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論文

Decommissioning plan of JRR-4

石黒 裕大; 平根 伸彦; 加藤 友章

Proceedings of European Research Reactor Conference 2018 (RRFM 2018) (Internet), 7 Pages, 2018/03

JRR-4は、軽水減速冷却スイミングプール型の熱出力3500kWの研究用原子炉である。JRR-4は、1965年1月に初臨界を迎えてから2010年12月までの約45年間運転してきた。その後、2011年3月11日に東日本大震災が発生した。JRR-4に致命的な被害はなかったが、種々のことを考慮してJRR-4を廃止することを決定した。その後、JRR-4は、原子力規制委員会に廃止措置計画を申請し、2017年6月7日に当該計画の認可を受けた。また、当該計画に関する保安規定の認可後の2017年12月15日から廃止措置の第1段階に入った。

論文

Decommissioning plan of JRR-4

石黒 裕大; 平根 伸彦; 加藤 友章

Proceedings of 8th International Symposium on Materials Testing Reactors (ISMTR-8) (Internet), 5 Pages, 2015/10

JRR-4は、軽水減速冷却スイミングプール型の熱出力3500kWの研究用原子炉である。JRR-4は、1965年1月に初臨界を迎えてから2010年12月までの約45年間運転してきた。その後、2011年3月11日に東日本大震災が発生した。JRR-4に致命的な被害はなかったが、種々のことを考慮してJRR-4を廃止することを決定し、近日中に規制機関へJRR-4廃止措置計画を提出する予定である。

報告書

研究用原子炉のJRF-90Y-950K型核燃料輸送物の臨界解析; 棒上傾斜落下時の変形量を想定

荒木 正明; 加藤 友章; 新居 昌至

JAEA-Technology 2010-015, 35 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-015.pdf:1.04MB

研究用原子炉JRR-3は、低濃縮ウランシリコンアルミニウム分散型合金を使用した軽水減速軽水冷却のプール型研究炉である。この燃料の輸送容器の仏国ライセンスの取得にあたり、棒上傾斜落下により輸送物の変形が生じても臨界安全性が保たれることを、仏国の審査当局から要求された。このため、JRR-3, JRR-4及びJMTRの新燃料を輸送するためのJRF-90Y-950K型核燃料輸送物について臨界解析を実施した。解析の結果、棒上傾斜落下試験時の変形を考慮しても、臨界安全性は確保されることを確認した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心に関する反応度管理及び燃焼度管理

加藤 友章; 荒木 正明; 出雲 寛互; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二

JAEA-Technology 2007-050, 39 Pages, 2007/08

JAEA-Technology-2007-050.pdf:14.09MB

JRR-3におけるアルミナイド燃料からシリサイド燃料への変更では、ウラン密度を2.2[g/cm$$^{3}$$]から4.8[g/cm$$^{3}$$]へ増大させた。このウラン密度増大により生じた過剰反応度の増加を抑制するために、可燃性吸収体を採用した。可燃性吸収体の燃焼は、反応度変化に大きく影響を及ぼすため、その燃焼のメカニズムを考察し、実際の原子炉運転に及ぼす影響を解明した。また、過去の運転データを精査し、サイクル初期に確保すべき過剰反応度及び原子炉計画外停止後の再起動可能時間を算出した。シリサイド燃料への変更では、燃料の最高燃焼度を50%から60%へ増大させ、燃料交換手法を6バッチ分散型方式から燃焼度管理方式へ変更した。本方式による燃料交換計画立案では、原子炉運転による燃焼度増加幅の予測が必要となるため、過去の運転データを精査し、燃焼度増加幅の予測手法を確立した。最後に、燃料有効利用を実現するための新たな燃料交換手法として、燃料装荷位置ごとに「使用済燃料とする燃焼度」を設定する手法の提案を行った。本手法を採用することにより、燃料の炉心滞在期間を約2%増大させることが可能であることがわかった。

報告書

保守データを活用した研究用原子炉(JRR-3)の保守管理方法の検討

出雲 寛互; 加藤 友章; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二

JAEA-Technology 2007-046, 23 Pages, 2007/07

JAEA-Technology-2007-046.pdf:4.54MB

JRR-3は、安全上重要な設備に対しては、主として予防保全である「時間計画保全」を中心に保守管理を行い、安全上重要でない設備機器に対しては「事後保全」を行うことにより、改造後約15年にわたり安全安定に原子炉運転を行ってきた。しかし、最近になって事後保全で管理していた設備の経年変化に起因していると考えられるトラブルにより原子炉の計画外停止の事例が増加してきた。一方、設備の保守対応に必要な資源(人・予算)の確保が年々厳しくなってきている。このような状況を踏まえ、JRR-3では安全性・信頼性を確保しつつ、経済性を考慮した合理的な保守管理を実施するため、過去の保守データを有効活用することにより、現状の保守方法を見直しているところである。本報告書では、保守見直しにおける方法を示すとともに、今後のJRR-3の保守管理における方針を述べる。

口頭

過去の保守データを活用したJRR-3の保守管理

出雲 寛互; 村山 洋二; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 加藤 友章

no journal, , 

JRR-3において、安全上重要な設備機器については予防保全である「時間計画保全」を中心に保守管理を行い、順調に原子炉運転を継続してきた。しかし、最近、おもに事後保全で管理していた設備機器の経年化に起因したトラブルによる計画外停止の事例が増加してきた。一方、その対応に必要となる資源(人・予算)の確保が厳しくなってきている。このような状態を踏まえ、JRR-3では安全性・信頼性の確保を維持しながら、経済性を考慮した合理的な保守管理を実施するため、過去の保守データを有効活用した状態基準保全の導入について検討した。その結果、JRR-3の今後の保守管理においては、時間計画保全と事後保全で実施していた設備機器の保守管理に状態基準保全を導入することとする。また、状態基準保全を行うには、その管理基準を明確にする必要があるため、過去に蓄積した保守管理データを整理解析して管理基準を明確にする。

口頭

JRR-3 maintenance program utilizing accumulated operational data

出雲 寛互; 加藤 友章; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二

no journal, , 

JRR-3は、安全上重要な設備に対しては、主として予防保全である「時間計画保全」を中心に保守管理を行い、非安重機器に対しては「事後保全」を行うことにより、改造後約15年に渡り安全安定に原子炉運転を行ってきた。しかし、最近になって事後保全で管理していた設備の経年変化に起因していると考えられるトラブルにより原子炉の計画外停止の事例が増加してきた。一方、設備の保守対応に必要な資源(人・予算)の確保が年々厳しくなってきている。このような状況を踏まえ、JRR-3では安全性・信頼性を確保しつつ、経済性を考慮した合理的な保守管理を実施するため、過去の保守データを有効活用することにより、現状の保守方法を見直しているところである。本会議では、保守見直しにおける方法を示すとともに、今後のJRR-3の保守管理における方針を述べる。

口頭

MVP-BURNを用いたCdワイヤーを含む炉心燃焼計算にかかる解析手法の検討

米田 政夫; 加藤 友章; 山本 和喜

no journal, , 

JRR-3では、原子炉の初期過剰反応度を制御するために燃料要素にCdワイヤーを取り付けている。Cdワイヤーは直径が0.4mmと細く、従来の計算ではCdワイヤーを1領域として形状を定義して計算を行ってきた。しかし、Cdワイヤーは非常に吸収断面積が大きいためCdワイヤーの燃焼は一様ではなく、自己遮へいの影響を強く受ける。そこで、Cdワイヤーの径方向を2領域に分割して、半径方向の燃焼分布を考慮した場合のCdワイヤーの燃焼特性が及ぼす炉心燃焼計算への影響について調べた。計算の結果、Cdワイヤーを2分割したモデル(2領域モデル)では当然予想されるように外部の領域では内部より早くCdワイヤーは燃焼した。一般的に、分割しないモデル(1領域モデル)は分割するモデル(2領域モデル)よりCdワイヤーは早く燃焼するが、本計算ではその傾向は原子炉運転後20日目過ぎから見られた。原子炉運転後7日目頃までは、両モデルの実効増倍率はほぼ同じであったが、その後、2領域モデルが高くなり、54日目頃以降は逆転して1領域モデルが高くなった。今後も計算モデルの詳細化等を行いながら、原子炉燃焼特性について解析を進め、ビーム利用設備の性能評価向上に努める。

口頭

Investigation of JRR-3 control rod worth changed with burn-up of follower fuel elements

細谷 俊明; 加藤 友章; 村山 洋二

no journal, , 

In JRR-3, control rod worth (CR worth) has been measured in an annual periodical inspection by inverse kinetics method. The CR worth is used for prediction of excess reactivity and estimation of control rod position at reactor start-up. The CR worth would change noticeably when the fuel the burn-up distribution in the core changes with the fuel exchange. We have investigated the influence of the fuel burn-up on the CR worth. It was made clear through the investigation that the CR worth is affected by relation between follower fuel burn-up and the local burn-up around the control rod.

口頭

大口径(12インチ)NTD-Si半導体製造のためのJRR-3重水タンク改造の検討,1; 核特性解析

細谷 俊明; 山口 淳史; 加藤 友章; 寺門 義文

no journal, , 

現在、NTD(Neutron Transmutation Doping:中性子核変換ドーピング)の技術開発において低コスト化及び量産化を図るために、JRR-3の重水タンクを改造して、大口径(12インチ)Si半導体照射設備を設置することを検討している。大口径照射筒は、他の利用設備への影響を考慮して2か所に配置する。重水タンクの改造は核特性に影響を及ぼすため、現状の原子炉設置変更許可申請に記載されている核的制限値等を満足する設計が不可欠となる。本発表では汎用核計算コードSRAC2006を用いて過剰反応度,炉停止余裕、及び出力ピーキングファクタ等の核特性解析を行い、制限値及び管理値を十分満足するものであることを確認した。

口頭

Status of JRR-3 after Great East Japan Earthquake

加藤 友章; 村山 洋二; 和田 茂; 鳥居 義也

no journal, , 

JRR-3 at Tokai site of JAEA was in its regular maintenance period, when the Great East Japan Earthquake took place on 11th March 2011. The reactor building with the solid foundations and the equipment important to safety survived the earthquake without serious damage, and no radioactive leakage has been occurred. Recovery work, check and test of the integrity for all components have been carried out. In response to the accident at Fukushima Daiichi NPS, the new safety standards for research and test reactor facilities came into force on December 18, 2013. The evaluation of natural disasters and prevention of spread of accidents beyond design basis mainly were enhanced in the standards. We have completed the necessary checks and assessments of JRR-3, and submitted an application document for change in reactor establishment permission to the Nuclear Regulation Authority on September 26, 2014.

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