Conceptual design of experimental equipment for large-diameter NTD-Si

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 山本 和喜; 米田 政夫; 加島 洋一; 山下 清信

Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8), p.1225 - 1229, 2009/07

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2009.02.018

Neutron Transmutation Doping Silicon (NTD-Si) is expected to save effectively the consumption energy when an Insulation Gate Bipolar Transistor (IGBT) with NTD-Si is applied to electrical inverter of hybrid car. Therefore, development of neutron irradiation technology for the large-diameter silicon up to 12 inches diameter will contribute greatly to increasing production of NTD-Si and cost reduction. In our development project, an irradiation-experimental equipment is designed by using the Monte Carlo neutron transportation calculation code (MCNP5) in order to improve the neutron flux distribution of the radial direction on 12 inches NTD-Si. As the results of the calculations, the neutron absorption reaction ratio of the circumference to the center was within 1.09 by use of the thermal neutron filter which covers the surface of the silicon ingot. The flatting effect of neutron flux distribution for the 12 inches diameter silicon will be confirmed experimentally by using the equipment, which will be installed in the Japan Research Reactor No.4 (JRR-4) in 2009.

JRR-4低濃縮ウランシリサイド燃料炉心の特性試験

平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.

JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB

JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。

High power transient characteristics and capability of NSRR

中村 武彦; 片西 昌司; 加島 洋一; 谷内 茂康; 吉永 真希夫; 寺門 義文

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.264 - 272, 2002/03

https://doi.org/10.3327/jnst.39.264

原研NSRRでは制御系を改造し、異常過渡時の燃料挙動を調べるための高出力過渡運転(台形パルス運転)を実現した。この運転により、数ミリ秒間で最高出力23GWに達する単一パルス運転に加え、最高出力10MWの高出力運転を数秒間程度続ける運転が可能となった。この運転のために開発した1点動特性モデルによるシミュレータを用いた計算と運転試験により、台形パルス運転でのNSRRの特性を評価した。本報では、台形パルス運転でのNSRRの能力,運転限界,制御棒価値やフィードバック反応度等の特性について議論する。また、この台形パルス運転によりBWRの出力振動を模擬した運転が可能となった。

JMTR・BOCA装置による燃料の出力急昇試験

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

JAERI-M-88-202.pdf:1.75MB

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。BWR88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。

12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計,1; 核解析による大口径NTD-Si均一照射条件の検討

八木 理公; 加島 洋一; 渡邊 雅範; 山本 和喜

no journal, , 

最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計する。この設計手法の妥当性を確証するため、JRR-4で照射実験を行う。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いてSi中性子吸収反応率の偏差が-3.2% +5.3%、シリコン中心に対する外周のSi中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、目標値であるO/C比1.1を満足することができた。

Current status of JRR-3

加島 洋一; 新居 昌至; 丸尾 毅

no journal, , 

The Reactor Regulation Act was revised in June 2012, for the purpose of ensuring the robustness of the fission reactor safety based on the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The revision introduces the back-fit system under which already authorized nuclear facilities are also required to conform to new regulatory requirements. We confirmed that JRR-3 conforms to new regulatory requirements on research and test reactor facilities and applied for approval of the construction license.