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有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実
JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04
20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。
村田 浩; 武谷 清昭*; 両角 実; 片山 正敏*
日本原子力学会誌, 23(2), p.34 - 42, 1981/00
人口密度が高く、大部分の海岸が何等かの形で利用されている我国にとって、原子力施設の新立地を求めてゆくことは今後ますます難かしくなるものと予想されている。 このため、新立地として多くの利点が考えられる、海上立地について技術的可能性に関する調査検討を行なった。その結果、沖合20km、水深150m程度の海域に100万kWe級のPWRを搭載する海上プラントを建造することは可能で、その面積は140m
140m、総排水量は29万8千トン程度になり、海上での動揺安定性も良好である、との見通しが得られるに至った。また、海上プラントで生産される2次エネルギーを海底ケーブル等で陸地に輸送する方式についても調査検討を行った結果、技術的に可能であるとの見通しが得られた。
村田 浩; 武谷 清昭*; 両角 実
JAERI-M 8559, 91 Pages, 1979/11
我が国のエネルギー源が大幅な石油依存から脱却するには当面原子力以外考えられないにもかかわらず、人工密度の高い我が国において原子力施設の立地は今後深刻な問題になるものと予想される。そこで新立地として我国をとり囲む海上に原子力エネルギーセンタを置く構想を検討し、その技術的可能性について調査、検討を行った。前提として、日本の沖合い20km、水深150mの海域に現存最大規模の加圧水型原子力発電所を置くことを想定した。この海上プラントは半潜水式の浮体を海底に係留する方式が適当で、面積は140m140m、総排水量は約30万トンとなり、現在の技術の延長で建造し得ることが分った。又、このような海上プラントで生産される2次エネルギーを陸上に輸送する方式についても見通しが得られた。
高田 稔; 深沢 邦武; 小早川 透; 石井 敏雄; 両角 実
JAERI-M 5416, 7 Pages, 1973/10
炉内中性子束の有効な利用のために行なった実験装置および原子炉施設の改造の具体的な実例について述べたものである。
高田 稔; 深沢 邦武; 小早川 透; 石井 敏雄; 両角 実
JAERI-M 5415, 33 Pages, 1973/10
日本原子力研究所、東海研究所の研究用原子炉(JRR-2、3、4)における運転の概要、通常の保守作業の実施方法、今までに発生した主なトラブルの概要と修理状況ならびにJRR-2における改造工事およびJRR-3のUO
燃料移行計画の概要について述べたものである。
足立 守; 松野 見爾; 内山 順三; 佐藤 博; 高柳 弘; 両角 実
JAERI-M 5225, 55 Pages, 1973/04
1968年から1969年かけて、JRR-4の破損燃料検出器指示値が漸増した。炉内でflux tiltingおよびsipping法により調査をおこない、炉心装荷燃料18本中の1本に異常のあることが認められた。その燃料の解体検査の結果、燃料板15枚のうちの1枚に破損が確認された。本報告はこの時おこなった解体検査の結果と破損の情況をまとめたものである。破損原因はミート中に存在していた初期ボイドによるものである。燃料要素の平均燃焼度を求めるため、
スキャンニングをおこなった。
Csの化学分析値を用いて平均燃焼度の絶対値を求め、3.92%を得た。この値と熱中性子束分布をもとに算出した計算値との差異について詳細に検討をおこなった。
両角 実; 夏目 晴夫; 佐藤 忠; 鈴木 敏夫; 苫米地 顕; 梅澤 弘一
Journal of Nuclear Science and Technology, 6(10), p.551 - 556, 1969/10
被引用回数：2抄録なし
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110
n/cm
sec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。
