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土田 昇; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 北野 匡四郎; 斎藤 実; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.259 - 266, 1995/00
JMTR炉心をMEU燃料からLEU燃料へ変更するための安全評価及び立地評価において線量評価を実施した。安全評価では、環境への放射性核分裂生成物の放出を伴う設計基準事故時の敷地周辺公衆に対する実効線量当量を評価した。立地評価では、重大事故及び仮想事故における公衆に対する最大線量を評価した。評価の結果、事故時の公衆に対する放射線被ばくのリスクは非常に小さいこと及びLEU炉心においても現在のMEU炉心と同様に立地条件が適切であることが確認された。
二村 嘉明*; 土谷 邦彦; 今泉 秀樹*; 河村 弘; 兜森 俊樹*; 脇坂 裕一*
富山大学水素同位体機能研究センター研究報告,14, p.109 - 120, 1994/00
JMTRにおいて、核融合炉ブランケットの増殖材の核・熱特性、トリチウム回収特性等の評価のためのin-situ照射試験及び照射後試験が計画されている。このため、スイープガス中のトリチウムを効率よく回収する金属ゲッタの開発が求められている。一方水素同位体であるトリチウムは、線を放出する放射性元素であり、被曝防止の観点から、トリチウムの漏洩・透過を防止することが重要である。本報告書は、常温付近における良好なトリチウム回収性能、高いトリチウム除染係数等を有する三元系の金属ゲッタを開発するために、金属ゲッタ材の調査を行うとともに、三元系のベースとして有望なZrNi合金に着目し、水素ガスを用いた吸蔵・放出特性等の基礎的特性実験を実施し、特性評価について述べている。
小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 数土 幸夫; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-18, CONF-9009108, 0, p.241 - 248, 1993/00
JMTRの低濃縮化に係る安全解析を行うにあたり、使用するDNB熱流束相関式について実験を含めた検討を実施した。実験では、JMTR燃料要素の冷却水チャンネルを模擬した矩形流路のテストセクションを製作し、JMTRの圧力及び流量範囲におけるDNB熱流束データを採取した。実験データと既存の相関式を比較した結果、低流量及び中間流量域(約10m/s以下)では、Sudoの式が最も良く実験データと合うことが分かった。なお、Sudoの相関式のうちの高流量域の式については、圧力効果が含まれていないため、加圧条件下にも適用出来るようにするために一部修正した。また、この相関式を用いた場合のDNBRの許容限界値としては、1.5とすることが適当であるとの結果が得られた。
小森 芳廣; 桜井 文雄; 石塚 悦男; 佐藤 猛; 斎藤 実; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.251 - 258, 1993/00
JMTRの低濃縮化に伴い、安全解析を実施した。安全解析では、設計基準事象についてシナリオを含めて再検討し、選定した事象を運転時の異常な過渡変化と事故とに分類した。また、安全性の判断基準についても見直しを行った。設計基準事象の熱水力解析を行った結果、一次冷却水流出事故に対応するために、事故発生後より早期に原子炉を停止し、また崩壊熱除去のための冷却水流量を増加する必要のあることが明らかとなった。このため、「主循環ポンプ商用電源異常」によるスクラム信号を安全保護系統に新たに追加し、また主循環ポンプを非常用電源に接続して事故発生後も崩壊熱除去のために運転継続することとした。
永岡 芳春; 斎藤 実; 二村 嘉明
Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.454 - 455, 1992/11
JMTRは1993年11月に現在の中濃縮(45%)燃料から低濃縮(20%)燃料へ転換する予定である。低濃縮燃料要素は芯材に高ウラン密度4.8gv/cmのシリサイド燃料を、要素側板に可燃性吸収体としてCdワイヤを採用する。これにより、サイクル途中の炉心燃料交換のための炉停止が不要となり1サイクル連続運転(26日)が可能となる。本発表では、低濃縮燃料炉心の核特性について現行炉心と比較し、炉心の安全性及び照射試験性能が現行炉心と同等であることを報告する。
土田 昇; 北野 匡四郎; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-152, 92 Pages, 1992/10
JMTR燃料の低濃縮(LEU)化に係る安全評価及び立地評価において事故時の敷地周辺の公衆に対する線量の評価を行った。安全評価では、放射性核分裂生成物の環境への放出を伴う事象として燃料取扱事故及び炉心流路閉塞事故について敷地周辺の公衆の実効線量当量を評価した。立地評価では、放射性物質の放出の拡大の可能性のある炉心流路閉塞事故を立地評価事象に選定し、多量の放射性核分裂生成物の環境への放出を仮定し、敷地周辺公衆の最大線量を評価した。評価の結果、事故時における公衆に対する放射線被ばくのリスクは十分小さいこと、立地条件が適切であることが確認された。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 小池 須美男; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-098, 81 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、核特性解析を実施した。LEU燃料への移行においては、高ウラン密度のシリサイド(USi)燃料を採用するとともに、(1)連続運転日数を現12日から25日に延長する、(2)サイクルの初期過剰反応度を低減するために、可燃性吸収体として直径0.3mmのカドミウムワイヤを燃料要素の側板に挿入する、の二項目を満足するように変更する予定である。本報告は、JMTRのLEU燃料炉心の核特性解析について述べたものである。解析の結果、LEU燃料炉心の核特性はMEU燃料炉心と同様であること、Cdの可燃性吸収体の使用は有効であることを示している。
小森 芳廣; 大島 邦男; 神永 雅紀; 石塚 悦男; 桜井 文雄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-097, 61 Pages, 1992/07
JMTR燃料の濃縮度低減化に伴う安全解析に使用するDNB相関式について、検討を行った。安全解析に使用するDNB相関式の検討においては、想定される熱水力条件への適用性を確認すると共に、考慮すべき安全余裕を適切に評価することが重要である。このため、JMTR燃料要素の矩形冷却水流路を模擬した実験装置を製作し、圧力1~13kg/cmabs,流速0~4.4m/sの範囲でDNB熱流束を測定した。実験データと既存のDNB相関式とを比較した結果、JMTR安全解析で使用するDNB相関式としてはSudoの式が最適であることが明らかとなった。なお、同相関式のうちの高流量に対する式については、圧力の効果を考慮して一部補正した。その相関式と実験データとの誤差を検討した結果、最小DNBRの許容限界値としては、1.5が適当であるとの結論を得た。
石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-096, 95 Pages, 1992/07
JMTRでは、核不拡散の観点から1993年に燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する予定である。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力過渡事象解析を行うために開発されたCOOLOD及びTHYDE-Pコードを用いて、JMTRにおいて想定される運転時の異常な過渡変化及び事故のうち、冷却能力低下事象について解析を行った。その結果、冷却能力低下事象においては、原子力安全委員会の定めた指針に基づいた判断基準を満足し、安全性が確保できる設計であることが明らかとなった。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-095, 68 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、反応度投入事象に関する解析を実施した。評価すべき反応度投入事象として、以下に挙げる運転時の異常な過渡変化に関する4事象及び事故に関する1事象を選定し解析の対象とした。(1)運転時の異常な過渡変化、(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)照射試料による反応度付加、(4)冷水導入による反応度付加、(2)事故、(1)照射装置の破損による反応度の異常な付加、解析は、1点を近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象については、運転時の異常な過渡変化時および事故時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。
二村 嘉明; 斎藤 実; 小山田 六郎; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也
Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07
JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600C~1100Cまで100C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。
二村 嘉明; 新保 利定
核物質管理センターニュース, 21(6), p.7 - 9, 1992/06
材料試料炉(JMTR)の保障措置の現状を述べるに当たり、まず、JMTRの設置目的、臨界以降の運転経過、主要特性等について述べた。また、JMTRの保障措置と核物質防護に関する過去の経緯についても若干ふれた。保障措置の現状については、NPT(核不拡散)保障措置協定の発効に伴う原子炉等規制法の改正とそれに伴う原研の計量管理規定及び規則の改訂の経過について述べた後、これらの規定、規則及びIAEAと日本国政府の間で合意された施設付属書(FA)に基づき、計量管理、封じ込め・監視及び査察により、保障措置活動が実施されていることを述べた。最後に、保障措置とは正反対の位置にあるが密接な関係にある核物質防護の現状についても述べた。
石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-043, 54 Pages, 1992/03
JMTRでは、核不拡散の観点から燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する作業を進めている。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力解析を行うために開発されたCOOLODコードを用いて低濃縮化に伴って変更する炉心の定常熱水力計算及び炉心流路閉塞事故時の熱水力計算を行った。その結果、定常熱水力計算では、沸騰開始条件及びDNB条件に対して十分な余裕があること、また、燃料フォロワは、標準燃料要素より熱的な余裕があることが明らかになった。炉心流路閉塞事故時の熱水力計算では、閉塞率に対するDNBRを求めた。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-042, 92 Pages, 1992/03
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、ホットスポットファクタの検討を実施した。本報告は、LEU燃料を使用する炉心の熱設計及び安全解析に用いられるホットスポットファクタのうち核的ホットスポットファクタについて、計算方法及び結果について述べている。核的ホットスポットファクタの各因子は、核計算により求めることとし、検討した。その結果、核的ホットスポットファクタの最大は、3.14となった。
二村 嘉明; 大岡 紀一; 鎌田 裕
原子力工業, 38(9), p.40 - 45, 1992/00
JMTRにおいて現在までに実施した非破壊検査としては、原子炉施設及び照射設備(照射キャプセル等を含む)に関する使用前検査・供用期間中検査、並びに原子炉燃料の低濃縮化に際して、一次冷却系の配管について特別に行った検査がある。これらの主たる目的は欠陥を見出し、トラブル等の発生を未然に防止することであり、予防保全として実施している。ここではこれらの概略を紹介するとともに、その実施における対応策を述べる。また、JMTRは初臨界から約25年を経過しており、経年劣化の現状を正確に把握することが必要であり、JMTRの長期計画策定のために余寿命評価が必要となる。そのための非破壊検査のあり方についても言及する。
石塚 悦男; 河村 弘; 芦田 完*; 松山 政夫*; 渡辺 国昭*; 安藤 弘栄; 二村 嘉明
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.183 - 185, 1992/00
ベリリウムはプラズマ対向材料として研究されており、JETにおいては、ベリリウムを第一壁に用いた不純物/粒子制御によりプラズマパラメータの大幅な改善が報告されている。このメカニズムを理解するには、プラズマの研究と同様に、材料特性を把握することは重要となる。これらの材料特性を把握するための第一段階として、真空加熱及び重水素打込みによるホットプレスベリリウムの表面の変化をX線光電子分光法によって調べた。この結果真空加熱では表面の洗浄化が観測され、重水素打込みでは表面の酸化が観測された。
佐藤 猛; 桜井 文雄; 永岡 芳春; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 石塚 悦男; 安藤 弘栄; 斎藤 実; 二村 嘉明
UTNL-R-0274, p.1-1 - 1-11, 1992/00
JMTRは、燃料の低濃縮化のために1991年4月から1992年2月の間に国の安全審査を受けた。一方、この審査期間中の1991年7月には原子力安全委員会により水冷却型試験研究用原子炉施設の安全設計及び安全評価に関する審査指針が定められた。JMTRの低濃縮燃料への変更においてはこれらの指針に基づき燃料の機械設計、炉心設計、安全評価等の全面的な見直しを実施した。これらの見直しの一環として「一次冷却水流出事故」について解析した結果、非常用冷却系統、非常用電源及び安全保護回路に係る一部施設整備も必要となった。今回はこの「一次冷却水流出事故」の検討結果及びそれに伴う上記施設整備について報告する。
小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明
Proc. of the Asian Symp. on Research Reactor, p.1 - 8, 1991/00
JMTRの低濃縮化のための準備が現在進められており、これに係る低濃縮炉心の安全評価を実施した。安全評価の中で使用するDNB熱流束相関式について見直しを行うため、JMTR燃料要素の冷却水のチャンネルを模擬した実験装置を製作し、JMTRの圧力及び流量条件下におけるDNB熱流束を測定した。実験装置の製作に際しては、冷却水チャンネルの形状及び等価直径、加熱部の長さ等、熱水力上重要なパラメータが実際の燃料要素とほぼ等しくなるようにした。測定結果と既存のDNB熱流束相関式を評価した結果、Sudoの式が最も良く合うことが分かった。同式のうちの高流量域については、圧力効果を考慮するためにサブクール度を含む因子を加えて補正した。Sudoの式による予測値と測定結果を比較した結果、DNBRの許容限界値としては1.5とすることが適当であるとの結論が得られた。
桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 小向 文作; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 坂倉 敦; 新保 利定; 斎藤 実; 二村 嘉明
Proc. on 12th Int. Meeting,Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, p.269 - 280, 1991/00
材料試験炉部では、JMTRのLEU化に係る安全審査のための準備作業の一環として、LEUシリサイド燃料に関する各種の試験・開発を進めている。この内、今回は、可燃性吸収体Cdワイヤ入りLEU炉心の核計算法の開発、LEU燃料要素の活動試験及びLEUシリサイド燃料のFP放出実験について報告する。
市橋 芳徳; 二村 嘉明
The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.509 - 515, 1990/09
本論文では、標記会合の趣旨に沿って、JMTRに設置されているOGL-1及びOSF-1を中心に、設置時の安全審査の手続きを具体的にまとめた。安全審査として、申請者の組織内部の審査から監督官庁での一次審査及び専門家集団による第二次審査までの仕組みの概略を述べ、ダブルチェックシステムであることに言及した。更に国の行う定期検査、設置者が申請する設計及び工事の方法と国の認可についても言及した。なお、論文の前半は、JMTRの経過と現状について紹介し、炉の利用状況を説明した。