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論文

Conversion of JRR-4 fuel to LEU

渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右

JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08

研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cm$$^{3}$$に決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。

論文

JRR-4の改造; 原子炉建家の改修等

中村 清; 井坂 正規; 亀山 巌; 中島 照夫; 圷 陽一; 堀口 隆; 成瀬 日出夫

UTNL-R-0378, p.6.1 - 6.9, 1999/00

JRR-4は、昭和40年建設以来30年にわたり安全に運転され、遮へい実験、炉物理実験、RI生産、放射化分析、Si半導体生産、教育訓練等に幅広く利用されてきた。しかし、核不拡散政策に伴う燃料の濃縮度低減化、長期運転による施設の経年変化及び利用者の新たなニーズに対応するために原子炉施設の改造を行った。改造範囲は、低濃縮度燃料への変更、原子炉建家改修、非常用排気設備の新設、非常用電源の多重化、計測制御設備の更新、医療用照射設備の利用設備の新設など多岐にわたって行った。これらのうち、おもに原子炉建家改修とそれと関連した事柄について発表する。

論文

Status of JRR-4 modification works

中島 照夫; 番場 正男; 舩山 佳郎; 桜井 文雄; 堀口 洋二; 海江田 圭右

Proc. of 6th Meeting of the Int. Group on Research Reactors, p.51 - 56, 1998/00

JRR-4は、軽水減速冷却、濃縮ウランETR型スイミングプール型で熱出力3.5MWである。1965年1月28日臨界以来、1996年1月12日まで幅広い研究者により多くの実験が継続して行われた。JRR-4改造工事は、炉心改造、利用施設設備、原子炉設備の更新のため1996年10月開始した。RERTR計画に従って、新燃料は、形状寸法を変えることなく20%濃縮シリサイド燃料を製作している。利用施設は、BNCTの医療照射施設、短寿命用放射化分析装置、大口径照射装置を設置する。また、計測制御設備更新、原子炉建家改修など多くの工事も行われている。計画は、順調に進められており、1998年7月の再臨界を予定している。

論文

A New medical irradiation facility at JRR-4

山田 毅*; 中島 照夫; 桜井 文雄; 大橋 信芳; 横尾 健司; 出雲 寛互

Advances in Neutron Capture Therapy, 1, p.326 - 330, 1997/00

JRR-2では熱中性子柱を改造し、1990年8月にホウ素中性子捕捉療法(BNCT)用の医療照射設備が設置された。ビーム口における熱中性子束は1$$times$$10$$^{9n}$$/cm$$^{2}$$/sである。以来31例の医療照射が行われてきた。JRR-4におけるHEU燃料による運転は1996年のはじめに終了した。新しい医療照射設備が設置され、LEU燃料を用いた利用運転が1998年9月に再開される予定である。近年欧米における熱外中性子を用いたBNCTの分野において目覚ましい発展がみられた。JRR-4の医療照射設備は熱中性子ビームと熱外中性子ビームを選択して取出せるよう計画している。この設備の設計及びビーム性能解析の結果を示す。

報告書

JRR-4及びNSRRを用いた原子炉物理の基礎実験

小原 徹*; 堀木 欧一郎*; 中島 照夫; 渡辺 終吉; 石島 清見; 片西 昌司

JAERI-Review 95-010, 39 Pages, 1995/06

JAERI-Review-95-010.pdf:1.14MB

本書は1994年8月に日本原子力研究所のJRR-4及びNSRRを用いて行われた東京工業大学大学院の学生実験のために書かれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理の基本実験としてJRR-4では(1)制御棒校正実験(2)キセノンの反応度効果の測定を行い、NSRRでは即発臨界状態での即発的なフィードバック効果による原子炉の動特性の測定を行った。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

論文

Comparison of JRR-4 core neutronic performance between silicide fuel and TRIGA fuel

中野 佳洋; 市川 博喜; 中島 照夫

Proc. of the 16th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 0, p.313 - 320, 1994/03

JRR-4の燃料濃縮度低減化計画に基き、炉心に低濃縮シリサイド燃料と、低濃縮トリガ燃料を装荷した場合について、両者の核特性解析、炉心性能比較を行った。シリサイド燃料では、ウラン密度を3.0,4.0,4.8g/cm$$^{3}$$と変化させて計算を行った。また、トリガ燃料では、ウラン量を、20,30,45%と変化させた。その結果、ウラン量が増加すると、炉心照射孔内の熱中性子束が低下すること、シリサイド燃料の方が高い熱中性子束を得られること、トリガ燃料の方が高い燃焼度が得られること等が分かった。また、JRR-4の低濃縮燃料として、シリサイド燃料の場合には3.8g/cm$$^{3}$$程度のウラン密度が、トリガ燃料の場合には40%程度のウラン量が適当であろうとの見通しを得た。

報告書

JMTRにおける燃料中心温度測定実験,VI; 第2次燃料試料の設計製作

伊藤 昇; 中島 照夫; 松原 邦彦; 大岡 紀一; 伊藤 尚徳

JAERI-M 82-187, 51 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-187.pdf:1.63MB

現在JMTRの水ループを使用して、一連の燃料中心温度測定実験が行われている。計画された試料のうち、第1次試料は、燃料-被覆管のギャップ寸法をパラメータにした4本バンドルの燃料集合体で、すでに照射実験と照射後試験が完了している。第2次試料は、標準被覆管の他に、ペレット-被覆管相互作用(PCI)による損傷の防止対策として有力な、Cuバリア被覆管、Zrライナー被覆管を用いた3本バンドルの燃料集合体である。照射実験は、このバリア型被覆管をもつ燃料の熱熟的挙動を調べることを目的としている。本報告は、第2次試料の設計、試験検査結果など、設計製作に関してまとめたものである。

報告書

JMTRにおける燃料中心温度測定実験,1; 第1次燃料試料(77LF-33J)の設計と製作

中島 照夫; 松原 邦彦; 大岡 紀一; 伊丹 宏治

JAERI-M 9600, 68 Pages, 1981/08

JAERI-M-9600.pdf:2.66MB

軽水炉燃料安全研究に関して燃料中心温度測定実験がJMTRの水ループ(OWL-1)を利用して行われることになった。この実験では、照射中の軽水炉燃料について線出力密度、燃料中心温度、FPプレナム圧力及び被覆管伸びなどを測定し、燃料挙動のコード検証に役立つデータを総合的に取得する。実験は、3回のシリーズを計画している。第1次燃料試料は、燃料-被覆管のギャップをパラメータにした4本の燃料棒を照射し、ギャップコンダクタンスに関するデータを得るもので、昭和54年7月製作を完了した。引続いて、照射実験が、JMTR運転サイクル48,49に行われた。本報告では、計装機器の開発を含め、第1次燃料試料の設計と製作について述べる。

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