照射試験片の再生技術の開発,3; 平成7,8年度原研・IHI共同研究成果報告書(共同研究)

西山 裕孝; 深谷 清; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 中村 照美*; 貝原 正一郎*; 吉田 和夫*; 佐藤 彰*

JAERI-Tech 98-041, 30 Pages, 1998/10

JAERI-Tech-98-041.pdf:2.0MB

本報告書は平成7,8年度に実施した照射試験片の再生技術の開発に関する原研・IHI共同研究の成果をまとめたものである。当該年度は、表面活性化接合法の高度化を図るために、接合面形状の変更を行い、接合制御パラメータとしてトルクを導入した。また、接合した試験片の非破壊検査、接合中の試験片の温度測定等を行うとともに、接合がシャルピー衝撃試験結果に与える影響等について詳細に検討した。さらに、中性子照射を受けても接合部の健全性が確保できることを示した。

表面活性化接合法による原子炉圧力容器監視試験片再生技術の開発

中村 照美*; 貝原 正一郎*; 吉田 和夫*; 佐藤 彰*; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀

石川島播磨技報, 36(2), p.91 - 97, 1996/03

http://ci.nii.ac.jp/naid/40000126240

試験済みの原子炉圧力容器監視片(シャルピー衝撃試験片)の未変形部分を利用し、シャルピー衝撃試験片を再生する方法として、材料を溶融させずに低温で接合可能な表面活性化接合法の適用を検討した。その結果、本手法が他の溶接による接合法と比較して、接合中の温度上昇や熱影響部幅を抑えるという試験片再生技術に求められる要件において、より優れた試験片再生手法であることを確認した。また、本手法により接合した継手のシャルピー衝撃特性は母材と同等であった。

照射試験片の再生技術への開発; 平成5年度原研・IHI共同研究成果報告書

鬼沢 邦雄; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 柴田 勝之; 鴻坂 厚夫; 見原 正一郎*; 中村 照美*; 佐藤 彰*; 吉田 和夫*; et al.

JAERI-Tech 94-017, 58 Pages, 1994/09

JAERI-Tech-94-017.pdf:2.74MB

原子力プラントの供用期間を延長する場合、原子炉圧力容器の監視試験用試験片が不足する可能性がある。そのため、試験済みのシャルピー衝撃試験片を有効に利用し、シャルピー試験片を再生する手法として、表面活性化接合法の適用性を検討した。表面活性化接合法では、真空中で回転摩擦を用いて表面を活性化することにより、原理的に試験片を溶融させずに低温で接合させることが可能である。本報告では、原子炉圧力容器用鋼材を用いて、表面活性化接合法によるシャルピー試験片再生法の基礎的検討を行った。この結果から、接合部近傍の組織変化領域幅を片側1.5mm以下、照射温度以上に上昇する領域幅を片側3mm以下に抑えることができることがわかった。本手法が、他の溶接による接合法と比較して、より優れた試験片再生法であることが確認できた。

FCAによる金属燃料高速炉ベンチマーク実験,II; FCA XVI-1炉心の実験と解析

飯島 進; 大井川 宏之; 坂東 勝*; 大野 秋男; 桜井 健; 根本 龍男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄; 早坂 克久

JAERI-M 93-186, 91 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-186.pdf:2.56MB

金属燃料高速炉を模擬したFCA XVI-1炉心での実験に基づいて、金属燃料高速炉の核設計計算への核データと計算手法の適用性を検証した。実験では、安全性評価に係わる反応度フィードバック係数に重点を置き、ドップラー効果、ナトリウムボイド効果、燃料移動および燃料膨張効果を測定した。解析は、JENDL-2核データライブラリーと3次元拡散計算により行い、計算はこれらの核特性を精度良く予測できることを示した。ただし、ドップラー、広領域ボイドおよび径方向燃料移動反応度価値については、計算精度の改善を検討する必要のあることを明らかにした。

FCAに於ける高転換軽水炉(HCLWR)模擬炉心(Phase-1)の出力分布の測定

大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄

JAERI-M 91-186, 63 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-186.pdf:1.5MB

高転換軽水炉の炉物理量を把握するために、FCAにウラン燃料及び減速材としてポリスチレンを用いたゾーン型模擬炉心(FCAXIV)を構築した。減速材ボイド率、減速材対燃料体積比及び燃料濃縮度をパラメータに、線計測法により径及び軸方向の出力分布を測定した。板状燃料に対する線計測性の特色を活用して、非均質性を有するセル内の核分裂率微細構造を求めた。さらにこの出力分布からバックリングを求め、計算により求めた移動面積を用いて無限増倍率kを求めた。径方向分布については、どの炉心についてもSRACによる計算値は実験値を過大評価しているが、軸方向については両者は良く一致している。セル内の核分裂率分布の計算値は、実験値を概ね再現しているものの、スペクトルの軟い炉心では過小評価する。無限増倍率kは両者実験誤差内で一致している。

Investigation on criticality and infinite multiplication factor of high conversion light water reactor using zone-type FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium

大杉 俊隆; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 桜井 健; 田原 義寿*; 吉田 弘幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(5), p.477 - 491, 1989/05

https://doi.org/10.3327/jnst.26.477

高転換軽水炉の核特性評価における計算手法とデータの妥当性を検討するため、FCA-HCLWR炉心にて測定された積分データ実効増倍数及び無限増倍数を計算値と比較した。SRACシステムとJENDL-2データファイルを用いた実効増倍数及び無限増倍数の計算値は実験値とそれぞれ良く一致した。また、これらのC/E値は燃料濃縮度、減速材ボイド率または減速材対燃料体積比等の燃料セルパラメータに依存せずそれぞれほぼ一定値となり、実効増倍数と無限増倍数のC/E値の間にも不整合は無かった。C/E値の平均値は実効増倍数に対して0.989、無限増倍数に対して0.988であった。

スキャニング法による軸方向非均質模擬炉心(FCAXIII炉心)の相対出力分布の測定

佐藤 邦雄; 大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 若英*

JAERI-M 86-191, 76 Pages, 1987/01

JAERI-M-86-191.pdf:2.05MB

スキャニング法により、軸方向非均質炉の径方向核特性を把握する為、軸方向非均質部分模擬炉心(FCAXIII炉心)の相対出力分布を測定した。ここでは、内部ブランケットを炉心中心部に設けたFCAXIII-1およびFCAXIII-2炉心の出力分布から径方向の出力分布の平坦化の度合・チャンネル出力の変化を調べた。この測定により、炉心中心部に内部ブランケットを設ける事により、軸方向のみならず径方向にも出力分布の平坦化が達成できる事を確認した。また、内部ブランケットの形状を変えることによって チャンネル出力の平坦化が達成できる事を確認した。測定した全てのケ-スについて計算を行なったが、計算値はおおむね実験値の傾向を再現している。実験値と計算値は炉心領域においては良く一致している。しかし 内部ブランケットおよび軸方向ブランケット領域では、計算値は実験値を過小評価している。チャンネル出力分布及び出力ピ-キング係数に付いては、計算値と実験値は良く一致している。

スキャンニング法による大型軸方向非均質模擬炉心の相対出力分布の測定

佐藤 邦雄; 大杉 俊隆; 大野 秋男

JAERI-M 85-207, 42 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-207.pdf:1.01MB

軸方向非均質模擬炉心の相対出力分布をスキャンニング法により測定した。内部ブランケットの存在により軸方向出力分布が平坦化される度合を調べるために、出力ピーキング係数を求めた。軸方向出力ピーキング係数は厚さ20cmの内部ブランケットを設けることで約12%減少することがわかった。模擬制御棒を炉心内に部分挿入した場合の出力分布の歪みを測定した。この測定により制御棒の濃縮度と歪みの大きさの関係、歪みの伝播する範囲、およびその範囲が内部ブランケットの存在によって変化することを明らかにした。測定した全てのケースについて計算を行った。計算値は炉心およひ内部ブランケット領域では実験値をよく再現しているが、外部ブランケット領域では過小評価していることがわかった。

Measurement of relative power distribution at fast critical assembly by using gamma counting method

大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(1), p.76 - 78, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jnst.22.76

相対出力分布の測定は炉心特性を評価する上で重要である。線計測法は相対出力分布を測定する上で炉心内の任意の位置の測定が可能であることに加え、測定系が簡便である等の利点を有する。この手法は照射中に燃料板内に蓄積されたF.Pからの線強度を計測することにより相対出力を求める。この手法をFCAXI-1(均質)およびXI-2(軸方向非均質)炉心に適用し相対出力分布を測定した。さらに測定された分布から軸方向ピーキング係数を算出し、FCAXI-1炉心について1.252.5%,XI-2炉心について1.162.5%を得た。内部ブランケットを用いたXI-2炉心のピーキング係数は均質炉心XI-1に較べ約8%減少している。また拡散計算で得られた出力分布は内部ブランケット領域で約20%の差が認められるが炉心部では一致している。これらの測定結果から線計測法は相対出力分布の測定に有効であることを示した。

PNC型ナトリウム中水素検出計の長期性能試験(リーク検出計開発試験 第2報)

黒羽 光雄; 武田 邦雄; 飯塚 昇司; 佐々木 修一; 岡田 敏夫; 磯崎 三喜雄; 大後 美道; 佐藤 稔

PNC TN941 81-49, 204 Pages, 1981/05

PNC-TN941-81-49.pdf:22.56MB

高速原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の水漏洩検出計としてPNC型ナトリウム中水素検出計が開発された。この長期耐久性を確認するために、4基の水素計を大洗工学センタ内のナトリウム純度管理試験ループに1基、ナトリウム流動伝熱ループに2基および燃料ピン流動試験ループに1基を据付け、最高1万時間を目標にナトリウム実流試験を実施した。試験期間は1977年11月から1980年2月までであった。水素計は2号機MK-2タイプで、これは真空系が動的室と静的室とに分離されているが、フレッキシブルチユーブで両室を結合することも可能な構造のものである。本試験結果、次の成果を得た。(1)4基中2基が目標の1万時間以上を達成した。4基の積算時間の総計は約35,000時間であった。ナトリウム系およびニッケル膜には何の異常もなく、充分な耐久性を確認できたが、2基の真空系に計3回の空気漏洩を経験した。(2)ニッケル膜の水素透過率、およびイオンポンプ出力電流と水素圧力の関係に経時変化はほとんど生じなかった。(3)イオンポンプ排気速度が積算水素排気量の増加とともに低下した。この低下する傾向は水素計によって大きな差があり、2基は初期の200Torr・を排気する間の変化が著しかった。(4)較正曲線であるナトリウム中水素濃度とポンプ出力電流の関係が経時変化するのは、ポンプ排気速度の変化が主原因であることが判った。(5)ノイズの点で、ポンプ出力電流よりもヌードゲージ出力の方が水素検出計の信号として優れていた。