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加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋
JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02
JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB
炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。
加藤 優子; 矢吹 健太郎*; 大川内 靖
JAEA-Technology 2013-018, 118 Pages, 2013/07
JAEA-Technology-2013-018.pdf:3.73MB
高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間にわたって実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験のうち、「制御棒価値確認」では、制御棒価値測定のための基礎データを取得するとともに、各制御棒の反応度価値を測定した。
城 隆久; 後藤 健博; 矢吹 健太郎; 池上 和律; 宮川 高行; 毛利 哲也; 久保 篤彦; 北野 彰洋; 中川 浩樹; 川村 義明; et al.
JAEA-Technology 2010-052, 84 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2010-052.pdf:17.14MB
高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間に渡って実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験は、制御棒価値,プラント内外の空間線量当量率,冷却材やカバーガスの純度確認及び1次主冷却系循環ポンプのコーストダウン特性を測定する試験等、合計20項目の試験で構成される。平成22年5月8日に臨界を達成、長期停止・燃料交換後炉心でも十分な精度で臨界予測が可能であることを実証した後、国の使用前検査により安全上の技術基準を満足していることを確認した。その後、研究開発を目的とした試験を行い、おもに零出力炉物理特性(特に、Am-241を多く含む炉心の特性)の把握に資するデータを収集した。また、日本原子力学会を通じて大学等から提案のあった未臨界度の測定法を検討するための試験も実施するとともに、中性子計装の健全性確認のための測定や核出力校正の確認、1次主冷却系循環ポンプコーストダウン特性確認等を実施した。
加藤 優子; 梅林 栄司; 沖元 豊; 奥田 英一; 高山 宏一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 松崎 壮晃; 吉田 英一; 前田 宏治; et al.
JAEA-Research 2007-019, 56 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-019.pdf:6.79MB
「もんじゅ」の運転再開にあたって、今後新たに製造する燃料に加え、平成7年に実施した性能試験で燃焼を経験した燃料及び本格運転以後に使用する予定で保管されている燃料についても利用する計画である。これらの燃料については、製造後、既に10年を越えてナトリウム中(原子炉容器及び炉外燃料貯蔵槽)、あるいは大気中に保管された状態にある。これら燃料の保管中における経年的影響について燃料の機械的な健全性の確保の観点から、技術的検討・評価を行った。具体的には、これら長期保管状態にある燃料集合体について、経年的な影響を放射線による影響,環境による影響,機械的な影響等に着目して、熱,流動,構造強度,材料等の観点から、網羅的に整理して考察した。その結果、長期保管状態にある燃料集合体が有する機械的健全性は損なわれておらず、使用上での要求機能,性能を確保していることが明らかとなった。
加藤 優子; 宮川 高行; 影山 武; 沖元 豊
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、前回性能試験後から原子炉停止期間も含めて中性子計数率を継続して測定した。その結果から、原子炉停止期間中の外部中性子源(中性子源集合体のカリフォルニウム252)の減衰と燃料組成の変化(おもにプルトニウム241の崩壊)による影響を評価するとともに、燃料交換による計数率の増加についても検討した。
加藤 優子; 宮川 高行; 影山 武; 沖元 豊
no journal, ,
高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、前回性能試験後から原子炉停止期間も含めて中性子計数率を継続して測定した。その結果から、原子炉停止期間中の外部中性子源(中性子源集合体のカリフォルニウム252)の減衰と燃料組成の変化(おもにプルトニウム241の崩壊)による影響を評価するとともに、燃料交換による計数率の増加についても検討した。
毛利 哲也; 高野 和也; 北野 彰洋; 諸橋 裕子; 加藤 優子; 矢吹 健太郎; 宮川 高行; 大川内 靖; 羽様 平
no journal, ,
「もんじゅ」は2010年5月6日に、約14年5か月の停止期間を経て試運転を開始し、同年7月22日まで炉心確認試験を実施した。停止中の約14年の間に、炉心の燃料にはAm-241が蓄積している。このため、Am-241を比較的多く含んだ炉心の炉物理特性データを取得することができる。試験ではおもに、臨界性,制御棒価値,温度係数が測定された。臨界性については、臨界となったときの制御棒位置は事前の予測の範囲内であり、Am-241を含んだ炉心の臨界性の予測制度は良好であることが確認できた。制御棒価値については、中心制御棒であるCCR1をペリオド法で、その他の制御棒を置換法で測定した。温度係数については、測定値は前回性能試験と比べて、絶対値が減少していることが確認された。これは燃料交換等による燃料の組成変化が影響していると考えられ、おもに、Pu-239, Pu-241, Am-241の寄与が大きいと考えられる。
加藤 優子
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験の炉心確認試験(平成22年5月-7月)において、ペリオド法及び置換法にて制御棒校正曲線(制御棒価値)を求め、さらに、原子炉の過剰反応度及び反応度抑制効果,反応度停止余裕についても評価した。
加藤 慎也; 加藤 優子; 北野 彰洋; 上山 正彦*; 福地 郁夫*
no journal, ,
「もんじゅ」の原子炉容器(RV)室内における空間線量率の評価のため、ガラス線量計による測定及びMCNPに基づく解析を実施した。MCNPを用いたRV室内の空間線量分布の評価及び実測値と解析評価値の比較を行った。その結果、RV室内の線量分布を得るとともに、MCNPを用いた解析手法の保守性及び妥当性を確認した。