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論文

MIRS: an imaging spectrometer for the MMX mission

Barucci, M. A.*; Reess, J.-M.*; Bernardi, P.*; Doressoundiram, A.*; Fornasier, S.*; Le Du, M.*; 岩田 隆浩*; 中川 広務*; 中村 智樹*; Andr$'e$, Y.*; et al.

Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.211_1 - 211_28, 2021/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:81.82(Geosciences, Multidisciplinary)

MMX赤外線分光計(MIRS)は、宇宙航空研究開発機構(JAXA)のMMXミッションに搭載されているイメージング分光計である。MIRSは他の4つのフランス研究所との協力、フランス国立宇宙研究センター(CNES)の協力と財政支援、およびJAXAと三菱電機(MELCO)との緊密な協力によりパリ天文台で開発されている。この装置はMMXの科学的目的を完全に達成するべく設計されている。MIRSはフォボスとダイモスの表面組成の分析およびサンプリングサイトの選択時に使用される組成診断スペクトル機能を含む近赤外線スペクトルマップ機能をリモートで提供する。MIRSはまた、火星の大気、特に雲,塵,水蒸気などの空間的時間的変化についても観測を行う予定である。

論文

Development of U and Pu co-processing process; Demonstration of U, Pu and Np Co-recovery with centrifugal contactors

工藤 淳也; 倉林 和啓; 柳橋 太; 佐々木 俊一; 佐藤 武彦; 藤本 郁夫; 大部 智行

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

コプロセッシング法とは、プロセス内で常にPuにUを同伴させて共回収を行うことにより核拡散抵抗性を向上させた、将来の再処理施設の抽出法である。Npはマイナーアクチノイドのひとつであり、半減期が長く、トリブチルリン酸(TBP)への抽出性を有する。Npを回収することで高放射性廃液の有害度が低減できるため、U及びPuに加えNpを共回収するフローシートの開発を実施した。本プロセス開発では、軽水炉、軽水炉-MOX及び高速炉から発生する使用済み燃料に対応するため、Pu含有率の異なる溶解液に対して、製品のPu/U比を一定で回収する、1サイクルフローシートの開発を目指している。我々は、分配サイクルを対象に、Pu含有率1%, 3%及び5%の装荷溶媒を小型の還流型遠心抽出器で試験した。試験の結果、Npの還元剤に硝酸ヒドロキシルアミン(HAN)を使用することで、U, Pu及びNpの共回収を達成した。これにより、開発したU, Pu, Np共回収フローシートの技術的成立性を確認した。

論文

Studies of high density baryon matter with high intensity heavy-ion beams at J-PARC

佐甲 博之; 原田 寛之; 坂口 貴男*; 中條 達也*; 江角 晋一*; 郡司 卓*; 長谷川 勝一; Hwang, S.; 市川 裕大; 今井 憲一; et al.

Nuclear Physics A, 956, p.850 - 853, 2016/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:65.93(Physics, Nuclear)

We are designing a large acceptance heavy-ion spectrometer at J-PARC based on a Toroidal magnet to measure hadrons, lepton pairs, and event-by-event fluctuations. We are also designing a closed geometry spectrometer to measure hypernuclei to study weak decays and magnetic moments. In this presentation, the preliminary version of the designed acceleration scheme, as well as the spectrometers and their expected performance and physics results are presented.

論文

Determination of electrochemical corrosion potential along the JMTR in-pile loop, 1; Evaluation of ECP of stainless steel in high-temperature water as a function of oxidant concentrations and exposure time

内田 俊介; 塙 悟史; 西山 裕孝; 中村 武彦; 佐藤 智徳; 塚田 隆; Kysela, J.*

Nuclear Technology, 183(1), p.119 - 135, 2013/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.75(Nuclear Science & Technology)

高温水中の酸素,過酸化水素にさらされたステンレス鋼の腐食挙動についてのin-situ測定に基づいて、腐食電位,金属の表面条件,その他環境条件の相関を求めた。この相関に基づき、電気化学モデルと二層酸化皮膜モデルを結合させた腐食電位評価モデルを開発した。本評価モデルにより得られた結果は以下の通りである。(1)酸素と過酸化水素により腐食電位の差異は、主として内装酸化皮膜の厚さと成長速度によって決まる。(2)計算された腐食電位、すなわち、酸素と過酸化水素のレスポンスの差異、ヒステリシス及びメモリ効果、は実測値とよく一致する。(3)中性子照射は酸化皮膜の照射誘起拡散の結果、腐食電位を低下させる。本腐食電位評価モデルは、JMTRインパイルループの腐食環境評価に適用可能である。

報告書

福島第一原子力発電所事故に係るJAEA大洗における環境放射線モニタリング; 空間$$gamma$$線線量率,大気中放射性物質,気象観測の結果

山田 純也; 瀬谷 夏美; 羽場 梨沙; 武藤 保信; 沼里 秀幸*; 佐藤 尚光*; 根本 浩司*; 高崎 浩一*; 清水 武彦; 高崎 浩司

JAEA-Data/Code 2013-006, 100 Pages, 2013/06

JAEA-Data-Code-2013-006.pdf:12.04MB

平成23年3月11日の東北地方太平洋沖地震を発端とした福島第一原子力発電所事故にかかわる原子力機構大洗研究開発センターにおける環境放射線モニタリングのうち、事故直後から平成23年5月31日までに実施した空間$$gamma$$線線量率、大気中放射性物質及び気象観測の結果について取りまとめた。また、主要な大気中放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量について試算した。原子力機構大洗研究開発センターは福島第一原子力発電所の南西130kmの地点に位置している。平成23年3月15日から21日に、放射性プルームによる空間$$gamma$$線線量率の上昇を確認し、大気中からはTe-129m, Te-132, I-131, I-133, Cs-134, Cs-136及びCs-137などの核種が検出された。

論文

モニタリングポスト用電離箱検出器におけるノイズ発生と対策

細谷 梨沙; 佐藤 尚光*; 清水 武彦; 小林 秀雄

サイクル機構技報, (25), p.25 - 32, 2004/00

空間$$gamma$$線量率の監視を行うために、大洗工学センターの周辺監視区域境界にモニタリングポストを設置している。このモニタリングポストの電離箱検出器で不定期で原因不明の指示値の上昇が観測された。電離箱検出器の設置場所の状況から電磁波によるノイズの可能性が示唆されため、現地での電界強度測定ならびに電波暗室でイミュニティ試験等を行った。その結果、特定の周波数帯の非電離電磁波により指示値が上昇することが確認された。また、対策としてフェライトコア、シールドチューブの装着が有効であることがわかり、現地の電離箱検出器にフェライトコアを装着した結果、指示値の上昇を抑えることができた。

報告書

BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度評価結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 羽様 平; 岩井 武彦*; 石川 真

JNC TN9400 2003-074, 401 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-074.pdf:48.95MB

ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分協力の一環で実施したBFS-62体系の臨界実験解析結果を反映し、BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度をサイクル機構の高速炉核特性解析システムを用いて評価した。 BN-600ハイブリッド炉心は、ロシアの高速炉発電所BN-600のU02燃料領域の一部をMOX燃料に、また外周のブランケット部をステンレス鋼反射体にそれぞれ置換して構成する。この炉心変更を模擬した一連の臨界実験体系(BFS-62-1$$sim$$4体系)及び他の高速炉体系の実験解析結果をもとに、ベイズの定理に基づく炉定数調整法及びバイアス法を適用して上記炉心の核設計精度を評価した。評価した核特性は、臨界性、核分裂反応率分布、Naボイ度反応度、制御棒価値、燃焼欠損反応度等である。炉定数調整法の適用により、実験データを一切反映しない基本炉定数による場合に比べて、どの核特性についても核設計精度(予測誤差)を概ね半分以下に低減できることを確認した。精度の改善には鉄の弾性散乱断面積の共分散の低減が支配的な役割を果たしたが、これは比較的大きな出力密度を有しU235を主要な核分裂性物質とする燃料部をステンレス鋼反射体によって取り囲むBN-600ハイブリッド炉心の特徴に起因するものである。この他、BFSとZPPR等他の高速炉体系の実験解析結果が整合性を特つこと、及び核設計精度の改善にBFS-62体系の情報が有意に寄与したことを確認した。また、バイアス法は、BFS-62体系をモックアップ体系としてBN・600ハイブリッド炉心に適用する場合には、炉定数調整法に比べて精度改善効果が劣り、実験誤差が大きいもしくは感度係数の相違が大きな核特性についてはほとんど精度を改善できないことがわかった。

報告書

BFS臨界実験解析-BFS-62-3A及び62-4炉心の解析

羽様 平; 庄野 彰; 岩井 武彦*; 佐藤 若英*

JNC TN9400 2002-036, 113 Pages, 2002/06

JNC-TN9400-2002-036.pdf:4.44MB

ロシア解体核処分支援を目的に、核燃料サイクル開発機構ではロシアの物理エネルギー研究所との共同研究により、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いてBN-600を模擬した実験の解析を実施している。本報告は、BN-600に部分的にMOX燃料を装荷し、ブランケットをステンレス鋼に置換した炉心(BN-600ハイブリッド炉心)の模擬炉心(BFS-62-3A炉心)、及びBFS-62-3A炉心のステンレス鋼をブランケットに戻したBFS-62-4炉心の解析に関するものである。解析はJUPITER実験解析で培われた標準解析手法に基づいて実施した。その結果、臨界性と反応率比については十分な精度で実験値と一致することを確認した。制御棒価値や反応率分布については、BFS-62-4炉心では特に問題は見られなかったが、BFS-62-3Aについてはステンレス鋼領域での反応率分布を約20%過大に、制御棒価値の一部を約10%過小に評価することを確認した。Naボイド反応度については20%以上の過小評価となったが、炉定数の高度化により改善を図った結果、実験値とほぼ一致することを確認した。また、これまでのBFS-62シリーズ間の解析精度を比較することにより、MOX燃料の部分的な装荷は解析精度に有意な影響を与えないことを確認した。本解析では、精度評価に加えてBFS-62-3A炉心によるBN-600ハイブリッド炉心の模擬性が重要であり、両炉心の核特性解析値を比較評価した。その結果、中性子スペクトル、核分裂反応率比、核分裂反応率分布及び制御棒価値については模擬性を有しているが、MOX燃料装荷に伴い重要となるNaボイド反応度については、非漏洩項に大きな差異があることが分かった。

論文

東海再処理工場における溶液測定モニタリングシステムの開発・設置

佐藤 武彦; 山中 淳至; 鹿志村 卓男; 山本 徳洋

サイクル機構技報, (11), p.75 - 80, 2001/06

1995年、IAEAは保障措置の強化・効率化の枠組みのなかで東海再処理工場に対し、保障措置の改良計画(11タスク)を提案した。そのタスクの一つが主要槽の溶液測定モニタリングシステム(SMMS)の開発・設置であり、JASPASのタスク(JA-6)として開発が行なわれた。本システムは1999年に設置工事及びIAEAによるアクセプタンステストを終了し、現在のフィールドテスト中である。本システムの目的は、主要槽に対するIAEAの独立測定がメインであり、その他に運転状態の確認及びC/Sがある。本システムはFKMPである入・出量計量槽(各1基)及びIKMPであるプルトニウム製品貯槽(7基)と製品貯槽に付属しているポット(1基)の液位等を連続的に監視・記録し、査察官室のコンピュータへデータを転送している。本システムのオーセンティケーション機能としては機器異常等の検知・記録機能等がある。本報では、本シス

報告書

第三回東海再処理施設技術報告会

槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎

JNC TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB

本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

報告書

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$$_{2}$$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$$_{2}$$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

報告書

核設計基本データベースの整備, VIII; JUPITER実験解析結果の集大成

石川 眞; 佐藤 若英*; 杉野 和輝; 横山 賢治; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*

PNC TN9410 97-099, 512 Pages, 1997/11

PNC-TN9410-97-099.pdf:13.84MB

実証炉や実用炉など大型FBR炉心の核特性解析技術を高度化し、その核設計精度を向上させることを目的として、これまでに蓄積された豊富なFBR炉物理研究の成果を集大成するための作業が進められている。本報告書は、この核設計基本データベース整備作業の一環として、大型FBRの炉心臨界実験であるJUPITER実験について、現時点での最新核データライブラリJENDL-3.2及び最新解析手法を用いて一貫した評価を行った結果をまとめたものである。今回の実験解析に当たっては、汎用的なデータベースとしての基本的要件である"Accountability", "Traceability", "Consistency"などの確保を最重要項目とした。具体的手段として、補正計算を含む全ての解析に一貫した評価の考え方及び手法を用いるとともに、今回の解析で整備した膨大な解析入力データ群は全て、データベースとして整備して計算機ファイルの形で保存した。このため、解析結果に疑問があった場合などにはいつでも再現計算が可能であり、また核データや解析手法の改良があった場合には、その検証のためJUPITERデータを容易に用いることができる。今回のJUPITER実験解析で得られた主要な結論を、以下に示す。(1)臨界性のC/E値は、-0.7$$sim$$-0.3%$$Delta$$kのわずかな過小評価となった。(2)C28/F49反応率比は、従来評価手法では+4$$sim$$+6%の過大評価であったが、モンテカルロ法によるセルファクターの見直しにより、約2%弱の改善が見られた。(3)制御棒価値及び反応率分布の径方向依存性は、均質炉心ではほぼ解消した。(4)従来言われてきたNaボイド反応度の過大評価は、均質炉心で非常に改善された。本報告書で評価したJUPITER解析データの総計は2,300を越えるものとなり、核設計基本データベースとしての整備をほぼ完了した。今回得られたJUPITER各炉心・核特性の解析結果は、その感度係数や実験・解析誤差データなどとともにセットとして整備され、実証炉用統合炉定数の作成などを通じて、大型高速炉の炉心設計と核設計手法の高度化に反映されると期待される。

報告書

核設計基本データベースの整備,VII; JUPITER実験解析の高度化

杉野 和輝; 横山 賢治; 石川 眞; 佐藤 若英*; 沼田 一幸*; 岩井 武彦*

PNC TN9410 97-098, 247 Pages, 1997/11

PNC-TN9410-97-098.pdf:7.05MB

JUPITERは動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reactor)を用いて、1978年から1988年にかけて実施された大型高速炉臨界実験であり、本報告書は、JUPITER実験解析の高度化についてまとめたものである。高度化として、具体的に最新の断面積ライブラリの使用と、メカニズムの取り扱いがより詳細なあるいはより計算モデルの近似の少ない解析手法の採用を図った。最新の断面積ライブラリを使用した結果、ほとんど全ての核特性に対して、C/E値が1.0に近づき、炉心体系間の偏差の減少が見られ、最新断面積ライブラリの有効性が示された。また、解析手法の高度化により、更にC/E値を1.0に近づけることができ、誤差要因が究明され、精度向上を図ることができた。今回の解析評価により得られた各核特性に関する知見は次の通りである。(1)臨界性:(本文参照)(2)ドップラー反応度:(本文参照)(3)反応率分布:(本文参照)(4)反応率比:(本文参照)(5)Naボイド反応度:(本文参照)(6)制御棒価値:(本文参照)(7)High Pu-240ゾーン置換反応度:(本文参照)(8)炉定数調整を行うことにより、ほとんどの核特性のC/E値は1.0に近づいた。このことより、JUPITER実験の異なる炉心間、及び、JUPITERとJUPITER以外の実験体系間の、断面積の不確かさに起因する誤差原因の整合性が確認されたと言える。以下の結果より、JUPITER実験解析データは実証炉設計用の統合炉定数作成のための基本積分データとして非常に有効なものであると判断される。更に、現状の核特性解析システムの精度を向上させる手段として、ブランケット領域における中性子束分布の解析手法の高度化が非常に有効であると考えられる。特に径非均質炉心に対して、効果が大きいと考えられる。

報告書

FCAにおける高温ドップラー効果測定,1; サンプル加熱・反応度価値測定法測定装置の開発

大井川 宏之; 岡嶋 成晃; 向山 武彦; 佐藤 邦雄; 菱田 誠; 早野 睦彦*; 工藤 文夫*; 笠原 芳幸*

JAERI-M 94-043, 46 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-043.pdf:1.24MB

高速炉の高温でのドップラー効果の予測精度向上に資することを目的として、FCAを用いて2000$$^{circ}$$Cまでの$$^{238}$$Uドップラー効果を測定できる装置を開発した。ここでは、1500$$^{circ}$$Cまでの測定に供するサンプル加熱・反応度価値測定法測定装置に関する開発、構造、性能、測定法について述べる。本装置の開発により、従来800$$^{circ}$$C程度までであった温度領域が大幅に広がり、酸化物燃料高速炉の運転時燃料平均温度や最高温度の近辺でのドップラー効果測定ができるようになった。

報告書

FCA XVI-1及びXVI-2炉心における$$^{238}$$Uドップラー反応度価値の測定と解析

大井川 宏之; 岡嶋 成晃; 向山 武彦; 佐藤 邦雄

JAERI-M 92-113, 36 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-113.pdf:1.1MB

金属燃料高速炉を模擬したFCAXVI-1及びXVI-2炉心において、天然ウランサンプルのドップラー反応度価値をサンプル加熱法により測定した。金属燃料高速炉特有の硬い中性子スペクトル場においては、JFS-3-J2を用いたこれまでと同じ計算は、40.9keV以上の高エネルギー領域のドップラー効果を考慮できないため過小評価を招くことが判った。$$^{238}$$Uの共鳴領域を149keVまで考慮しているENDF/B-VIを用いて計算値にこのエネルギー領域の寄与分の補正を加えたところ、金属サンプルで13%、酸化物サンプルで8%程度ドップラー反応度価値の計算値は大きくなり、金属燃料炉心の解析のためにはJFS-3-J2でも40.9keV以上のエネルギー領域での共鳴を取り込む必要があると考えられる。補正後のC/E値は0.6~1.0の間に広く分布しており、実験誤差を考慮しても依然として計算は実験よりも小さなドップラー反応度価値を与える。

報告書

FCAによる大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(III) FCA XII-1集合体による実験と解析

飯島 進; 岡嶋 成晃; 三田 敏男*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男; 向山 武彦; 大野 秋男; 早瀬 保*; 佐藤 邦雄; et al.

JAERI-M 85-045, 136 Pages, 1985/04

JAERI-M-85-045.pdf:3.3MB

FCA XII-1集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における2番目の炉心である。測定項目は臨界性、Naボイドワース、サンプルワース、反応率分布、ドップラーワースB$$_{4}$$制御棒ワースおよび$$gamma$$線発熱であり、軸方向核特性全般について実験した。以上は標準炉心での測定であり、続いてB$$_{4}$$C模擬制御棒挿入体系での測定を行った。実験結果は核データとしてJENDL-2を用い、原研の標準的核特性計算手法を用いて解析を行ない、軸方向非均質炉心の核特性計算における核データと計算手法について検討した。

報告書

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心の特性検討(その2); セミピン型燃料炉心の総合特性

安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦

JAERI-M 82-103, 137 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-103.pdf:3.26MB

多目的高温ガス実験炉のバックアップ炉心として、内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心について、燃料および可燃性毒物の装荷法ならびに制御棒引き抜き計画などを検討するとともに、炉心の核特性、熱流動特性や安全特性などの総合的な特性を解析した。その結果、本炉心は炉心設計基準を満足するとともに、セミピン型燃料体が十分Mark-III型燃料体の代替燃料体となりうることが明らかにされた。

報告書

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心の特性検討(その1); バックアップ燃料炉心の総合特性

安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.

JAERI-M 82-102, 368 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-102.pdf:9.27MB

多目的高温ガス実験炉の標準炉心(Mark-III炉心)は外面冷型中空燃料棒を用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、実験炉々心の性能改善の方向を探るため新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の検討を実施した。1つは内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心であり、他はマルチホール型燃料体から構成される炉心である。両炉心ともに高さが4m、燃料体カラム数は73であり、炉容器内の炉心およびその他の構造物の配置は標準炉心と同じである。検討の結果、これらバックアップ炉心は与えられた炉心設計基準を満足するとともに、標準炉心に比較していくつかの重要な設計項目については余裕が増し、Mark-III炉心と代替可能であることが明らかになった。本報告書はこのバックアップ炉心の核特性、熱流動特性、燃料特性や安全性などの総合的な炉心特性ならびに燃料体や炉心の構造検討について述べたものである。

報告書

多目的高温ガス実験炉MarkーIII 炉心の検討

安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦; 佐藤 治

JAERI-M 8399, 253 Pages, 1979/08

JAERI-M-8399.pdf:5.85MB

第1次概念設計において設計されたMark-III炉心は、現在まで実験炉の基本炉心として位置づけられてきた。しかし、このMark-III炉心設定以後も主として安全上の余裕増加や運転上の余裕増加を目標に、燃料装荷方式や制御棒引抜き手順の改善の検討が行われた。その結果、Mark-III炉心は炉心核熱設計における前提条件に大巾な変更の必要が生じないならば、実験炉の炉心として所定の性能を達しうるものであることが明らかになった。同時に、これらの検討を通して、(1)妥当な炉心設計上の指針・基準の確立、(2)燃料装荷法に対する燃料管理、誤装荷に関する対策および運転管理などの面からの要求の明確化、(3)設計手法の精度確認と改善の方策、などの必要性も明らかにした。

報告書

多目的高温ガス実験炉バックアップ炉心設計; 炉心諸元の検討と選定

青地 哲男; 安野 武彦; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.

JAERI-M 8064, 255 Pages, 1979/03

JAERI-M-8064.pdf:7.9MB

多目的高温ガス実験炉(熱出力50MW、原子炉出口ガス温度1000$$^{circ}$$C)の標準設計炉心は、外面冷却型中空燃料棒用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、この炉心の運転性能の改善の方向を探るため、新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の設計を実施した。本報告書には、バックアップ燃料および炉心の諸元を選定するに当っての基本的考え方および核・熱流動・燃料安全特性の解析結果を詳しく記述した。第1のバックアップ炉心は内面冷却型燃料棒(通称セミピン)を用いた燃料体で、また第2それはマルチホール型燃料体で構成される。いずれもに高さが4m、カラム数73である。両炉心ともに与えられた炉心設計の基準をほぼ満足するとともに、炉心の最低Re数を10,000以上(セミピン型)または6,000以上(マルチホール型)とする定格運転が期待できるものである。

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