炉は1957年8月27日に臨界に達した。臨界質量はウラン235にして約1170グラムであった。炉はその後種々の特性試験を受けた後、各種の実験に利用されているが、良好な動作を示している。