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2003年谷内 茂康; 佐藤 忠; 須賀 新一*; 小室 雄一; 内田 正明; 中島 邦久; 中村 仁一; 雨澤 博男; 大村 英昭*; 湊 和生; et al.
JAERI-Review 2003-025, 162 Pages, 2003/09
JAERI-Review-2003-025.pdf:5.96MB
国家資格試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第31回35回,19992003年)の解答例集である。解答例によって、簡単な解説あるいは参考文献を付記した。
内田 正明
JAERI-Data/Code 2002-012, 35 Pages, 2002/05
JAERI-Data-Code-2002-012.pdf:1.71MB
単純な1質点系モデル及び多質点系モデルを用いた耐震プログラム群SSAPを開発した。S波による横揺れ解析用プログラムは、大崎スペクトルのモデルに基づく模擬地震動作成プログラム,1質点応答スペクトル計算プログラム,1次元多質点モデルによる計算プログラムの3つから成る。これらによる計算結果を次の計算の入力データとして用いることにより見通しのよい逐次計算を行うことができる。この他に、直下型地震で「石が跳ぶ」現象の解析を主目的に、垂直方向のP波応答を計算する1次元多質点系解析プログラムを加えた。これらのプログラムの応用計算において、多質点系を1質点計算の重畳で近似できる条件について、また跳び石現象が起こる条件やそれによる応力についていくつかの知見を得た。
内田 正明
IAEA Regional Workshop on Accident Management and Emergency Response for Research Reactors, 11 Pages, 2002/00
1999年東海村で起こった核燃料再処理転換工場での臨界事故について、主として原子力安全委員会の報告書をもとに概説する。内容は、加工工場における特殊少量生産という特殊性を含めた事故の背景,事故の経過と終息させるための活動,核分裂数と被曝量の推定等で構成する。原研,サイクル機構という2つの大規模研究機関を立地させている東海村で起こったという事故の特殊性,及びその経験に反映された防災オフサイトセンターの設置等,事故等の改善策についてもふれる。
pellet中村 仁一; 内田 正明; 上塚 寛; 古田 照夫
IAEA-TECDOC-1036, 0, p.127 - 138, 1998/08
燃焼度63MWd/kgUの高燃焼度UOペレットの熱拡散率をレーザーフラッシュ法により室温から最高温度1800Kにかけて測定した。高燃焼度ペレットの熱拡散率は、未照射ペレットに比べて室温で半分以下に低下したが、両者の差は温度の上昇とともに小さくなる傾向を示した。測定最高温度を上昇させながら測定を繰り返したところ、熱拡散率は、800K~1200Kにかけて次第に上昇する傾向を示した。これは照射損傷の回復による熱拡散率の上昇であると推定される。試料間の熱拡散率のばらつきは主として試料密度の差で説明できることが明らかとなった。また、高燃焼度ペレットの熱拡散率は固溶FPを添加して化学的に高燃焼度燃料を模擬したSIMFUELに比べてやや小さかった。これはSIMFUELには含まれない照射損傷やFPガス気泡の影響と考えられる。
pellet中村 仁一; 内田 正明; 上塚 寛; 古平 恒夫; 山原 武; 菊地 章
Proc. of Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.499 - 506, 1997/03
ハルデン炉で、燃焼度63MWd/kgUまで照射された、UOペレットの熱拡散率の測定を室温から1794Kにかけてレーザーフラッシュ法を用いて行った。高燃焼度UOの熱拡散率は、未照射UOに比べて室温で半分以下に低下していたが、その差は温度の上昇とともに減少し、両者は、約1800Kでは、ほぼ一致した。また、測定最高温度を次第に上昇させながら測定を繰り返したところ、800K-1200Kにかけて熱拡散率が次第に上昇する傾向を示した。これは照射損傷の回復にともなうものと推定された。回復後の熱拡散率は、固溶FPを加えた模擬高燃焼度燃料SIMFUELの値よりやや小さい値を示した。熱拡散率の測定値は、試料毎にばらつきを示したが、この試料間の熱拡散率の差は、試料密度の差で大部分説明できることが明らかになった。
内田 正明; 吾勝 永子; 荒井 康夫; 湊 和生; 末武 雅晴; 高田 和夫; 井川 勝市
JAERI-Review 94-001, 94 Pages, 1994/08
JAERI-Review-94-001.pdf:2.74MB
核燃料取扱主任者試験問題(第22回~第25回)の解答例集である。各解答例には簡単な説明または参考書を付した。なお、法令関連の解答例は含まれていない。
内田 正明
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.752 - 761, 1993/08
被引用回数：2 パーセンタイル：29.79(Nuclear Science & Technology)FPガス放出率を燃料温度を用いて計算するのは、最初に温度を見積らなくてはならないので間接的である。燃料の設計および運転パラメータから直接FPガス放出率を求める計算式を得るために、Boothモデル型の拡散放出モデルを、拡散定数の温度依存性を線出力密度依存性に書き替える形で修正した。得られた計算式は、任意定数を適当に定めることにより、最高60,000MWd/tの燃焼度までの様々な照射履歴の下でのFPガス放出を良く表現できることが示された。この計算モデルは、単純な出力履歴に対しては、グラフを用いた半解析的な方法でガス放出率を求めることができる。
内田 正明; 斎藤 裕明*
JAERI-M 93-108, 36 Pages, 1993/05
燃料を高燃焼度まで照射すると、出力分布は照射初期とは異なったものになる。とくに半径方向には、燃料表面でのピーキングが大きくなる場合が多く、リム効果として知られる燃料組織変化の原因になることがある。燃料の照射実験において、このような出力分布を簡便に解析するための手段として、多領域の燃焼過程計算コードRODBURNを開発した。このコードは、既成の燃焼コードORIGENのアクチニドに関する部分を中核とし、燃料表面に偏ったプルトニウムの生成を扱うために、これに共鳴吸収計算コードRABBLEを結合したものである。高燃焼度までの燃料照射実験についての検証計算により、コードは種々の初期濃縮度をもつ燃料における半径方向燃焼度分布を再現しうることが示された。
内田 正明; 中村 仁一; 石井 忠彦
JAERI-M 92-177, 39 Pages, 1992/11
主にBWR燃料で問題にされてきた出力急昇破損について、炉外でのヨウ素応力腐食実験とベース照射を伴う出力急昇試験の接点を調べるため、未照射燃料にヨウ素を富化した状態で出力急昇試験を行った。ペレット-被覆ギャップ幅の調整などにより、応力的には実際の燃料破損が起こる条件よりやや低めの条件を設定した。ヨウ素雰囲気は、UO
、MoO
とCsIの粉末を混合して制御した。3本の燃料棒を用い、次第に条件を強めて最後はヨウ素分圧を1気圧程度まで高めたが、破損は起こらなかった。この結果および過去の炉内応力腐食実験結果の考察から、炉外応力腐食実験は必ずしも実際の条件を模擬したものとはいえず、実際の出力急昇破損においてはヨウ素の寄与は小さいものと考えられる。
内田 正明
JAERI-M 91-132, 32 Pages, 1991/08
酸化膜をつけたジルカロイ(2,4)およびZr-Nb(1%,2.5%)被覆管の水素吸収特性を、あらかじめ水蒸気または酸素または空気中で酸化した後、水素気体中で加熱する方法で調べた。一般に水素吸収速度は酸化量(酸化膜厚さ)に依存した。またZr-Nbでは酸化時の雰囲気にも大きく依存したが、ジルカロイではあまり依存しなかった。いずれの材料も、酸化曲線の遷移点付近まで酸化した場合、水素吸収速度が大きくなる傾向がみられた。遷移点を越えて酸化した場合、ジルカロイの水素吸収速度は酸化量によらずほぼ一定、またはやや減少傾向を示した。Zr-Nb、特にZr-2.5%Nbでは遷移点を越えると、明らかに水素吸収速度が低下する傾向を示した。
原山 泰雄; 松並 清隆*; 石井 忠彦; 中村 仁一; 内田 正明
JAERI-M 91-003, 38 Pages, 1991/02
沸騰水キャプセル(BOCA)内部の熱的挙動の全体像を把握することを目的に熱解析を行なった。BOCAとは、材料試験炉(JMTR)において軽水炉燃料セグメントの出力急昇試験に使用している照射試験装置としてのキャプセルの一型式である。解析により、燃料セグメント線出力密度が600W/cm時、キャプセル外筒内面の熱伝達率は0.71W/cm
K程度であることが明らかになった。さらに、燃料セグメント部で発生した熱量のうち10%程度の熱量はペレット・スタックの上側部分に移動し、冷却されると予想されることが分かった。
上塚 寛; 中村 仁一; 永瀬 文久; 内田 正明; 古田 照夫
Fuel Performance Experiment and Analysis and Computerised Man-Machine Communication, p.1 - 11, 1990/09
高燃焼度化に伴う燃料特性の変化を調べるために、商用PWRとHBWRで照射した燃料に対する広範な照射後試験計画を立案した。PWR燃料に対するPIEの主要目的は、ペレットの熱伝導特性の変化、ガドリニア添加の化学的効果および燃焼度伸長に伴う被覆管の特性変化についての情報を取得することである。また、PWR燃料はJMTRのBOCAカプセルで再照射し、出力変動や出力急昇時のフィッションガス放出挙動を調べる予定である。HBWRで62MWd/kgUまで照射した燃料に対しては、様々な金相試験を実施すると共に、化学溶解試験と酸素ポテンシャルの測定を行う。
内田 正明; 斎藤 裕明*
JAERI-M 90-002, 30 Pages, 1990/02
燃料挙動解析コードFEMAXI-IVの実炉燃料への適用性を調べるため、BWRで福島第一・3号炉における信頼性実証試験、PWRでZORITA炉における高燃焼度燃料試験をとり上げ、公開文献に記載された条件に従った計算を行ない、結果を照射後試験データと比較した。BWR燃料に関する比較結果は、燃料棒変形、FPガス放出率等につき大むね良い一致を示し、同コードの30MWd/kg程度の燃焼度までのBWR実炉燃料への適用性を示した。PWR燃料に関する結果では、設計パラメータの変化に対する過剰な応答が計算される等の問題が見られた。これはZORITA燃料が最高56MWd/kgと非常に高燃焼度であることが第一の原因であり、FEMAXI-IVに限らず、主に低燃焼度における知見をベースに構成されたコードを、高燃焼度まで適用する場合の問題を示していると考えられる。
村松 健; 近藤 康彦; 内田 正明; 早田 邦久
JAERI-M 88-261, 54 Pages, 1989/01
軽水炉のシビアアクシデント時ソースタームを評価する上で、炉心-コンクリート反応(CCI)によるFPの放出は、重要な不確実さ要因となっている。そこでOECD/NEA/CSNIのソースターム専門家グループ(GREST)がCCI解析モデルに伴う不確実さについて検討するために実施しているCCI化学熱力学ベンチマーク問題解析に参加した。このベンチマーク問題は、与えられた温度、圧力、デブリ組成に対するFP化学種の平衡蒸気圧を求めるものであり、原研では、独自に開発したコードMPEC2を用いて解析を行った。解析に必要な熱力学データには、VANESAコードの内蔵データを用いた。
内田 正明; 中村 仁一; 市川 逵生; 加島 洋一; 瀬崎 勝二; 石井 忠彦; 岩井 孝
JAERI-M 88-202, 53 Pages, 1988/10
JMTR出力急昇試験設備(BOCA/OSF-1)を用いて、国産試験燃料ピンの出力急昇試験を実施した。BWR8
8型及びPWR1717型を模擬した燃料ピンを、OWL-2ループで5-8MWd/kg-Uまで低出力照射した後、計7本(B型5本、P型2本)をBOCA/OSF-1に移し、初期出力約30kW/mから最高出力48-56kW/mまで、出力急昇させた。このうち3本については、最高出力到達後、最高300回の出力サイクルを加えた。この結果、どの燃料ピンにも、破損あるいは欠陥を生じなかった。
市川 逵生; 内田 正明; 柳澤 和章; 中村 仁一; 中島 鐵雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(8), p.609 - 614, 1988/08
被引用回数：2 パーセンタイル：37.29(Nuclear Science & Technology)原研は1967年からノルウエーのHBWR炉において燃料計装を利用して燃料の照射試験を実施している。その主な目的はペレット・被覆相互作用の研究であった。特に被覆管の直径測定を含む燃料研究に重点をおいて研究を行った。実験条件は定常照射、出力急昇、出力サイクルにわたっている。実験から得られたデータは燃料ふるまいコードFEMAXIの開発と検証に用いられた。本論文は実験から得られた主要な成果をとりまとめたものである。
永瀬 文久; 内田 正明
JAERI-M 88-058, 26 Pages, 1988/03
ジルコニウムライナ管はPCIによる局所的な機械的応力を緩和する。この緩和の機構を調べ定量的な把握を行うために、ソッジングを模擬してジルコニウムライナ管とジルカロイー2管の内側から局所変形を加え、ジルコニウムライナのふるまいと効果を調べた。
内田 正明; 斉藤 裕明*
JAERI-M 86-158, 58 Pages, 1986/11
炉心損傷事故時に露出した原子炉1次冷却系における揮発性FPの移行を解析するために、HORNコードを開発した。本報は、そのモデルを解説する。FPの放出または沈着を決定する再重要因子として、コードは流体中および配管表面におけるFP化学形を、気・液・固体平衡モデルにより計算する。その結果を用いて、拡散による気体FPの沈着、エアロゾルの析出等を計算する。解析対象元素を少なくする為、周期律表上の同族元素を1つに代表させ、また揮発性の低い元素を1つの仮想元素として纏める等の近似を行った。現在解析対象として I,Te,Sb,Ag,Cd,Baである。
内田 正明
Nuclear Technology, 73, P. 124, 1986/00
標題の論文はNuclear Technologyに発表されたもので、事故時に放出されるFPと制御材材料である銀の化学形を計算し、1700K附近の温度ではAgIが支配的な化学種となることを主張している。しかしこれは熱力学データの取扱いを誤った結果であることが明白であり、AgIは無視はできないが、CsIよりモル分率が多くなることはない。
早田 邦久; 内田 正明; 成冨 満夫
Proc.ANS Meeting on Fission Product Behavior and Source Term Research, p.69 - 1, 1985/00
軽水炉の炉心損傷事故時には、炉心からFPが一次系を経て格納容器中に放出される。格納容器の健全性が損われるとFPは環境へ放出されることになる。したがって、炉心損傷事故時の影響を評価するには、FPの一次系内および格納容器内での挙動を把握する必要がある。原研では炉心損傷事故時の原子炉挙動研究の一環として、一次系内FP挙動および格納容器内エアロゾル挙動解析を行っている。これまでに、一次系内FP挙動解析コードHORN,格納容器内エアロゾル解析コードREMOVALを開発し感度解析を行った。今後実験データなどによる評価と実験解析を行う。
