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八谷 雄喜; 坂田 肇*; 角田 浩享*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(10), p.747 - 763, 1980/10
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山本 寿*; 石井 愛典*; 野本 昭二*; 関口 善之*; 原 忠*; 坂田 肇*
PNC TN941 80-04, 221 Pages, 1980/01
高速実験炉「常陽」の臨界近接試験は昭和52年3月16日より開始された。炉心は,総合機能試験の初期の段階で55本のダミー燃料,203本のブランケット燃料,48本の反射体が装荷された。中性子源はアンチモン-ベリリウム型で予想された臨界炉心の境界に装荷された。中性子源強度は約10
10n/secであった。中性子計測用の予備チャンネルは3系統用意され,これらの計測系はミニコンに入力され,タイプライタ及びカラーディスプレイに自動的に表示できるようプログラムされた。臨界近接は中心のダミー燃料(最終段階では1部のブランケット)と炉心燃料と置換することによって行われ,燃料装荷は15ステップにわけて実施された。燃料装荷にあたっては逆増倍曲線より推定される燃料装荷本数の1/2を装荷する「1/2クライテリア」が適用された。臨界近接の過程で,炉内燃料貯蔵ラックに一時貯蔵される燃料の中性子増倍により,中性子計測か大きな影響を受けたが,実測されたラック内燃料効果を用いて補正することにより,良好な逆増倍曲線が得られた。初臨界は4月24日に達成され,最小臨界本数は64本であった。予測された臨界本数は61+-5であり,試験結果との一致は良好であった。
角谷 浩亨*; 八谷 雄喜*; 坂田 肇*
PNC TN941 75-59, 37 Pages, 1975/05
期間1974年2月1日
1975年3月31日▲目的DCAの昇温実験装置により得られたATR用クラスター燃料体の温度係数を原型炉「ふげん」の設計に使用した核計算コードMETHUSELAH―2により解析し,その計算精度の確認を行なう。▲要旨中心の1チャンネルを昇温した場合のDCA炉心の反応度変化が解析された。解析にあたっては,1)中心の昇温チャンネルが,SUS製の構造材であるため,囲りのドライバー領域のチャンネルと核特性がかなり異なること。2)高温領域には減速材がなく,熱中性子スペクトルは囲りの常温の重水より流入したものが保持されること,の二点に特に注意した。解析結果を表に示す。▲中心1チャンネル昇温の場合のDCA炉心の反応度係数(%
k/k/C105)計算と実験の比較より,計算は実験の傾向,すなわち,濃縮度に対する変化の方向,燃料体系の場合300
をさかいに反応度係数が変化し,被覆管のみの体系では変化しないこと,等を説明することに成功している。しかし,数量的な一致は北5%濃縮の場合を除いて良いとは云えない。▲
平山 省一*; 神崎 直二郎*; 坂田 肇*; 吉田 恭二郎*; 山田 章*; 富山 清春*; 脇屋 吉衛*
PNC TN964 75-01, 43 Pages, 1975/01
高速実験炉「常陽」の建設工事のうち,電気設備については,1973年1月工事認可申請書の作成に着手し,工場製作,現地据付を行なった。本工事に先だち,その準備として常陽線管路工事を1971年8月着手した。そして1974年12月7日据付調整試験を完了したので,その設計および工事の概要について報告する。
平山 省一*; 神崎 直二郎*; 坂田 肇*; 阿部 功*; 橋本 尚*; 小杉 久夫*; 尾尻 洋介*
PNC TN965 74-03, 82 Pages, 1974/08
高速実験炉「常陽」の建設工事のうち,メンテナンス設備(諸設備の一部)の建設工事については,1972年4月工事認可申請書の作成に着手し,工場製作,現地据付を行ない,1974年7月25日据付調整試験を完了したので,その設計および工事の概要について報告する。
平山 省一*; 神崎 直二郎*; 坂田 肇*; 阿部 功*; 橋本 尚*; 小杉 久夫*; 尾尻 洋介*
PNC TN965 74-02, 109 Pages, 1974/08
高速実験炉「常陽」の建設工車のうち,原子炉冷却系については,1970年4月工事認可申請書の作成に着手し,工場製作,現地据付を行ない,1974年7月25日据付調整試験を完了したので,その設計および工事の概要について報告する。
平山 省一*; 神崎 直二郎*; 坂田 肇*; 阿部 功*; 橋本 尚*; 小杉 久夫*; 尾尻 洋介*
PNC TN965 74-01, 32 Pages, 1974/08
高速実験炉「常陽」の建設工事のうち放射性廃棄物処理設備については,1970年4月工事認可申請書の作成に着手し認可を受けた機器については遂次,工場製作,現地据付を行ない,1974年7月25日据付調整試験を完了したのでその設計および工事の概要について報告する。なお本設備の設計・工事に当り日本原子力研究所大洗研究所放射性廃棄物処理課阪田貞弘課長,松本章課長代理の多大の協力があったことに感謝します。
村松 精*; 柴 公倫*; 飯島 一敬*; 坂田 肇*
PNC TN941 74-15, 71 Pages, 1974/04
期間1972年7月19日1973年9月5日▲目的ATR型炉にプルトニウム燃料を部分装荷した場合の冷却材ボイド反応度を実験によって求める。▲要旨1.2%濃縮ウランを装荷したDCA炉心の中心部の燃料を0.54w/o富加プルトニウム燃料で置換し,パルス中性子法により,冷却材ボイド反応度を測定した。第1表に得られた結果を示す。この結果から次のことが結論される。▲1)プルトニウム燃料を部分装荷した炉心において,ボイド反応度は負の値を有し,これはボイド率の増加に伴い負側へ移行する。▲2)プルトニウム燃料の装荷体数の増加はボイド反応度を負側に移行させる。▲3)プルトニウム燃料の装荷体数の増加はボイド反応度に対する中性子の漏洩の寄与分を減少させる。25体装荷された炉心では,中性子の漏洩は必ずしもボイド反応度に負の寄与を与えない。▲
小綿 泰樹*; 浅野 雄一郎*; 池上 哲郎*; 菊地 宏*; 坂田 肇*
PNC TN941 73-49, 90 Pages, 1973/10
[期間]1972年9月11日1972年11月16日、[目的] DCAウラン炉心の重水中にボロン(B10)を0約7.5ppmの濃度で添加したボロン入り炉心の特性を実験的に把握する。[要旨] 格子ピッチ22.5cm, 1.2w/o濃縮ウラン燃料121体装荷炉心において、その減速材重水中にホウ酸(H
BO)を遂次溶解させることにより、重水中ボロン濃度を0, 3.30, 4.89, 6.43, 7.51ppmに変化させ、(1)ボロン濃度反応度、(2)制御棒反応度、(3)100%ボイド反応度および1/2炉心100%ボイド反応度を正炉周期法と臨界水位差法を用いて測定した。また銅線の放射化法により、(4)半径方向および軸方向中性子束分布も測定した。得られた実験結果を表1表3に示す。
浅野 雄一郎*; 楠 善次*; 菊地 広*; 坂田 肇*
PNC TN941 73-28, 27 Pages, 1973/08
期間1972年1月19日1973年8月31日▲目的格子ピッチ25.0cm炉心に制御俸を挿入し,中性子束分布および制御棒反応度効果の測定を行ない,炉心計算法の評価を行なう。▲要旨格子ピッチ25.0cm,1.2UO/2―0%ボイド炉心に実験用制御棒04本を炉心内の種々の位置に全挿入し,炉心半径方向の中性子束分布を燃料クラスタ中心と重水中で,銅の放射化法を用いて測定した。制御棒反応度は正炉周期法一臨界水位差法で求めた。▲炉心計算法はNOAH2―PDQ5のコードで行ない,制御棒挿入単位格子セルの組定数は吸収面積法によって求められた。▲実験値に対する計算精度は中性子束分布で1.23.0%であり,制御棒反応度で-0.8-4.4%である。この計算精度は22.5cmピッチ格子炉心の場合と同程度である。▲
坂田 肇; 永山 哲*; 大竹 厳*; 松延 広幸*; 斎藤 慶一
JAERI 1226, 27 Pages, 1973/03
熱中性子炉の燃焼計算に用いるFPの炉定数を作成した研究をまとめた。(1)約190個の核種の熱中性子領域30群、高速中性子領域54群、の断面積セット及び崩壊定数、収率などの核データを整備した。(2)10
、10
、 10
n/cm、secの中性子束レベルにおいて、照射過程でのFP核種原子数密度の時間変化を求め、重要なFP核種を選定した。(3)特に重要な8つの
-崩壊条例に属する核種を除き、残りのFP核種を3つの擬核分裂生成物(PFP)にグループ化した。(4)各PFPの多群の炉定を作成した。なおこの研究は
委員会、炉定数専門部会のFP炉定数作成ワーキンググループで実施されたものである。
飯島 俊吾*; 小林 隆俊*; 坂田 肇
JAERI 1206, 30 Pages, 1971/12
原子番号(Z)が32から68の範囲にある約190種の核分裂生成物(FP)の共鳴吸収積分および熱中性子吸収断面積データの収集、評価を行った結果をまとめたものである。共鳴積分は共鳴レベルパラメータを用いての計算値を実験データなどと比較して妥当と思われる値が決められた。熱中性子断面積は0、0253
(2、200m/sec)におけるデータの収集および重要なFP核種についてそのエネルギー依存性が求められた。整備された断面積データは燃焼過程でのFP核種の崩壊チエインの追跡の計算コード(FPCHAIN)のLibraryに用いられている。また各核種についての高速中性子領域5千群(MUFT型)、熱中性子領域30群(THERMOS型)の群定数セットも作られた。この研究はシグマ研究専門委員会炉定数専門部会のFP炉定数作成ワーキング、グループで実施されたものである。
坂田 肇; 永山 哲*; 大竹 巌*
JAERI 1194, 49 Pages, 1970/07
熱中性子炉の燃焼計算に用いる核分裂生成物(FP)の炉定数作成のために行なった研究をまとめたものである。すなわち、(1)FP核種の核データ(核分裂収量、崩壊定数、熱中性子吸収断面積および共鳴積分)の整備、(2)FP核種の崩壊チェインの作成、(3)FP崩壊チェイン追跡の計算コード(FP CHAIN)の作成、(4)102、103および104n/cmsecの中性子束レベルにおいて、燃焼に伴うFP核種の生成量の計算を行い、この結果からPseudo FPの取扱い方の妥当性の検討および燃焼計算で重要となるFP核種の決定がなされた。ここで取扱われているFP核種の数は約300であり、ここで得られた結果に基づき多群のPseudo FPの炉定数の作成が行なわれる。なおこの研究は委炉定数専門部会FPろ定数作成ワーキンググループで実施されたものである。
坂田 肇
日本原子力学会誌, 11(5), p.301 - 305, 1969/00
新型転換炉(ATR)の研究開発の一環として重水臨界実験装置(DCA)を建設し,炉物理の研究を実施する計画が進められている。ATR炉型はよく知られているように圧力管型の重水減速,軽水沸騰冷却炉で,クラスタ燃料,軽水,圧力管,熱絶縁層,カラソドリア管,重水で炉心が構成されている。重水域連打領域にはさらに多重円筒の制御棒やブースタ燃料が装荷されていて非均賢良の強い体系である。したがって,この体系の核的特性を精度よく実験的に把握し,炉心設計法の信頼度を高めることは重要な課題である。特に安全性につながるボイド係数,経済性につながるP
燃料装荷炉心に開する情報は重要である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 坂田 肇; 沢井 定; 金子 稔; 遠藤 雄三; 北原 種道; 小山田 六郎; 岩下 昶; 笠原 佑倖
JAERI 1018, 12 Pages, 1962/07
JRR-2建屋のうち気密を要する部分、すなわち鉄板で覆われた炉室並びに炉室と外界との連絡にあたる一般用エアロック室について行った気密・漏洩試験の結果を述べたものである。漏洩試験は圧力降下法及びフローテスト法によった。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は110
n/cmsecである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
