Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
林 君夫; 沢 和弘; 白鳥 徹雄; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 北島 敏雄; 伊藤 忠春; 藁谷 兵太
JAERI-Research 2000-001, p.116 - 0, 2000/01
JAERI-Research-2000-001.pdf:21.78MB
JMTRに設置された高温・高圧の炉内ガスループOGL-1において照射した第13次~第15次燃料体の製造、照射及び照射後試験の結果をまとめた。第13次、第15次燃料はHTTR用初装荷仕様燃料であり、前者は製造時破損率を大幅に低下させた高品質燃料、後者はHTTR初装荷燃料と同一の製造装置で製造した燃料である。両者とも、照射中のFPガス放出率、照射後試験結果とも極めて良好であった。第14次燃料は高燃焼度用改良燃料の試作品であり、過渡的昇温後の約1500
照射中にFPガスのスパイク的放出が検出された。全体としては、第13次~第15次燃料体のいずれについても、照射中のFPガス放出率、照射後の被覆燃料粒子貫通破損率とも、HTTR初装荷燃料の設計における基準値に比べて十分低い値であり、良好な照射健全性が確認された。
笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春
JAERI-Research 95-087, 179 Pages, 1995/12
JAERI-Research-95-087.pdf:12.06MB
本報告書は、NSRRにおいて実施した美浜2号機照射済PWR燃料を用いた第3回目の反応度模擬実験であるMH-3について、実験方法、パルス照射前の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果など実験データを整理し、考察を加えたものである。実験に使用した試験燃料は、関西電力(株)美浜2号機で照射された14
14PWR型燃料棒を短尺加工したものであり、燃料燃焼度は38.9MWd/kgUであった。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春
JAERI-Research 95-080, 92 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-080.pdf:8.22MB
本報告書は、1993年度1月に実施した照射済BWR燃料を用いた5回目の反応度事故模擬実験であるTS-5について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は117
5cal/g・fuel(ピークエンタルピ984cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。なお、この実験では集合体中の燃料/水比を模した流路管中で燃料のパルス照射を行った。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 薄井 洸; 近江 正男; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 中川 哲也; 川又 一夫; 田山 義伸; et al.
JAERI-M 92-165, 41 Pages, 1992/11
原研及び動燃による共同研究「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、高速炉「常陽」で使用済みのラッパー管を供試材として行った、水中応力腐食割れ性評価試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れ研究を行っており、一方動燃では燃料集合体の照射後水中裸貯蔵に関連して水環境下での照射後ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性評価が課題となっている。本研究では、照射量810
n/cm
(=約40dpa)のラッパー管より試験片を製作し、溶存酸素32ppmの純水中で60
C、200C、300Cにおいて低歪速度引張試験を実施した。その結果、60Cでは完全な延性破断を確認したが、300Cの水中では破断面の一部に粒界破面が観察された。これらの結果から、高速炉照射したステンレス鋼は、常温においてはSCC感受性を示さないが、高温水中においてはSCC感受性を持つようになると考えられる。
菊池 輝男; 黒羽根 史朗; 伊藤 忠春
デコミッショニング技報, (5), p.60 - 66, 1992/06
ホットセルの遮蔽窓は、その内部を透視するための設備である。遮蔽ガラスはホットセルでの長時間の使用により、放射線の照射による着色に加えて、ガラス表面へのごみやほこり等の付着によるくもり及びカラス表面のアルカリ成分と大気中の水分や二酸化炭素との反応によるヤケ等が生ずる。これらはいずれもホットセル内部を見えにくくする要因であり、ホットセル内での作業を効率よく確実に実施する上で好ましくない。東海研ホットラボは、建設以来26年以上経過しているために、遮蔽窓のくもりやヤケが目立ってきている。そこで、遮蔽窓の透明度を回復させるために、除雲を実施した。本報告は、この度実施した除雲作業の概要をまとめたものである。
柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生
Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12
被引用回数：12 パーセンタイル：76.66(Nuclear Science & Technology)仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO
の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。
柳澤 和章; 宮西 秀至; 喜多川 勇; 飯田 省三; 伊藤 忠春; 天野 英俊
JAERI-M 91-202, 33 Pages, 1991/11
PWR型燃料棒のガスプレナム部に蓄積された
Kr(半減期10.76y)のガンマ線放射能強度を測定することにより、非破壊的に、Xe+KrFPガスの放出率(FGR)を推定する方法を実験的に研究した。実験結果によれば、Xe+Krの放出率FGR(%)は、Krに関する測定
線放射能強度をC(counts/h)、燃料棒プレナム容積をVfとすれば、FGR(%)=0.28c/Vf(counts/h・min)又はFGR(%)=0.07C(counts/h)で与えられる。本実験では、NSRRでパルス照射した燃焼度42MWd/kgUまでのPWR型短尺燃料棒を用いて行ったものであり、その過渡変化による放出率は0.6%から12%まであった。また、Krを用いたFGRの推定精度は、30%以内である。
柳澤 和章; 宇野 久男; 笹島 栄夫; 山崎 利; 稲葉 稲雄; 石島 清見; 黒羽 裕; 関田 憲昭; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 90-091, 171 Pages, 1990/06
予備照射済燃料(商用炉で使用したLWR型燃料他)を用いたNSRRでの反応度事故(RIA)模擬実験遂行に関しては、実験遂行にあたり次の様な3つの技術的課題を克服する必要があった。(1)燃料棒の短尺化:商用炉で使用された予備照射済燃料棒の有効発熱表は3.6mあり、これをNSRR実験で使用するには有効発熱長0.12m程度に短尺化した燃料棒を(短尺化率1/30)作製しなければならなかった。(2)炉内計装機器の開発:炉内使用期間中、燃料棒は水側腐食、曲がり、つぶれ等の構造及び寸法変化をおこしていた。この様な状況の下で研究上の必要性から燃料棒内圧センサー、被覆管と燃料ペレットの伸びセンサー及び被覆管表面の熱電対等の計装類を遠隔操作で燃料棒に取り付ける技術を開発しなければならなかった。(3)パルス後の短尺化燃料棒の照射後試験機器の整備。以上の3つの課題につき、反応度安全研究室、NSRR管理室、実燃燃料試験室及び研究炉管理部ホットラボの技術陣が約4年の歳月をかけて当該技術課題と取り組み解決に至った。本報は、その技術的成果を集大成したものである。
小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 伊藤 忠春; 喜多川 勇; 宮西 秀至; 関野 甫; 沼田 正美; 岩本 多實; et al.
JAERI-M 85-041, 48 Pages, 1985/03
74F9J、75F4A、75F5Aの3本のスィープガスキャプセルで照射した、計9種類のTriso破覆UO粒子試料について、キャプセル内部に放出された金属FP量を照射後定量した。照射温度、時間、照射終了時貫通破損割合(
EOL)および金属FP放出割合をもとに、個々の試料について主たるFP放出機構を推定した。幾つかの試料については、EPLおよび製造時SiC層破損割合(BOL)では説明できない。多量のCs
の放出が認められた。この余剰のCsの放出が認められた。この余剰のCs放出を、(1)照射による新たなSiC層破損の発生、あるいは、(2)健全なSiC層を通しての拡散放出、の二通りの仮説によって検討した。Ag
はCsを上回る放出割合を示した。その他の金属FPではEu
が大きな放出割合を示した。
河村 弘; 小向 文作; 酒井 陽之; 川又 一夫; 井澤 君江; 武石 秀世; 伊藤 忠春; 桜井 文雄; 小山田 六郎
JAERI-M 84-228, 61 Pages, 1984/12
軽水炉燃料の安全性研究のために実施した実験で得た照射中のデータを補完し、さらに詳しく照射挙動を解析する上で、照射後試験によるFPガス分析、XMA観察、燃焼度測定等が重要になる。それらの試験結果の内、燃料度は燃料物性の評価上、特に重要な因子である。本研究ではJMTRでの燃料中心温度測定実験で用いた燃料棒から切断採取したUOペレット片について線スペクトル測定と化学分析(試料UOペレット片を溶解した後、U量及びCs量を定量し、燃焼度を算出すること)を行ない、各々から得た
Cs/Cs比と燃料度との相関を調べた。その結果、両者が7%の標準偏差内で直線相関していることを明らかにし、両者の相関式を求めた。また、上記線スペクトル測定により求めたFP核種の放射能と燃焼計算コードORIGENにより求めたFP核種の放射能とが、Ceを除いて10%の誤差範囲内で一致していることを確認した。
田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。
核被覆粒子のPu核分裂割合小川 徹; 福田 幸朔; 伊藤 忠春; 井川 勝市
JAERI-M 83-152, 20 Pages, 1983/09
JMTRで照射した低濃縮UO核被覆粒子について、Ru
、Cs、Ceのスペクトロメトリー法による定量結果をもとに、全燃焼率に占めるPu核分裂割合を評価した。評価に用いた計算手法とその結果について報告する。また、低濃縮被覆燃料粒子の照射挙動にかかわる幾つかの問題について、ここで得られた結果を応用し、考察を加えた。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 内山 順三; 小林 忠義; et al.
JAERI-M 82-201, 60 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを利用した「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽コード、および同データライブラリィの妥当性を総合的に評価することを目的とするもので、輸送キャスク周辺における、中性子、ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布、キャスク内部での中性子、ガンマ線の反応率、線量率分布等の詳細な測定が行われた。本報告書には、測定値の他、実験条件、実験方法、検出器の特性等が述べられている。
福田 幸朔; 湊 和生; 井川 勝市; 伊藤 忠春; 松島 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(11), p.887 - 894, 1982/00
被引用回数：4 パーセンタイル：52.55(Nuclear Science & Technology)照射後長期間保存した高温ガス炉用被覆粒子燃料には酸浸出のターゲット核種としての
Zrの量が著しく少ないため、ホットケーブにおけるこの燃料の酸浸出試験ではZrを検出することは困難である。本実験ではZrにかわる核種としてウラニウム及びCsを選び、これらの硝酸浸出率を求めた。Csの場合、照射中に燃料コンパクトマトリックス及び破損粒子からの逃散が大きく、また核分裂反跳によりマトリックスの黒鉛粒子や破損粒子のバッファー層へ打ち込まれるため、Cs浸出率はウラニウム浸出率に比べて著しく小さかった。また酸浸出試験に供した被覆粒子の表面を観察し、これから粒子表面破損率を求めた。ウラニウム浸出率とこの粒子表面破損率とは比較的よく一致したことから、ウラニウムは酸浸出のターゲット核種として最も適していることが結論づけられた。
