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仁科 浩二郎*; 小林 岩夫*; 三好 慶典; 須崎 武則; 奥野 浩; 野村 靖; 三竹 晋*; 板垣 正文; 外池 幸太郎; 角谷 浩享*; et al.
日本原子力学会誌, 38(4), p.262 - 271, 1996/00
第5回臨界安全性国際会議ICNC'95が1995年9月に米国アルバカーキにて開催された。参加者は17ヶ国から計約300名、発表は約150件あった。今回の会議では、これまではよく知られていなかった旧ソ連の臨界実験施設、臨界安全研究のほか、臨界事故について初めて報告された。そのほか、燃焼度クレジット、動特性解析などで地道な研究の進歩が見られた。本稿では、このようなICNC'95での発表を通じて臨界安全性研究の現状を解説する。
仁科 浩二郎*; 山根 義宏*; 小林 岩夫; 館盛 勝一; 高野 誠; 三好 慶典; 奥野 浩; 中島 健; 三竹 晋*; 角谷 浩享*; et al.
日本原子力学会誌, 34(4), p.311 - 319, 1992/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.49(Nuclear Science & Technology)4年毎に開催される臨界安全性に関する国際会議が1991年9月に英国のオックスフォードにおいて行われた。本会議は臨界安全性の専門家が集まり、今回の発表総数は134件、参加者数は170名であり、広範囲の報告がなされた。主要なセッションとしては、1.各国の研究計画と臨界安全性実験、2.計算手法と核データの開発整備、3.臨界安全ハンドブックとデータベース、4.コードとデータライブラリーの検証、5.核燃料施設の臨界安全評価、6.測定技術と臨界パラメータ、及び7.臨界事故解析および警報システムが揚げられる。本報告は、最近の安全性の動向を、会議の主要な発表を紹介しつつリビューしたものである。
中川 繁昭; 三竹 晋*; 大橋 一孝*; 平野 光将
JAERI-M 89-013, 44 Pages, 1989/02
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心特性動特性解析コードBLOOST-J2の概要についてまとめたものである。本コードでは、核動特性計算は1点近似動特性方程式を解いており、伝熱計算は2次元非定常熱伝導方程式を解いている。
見上 寿*; 鈴木 勝男; 三竹 晋*; 平野 光将
JAERI-M 88-256, 47 Pages, 1988/12
本コードは、高温ガス炉の事故発生後の炉心温度挙動を入力とし、被覆燃料粒子の破損割合、核分裂生成物(FP)の被覆燃料粒子、燃料コンパクト及び黒鉛スリーブからの放出率、FPの崩壊過程を考慮して炉心からのFP放出量の解析を行うものである。計算上取扱える核種は50崩壊連鎖、149核種であり、安全解析上重要と考えられる全ての核種を含んでいる。また、崩壊定数、崩壊分岐率等のFPの定数、被覆燃料粒子からのFP放出率、黒鉛中の拡散係数などが、全て計算コード内に内蔵されている。本コードは、高温工学試験研究炉(HTTR)の減圧事故後の炉心の温度変化によって炉心から追加放出されるFPの放出量解析に用いている。
三竹 晋; 岡本 太志
Nuclear Technology, 81, p.7 - 12, 1988/00
被引用回数：3 パーセンタイル：39.8(Nuclear Science & Technology)揮発性金属核分裂生成物の、出力運転中の高温ガス炉(VHTR)の被覆燃料粒子(cfp)および炉心からの放出について、数値解析手法により検討した。Fickの拡散法則と蒸発による物質移行関係式に基づく計算コードFORNAXを開発した。このコードは、とくに出力密度、燃料温度、cfpの破損と劣化の割合等の分布、時間変化を考慮している。この解析モデルの適用性が示され、また、揮発性金属核分裂生成物(
Cs)の放出に関して、(1)TRISO粒子からの放出において、高温では、健全な被覆を拡散して放出するものの寄与が大きいこと、(2)健全なTRISO粒子からの放出は、SC層中のみならず、UO
核中の拡散によっても支配されていることなどが結論された。
大橋 一孝*; 三竹 晋; 鈴木 勝男; 田沢 勇次郎*
FAPIG, (116), p.11 - 17, 1987/07
原子力プラントの設計のなかでも、プラント安全解析、制御特性解析、熱過度解析等の設計分野において、プラント動特性解析の果たす役割は大きい。著者らは、1983年に高温工学試験研究炉用のプラント動特性解析コードVESPERを開発し、本炉の設計に活用するとともに、合理化設計等に応じるためのコード改良・整備を進めてきた。本稿では、このVESPERコードの内容を紹介するとともに、プラント安全解析と制御特性解析の解析例を示す。
岡田 高志; 三竹 晋; 高野 誠; 大橋 一孝*
JAERI-M 84-170, 127 Pages, 1984/09
多目的高温ガス実験炉プラントの動特性を解析する計算コードICARUS・2に対して、使用されている解析モデル、数値解法および物性値等について示すと共に、各種コンポーネント単位での応答特性および各種事象に対するプラント全体での応答特性も示した。本ICARUS・2コードでは、原子炉、1次および2次ヘリウムループさらに3次ループである水・蒸気系までをモデル化しており、原子炉に対し左右対称に存在するAループおよびBループの2冷却ループをモデル化可能である。また、動特性の解析結果へ比較的大きな影響を与える制御システムについても任意のシステムをモデル化して解析することができる。
三竹 晋; 鈴木 勝男; 田村 和雄*; 江崎 正弘*; 宮本 喜晟
JAERI-M 83-015, 83 Pages, 1983/03
多目的高温ガス実験炉の非常用原子炉冷却設備として提案されているパネル冷却系について、その性能、設備設計等をとりまとめた。とくに、炉心内に生ずる自然循環流の影響、パネル冷却系の起動時の特性について検討し、また、本冷却系による事故の収束・処理の考え方を明らかにした。これらの検討により、パネル冷却系を本実験炉の非常用原子炉冷却系として使用できることが示された。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦
JAERI-M 82-103, 137 Pages, 1982/09
多目的高温ガス実験炉のバックアップ炉心として、内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心について、燃料および可燃性毒物の装荷法ならびに制御棒引き抜き計画などを検討するとともに、炉心の核特性、熱流動特性や安全特性などの総合的な特性を解析した。その結果、本炉心は炉心設計基準を満足するとともに、セミピン型燃料体が十分Mark-III型燃料体の代替燃料体となりうることが明らかにされた。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.
JAERI-M 82-102, 368 Pages, 1982/09
多目的高温ガス実験炉の標準炉心(Mark-III炉心)は外面冷型中空燃料棒を用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、実験炉々心の性能改善の方向を探るため新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の検討を実施した。1つは内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心であり、他はマルチホール型燃料体から構成される炉心である。両炉心ともに高さが4m、燃料体カラム数は73であり、炉容器内の炉心およびその他の構造物の配置は標準炉心と同じである。検討の結果、これらバックアップ炉心は与えられた炉心設計基準を満足するとともに、標準炉心に比較していくつかの重要な設計項目については余裕が増し、Mark-III炉心と代替可能であることが明らかになった。本報告書はこのバックアップ炉心の核特性、熱流動特性、燃料特性や安全性などの総合的な炉心特性ならびに燃料体や炉心の構造検討について述べたものである。
土井 猛*; 三竹 晋
JAERI-M 9622, 34 Pages, 1981/08
多目的高温ガス実験炉の原子炉運転停止後崩壊熱の時間挙動を、その代表的な燃料組成を対象に、アメリカ原子力学会で発行きれたANS(American National Standard for Decay Heat Power in Light-Water Reactors)に基いて解析した。運転中の発生出力、燃焼度、燃料組成変化等の炉物理量は、高温ガス炉格子燃焼計算コードDELIGHT-5を用いて算出した。解析は、一定出力密度の条件下で数種類の燃料濃縮度と運転時間の組合せに対して行なった他、運転期間中に出力密度が変化した場合についても行ない、多目的高温ガス実験炉の崩壊熱に関する特性を明らかにした。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 鈴木 邦彦
JAERI-M 8400, 222 Pages, 1979/09
この報告は、多目的高温ガス実験炉を照射用炉心として使用する場合の炉心構成、炉心性能ならびに原子炉構造、運転法への要求について検討したものである。実験炉炉心の中央冷却材流量調節領域の7燃料カラムを試験領域とし、そのまわりをドライバー領域として照射用炉心を構成した。この試験領域に置かれた試験燃料体は、大型高温ガス炉に類似した条件で照射できるようになっている。多目的利用システム実証試験と併用した照射用炉心では、試験燃料の燃焼度は約1200日で照射目標の80GWd/tに達するが、出力密度は目標値の約半分である。しかし、原子炉出口冷却材温度を下げた運転、または、ドライバー領域にセミピン型燃料体を使用することによって照射性能が高められ、実験炉を照射ベッドとして有効に利用できることが明らかになった。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦; 佐藤 治
JAERI-M 8399, 253 Pages, 1979/08
第1次概念設計において設計されたMark-III炉心は、現在まで実験炉の基本炉心として位置づけられてきた。しかし、このMark-III炉心設定以後も主として安全上の余裕増加や運転上の余裕増加を目標に、燃料装荷方式や制御棒引抜き手順の改善の検討が行われた。その結果、Mark-III炉心は炉心核熱設計における前提条件に大巾な変更の必要が生じないならば、実験炉の炉心として所定の性能を達しうるものであることが明らかになった。同時に、これらの検討を通して、(1)妥当な炉心設計上の指針・基準の確立、(2)燃料装荷法に対する燃料管理、誤装荷に関する対策および運転管理などの面からの要求の明確化、(3)設計手法の精度確認と改善の方策、などの必要性も明らかにした。
江崎 正弘; 小沢 保*; 三竹 晋
JAERI-M 8292, 80 Pages, 1979/06
多目的高温ガス実験炉を含む高温ガス冷却炉の炉心を解析対象とした炉心動特性解析プログラムSCOTCHの報告ならびにユーザ・マニュアルである。本プログラムは多チャンネル模擬の流動ならびに温度特性と中性子エネルギ2群の径方向1次元原子炉動特性を結合したSCOTCH-RXサブ・プログラムおよび軸方向1次元の原子炉動特性を結合したSCOTCH-AXサブ・プログラムでなりたつ。このプログラム・ステップ数(カード枚数)は約8,000(枚)であり、必要とする計算記憶容量は約102kilo-wordsである。
青地 哲男; 安野 武彦; 安川 茂; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 武藤 康
日本原子力学会誌, 19(12), p.806 - 813, 1977/12
被引用回数：0原研においては、多目的高温ガス炉の研究開発の一環として実験炉の設計研究を進めてきた。この実験炉では、核熱利用実験、照射試験などが行われるため、設計条件にはかなり厳しいものがある。これらについては、本誌(日本原子力学会誌)Vol.13(8)(1971)に資料として、その時点の開発状況が述べられたが、本稿では、昨年の新型炉専門部会のcheck&reviewの終了した時点における実験炉の炉心設計とプラントの安全解析に重点をおいて、設計の概要とその課題を解説する。
江崎 正弘; 三竹 晋; 石黒 興和*; 伊藤 勝*; 小沢 保*; 高谷 純一*
JAERI-M 6893, 119 Pages, 1977/01
多目的高温ガス実験炉の安全保護系の特性を、平常運転時のプラント保護ならびに事故状態における原子炉保護の観点から、第1次概念設案に基づいて解析・評価した結果を述べたものである。本設計研究の内容は、既存の既存の基・指針に基づく安全保護計画の策定及び保護緒元の立案、原子炉特性の解析による平常運転時での運転保護方案の明確化、並びに事故状態における原子炉保護系の機能評価などを含み、それ等の結果より実験炉設計で考慮すべき事項を示している。この安全保護系の機能評価により、想定される事故事象に適した保護シーケンスが明らかとなるとともに、今後のプラントのシステム改良点、(1)補助冷却系の容量の変更、並びに(2)中間ループ(2次)系への容量10%程度のポニー・モータの設置などが判明した。
青地 哲男; 下川 純一; 安野 武彦; 安川 茂; 三竹 晋; 宮本 喜晟; 武藤 康; 新藤 隆一; 田所 啓弘; 幾島 毅; et al.
JAERI-M 6845, 530 Pages, 1977/01
多目的高温ガス実験炉の第1次概念設計の内容を取り纏めた。この設計は、基本概念設計の成果に基づいて、原子炉および冷却系を重点とした系統の設計と機器構造概念の設定を目標としている。即ち、系統設計では原子炉と冷却系の熱物質収支、プラントの運転態様及び炉心核熱特性の解析を行なって機器構造設計の条件を明かにし、機器設計では原子炉本体と冷却系機器の構造概念、制御・保護系、工学的安全施設およびプラント建家の構成などを設定した。さらに、これらの系統設計、機器設計と併行して、プラントの状態分類、機器の安全クラス分類などの安全設計を進める基準の設定を行なった。
三竹 晋; 江崎 正弘; 鈴木 勝男; 高谷 純一*; 島津 明*; 西郷 正雄*; 竹本 正典*; 山田 正夫*; 小林 武司*; 森本 俊雄*; et al.
JAERI-M 6400, 227 Pages, 1976/02
この報告書は、日本原子力研究所が計画している多目的高温ガス実験炉について、その安全上の特性を、平常時の動特性ならびに事故時の挙動の面から、基本概念設計案にもとづいて解析した結果をのべたものである。制御特性および事故時挙動の解析、工学的安全施設の機能の評価を本解析の中心課題としているが、これらの課題に関連する事故の発生頻度の分析、動特性の解析なども併せておこなうとともに、これらの解析等の準備として、起因事故の選定、今後の設計に要求される解析結果の調査、解析条件の設定に関するRegulatory Guide、ANSI基準などの指示の調査などもおこなっている。
石川 寛; 五十嵐 信一; 桂木 学; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 大竹 巌*; 門田 一雄*; 菱田 久志*; 佐野川 好母; 幾島 毅; et al.
日本原子力学会誌, 17(7), p.329 - 348, 1975/07
表題の件につき原子力コード委員会を中心に特集記事作成を依頼され、まとめたものである。各データおよび炉定数,中性子の拡散と輸送,遮蔽,燃焼および燃料サイクル,動特性および制御,熱流力,構造解析,工学的安全性,燃料挙動,環境安全性,運転監視,炉心管理,核融合について述べた後、将来の展望について述べている。
下川 純一; 安野 武彦; 安川 茂; 三竹 晋; 宮本 喜晟; 武藤 康; 新藤 隆一; 田所 啓弘; 幾島 毅; 荒井 長利; et al.
JAERI-M 6141, 394 Pages, 1975/06
本報告書は、昭和49年1月から同年8月まで実施した多目的高温ガス実験炉の基本概念設計を次の項目にわたり詳細に編成したものである。同設計は、原子力関係メーカーから設計書、付属書類形式で納入された報告書により統一的に理解できるものであるが、しかし原研側による評価は記載されていない。したがって、原研研究報告書の編集に当っては、つとめて構想樹立の経過、設計方針、評価の結論などについて、克明な説明を施すことにした。1.概要(はしがき、今後の展望)2.敷地、建家、プラント配置等3.原子炉本体(燃料、炉容器、反応度制御室、熱設計等)4.冷却系(第1次、2次冷却系、純化系等)5.燃料取扱系、廃棄物処理系6.計装制御系、工学的安全系7.安全解析、評価
