Progress of the Japan Power Demonstration Reactor (JPDR) dismantling activities; Dismantling of the biological shield

小澤 一茂; 中村 竹夫; 久保 隆司; 清木 義弘

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1707 - 1710, 1995/00

JPDRの生体遮蔽体は放射線遮蔽や耐震性のために非常に強固な鉄筋コンクリート構造物となっている。さらに炉心中心部には内側に突出した壁があり高度に放射化している。JPDR解体実地試験ではこれまでに三つの工法(機械的切断工法、水ジェット切断工法、制御爆破工法)の技術開発を行い、放射能レベルに応じて各技術の実証を行った。放射能レベルの高い生体遮蔽体突出部の解体にはダイヤモンドブレードと、コアボーリングを組合せた機械的切断工法とスチールグリットを含んだ高圧水を対象物に吹き付けて切断を行う水ジェット切断工法を使用して解体撤去を行った。また放射能レベルの低い生体遮蔽体表層部と放射能レベルの極めて低い生体遮蔽体外側部の解体には、限定した領域のみを解体撤去できる制御爆破工法を使用して解体撤去を行った。本報告では、各工法の特徴、データの分析結果等について報告する。

JPDR-II 出力上昇試験の解析; Phase O試験:零出力炉物理試験

内藤 俶孝; 中村 竹夫

JAERI 1272, 32 Pages, 1981/06

JAERI-1272.pdf:1.57MB

この報告書はJPDR-II出力上昇試験のうちPhaseの試験とよばれる零出力炉物理試験を数値解析した結果について記したものである。この報告書の中で解析された試験項目は下記の6つである。即ち、(1)、最小臨界量、(2)、市松模様制御棒パターン、(3)、制御棒ワース、カーブ、(4)、原子炉停止余裕、(5)、減速材温度保数および、(6)、臨界制御棒パターンである。これ等の全ての試験結果は軽水減速原子炉の評価解析のために日本原子力研究所で開発されてきた計算コード、システムBWR-ACEにより解析された。これ等の解析結果は、使用された群定数および計算法が低出力状態における原子炉炉心の解析に十分使用できるものであることを示している。