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大西 信秋
デコミッショニング技報, 0(12), p.11 - 21, 1995/07
最近、古典的な研究炉の解体が計画あるいは実施されている。研究炉は、使用目的に応じて設計・建設されているために、規模、炉出力、構造、使用材料等が多種多様である。研究炉先進国をはじめ、開発途上国にも広く設置されている。このためIAEAでは、研究炉全般に共通に利用できる研究炉の解体に関する基準、指針等の策定を進めている。本報では、IAEAの研究炉のデコミッショニングに関する活動状況を紹介するとともに、技術的な内容について概説した。
大西 信秋; 白井 英次
Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 2, p.1071 - 1076, 1994/00
第9回環太平洋原子力会議において、日本における研究炉、臨界実験装置の解体の現状について報告する。報告では、解体に係わる技術的事項、放射性廃棄物の量、放射能レベル、解体に要した経費等について述べる。
川端 祐司*; 鈴木 正年; 鶴野 晃; 大西 信秋
Physica B; Condensed Matter, 180-181, p.987 - 990, 1992/00
被引用回数：7 パーセンタイル：43.5(Physics, Condensed Matter)研究用原子炉JRR-3が大改造され、大規模導管群及び冷中性子源装置をそなえた高性能汎用炉として生まれ変わった。中性子導管の端末出口でのスペクトルを飛行時間法で測定し、中性子束を金箔放射化法で測定した。測定された中性子束は、特性波長2
の熱中性子導管で1.2
10
n/cm
s、特性波長4及び6の冷中性子導管でそれぞれ2.010、1.410n/cmsとなった。中性子取り出し口のビーム発散は、中性子ラジオグラフィフィルムによって測定した。中性子スペクトルから求めた冷中性子装置のゲインは波長4及び8に対してそれぞれ7及び20であった。
川端 祐司; 鈴木 正年; 高橋 秀武; 大西 信秋; 嶋貫 昭雄*; 須川 豊*; 新野 信行*; 笠井 泰治郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1138 - 1146, 1990/12
研究用原子炉JRR-3の改造に伴い、特性波長2の熱中性子導管及び特性波長4の冷中性子導管を各2本、さらに特性波長6の冷中性子導管を1本、合計5本の中性子導管を設置した。最も長いものが59.9mであり、総延長は232.1mになる。中性子通過断面は幅2cm、高さは熱中性子用が20cm、冷中性子用が12cmである。曲導管部分も含めて、長さ85cmの直線ユニットで多角形近似することにより設置した。ユニット内面の中性子鏡は、硼硅酸ガラスにニッケルを約2000の厚さでスパッタリングしたものである。製作誤差は平均4
mであり、これらのユニットで中性子導管を構成するときの平均設置誤差は、ずれ8m、角度510
radであり、十分よい精度で中性子導管を設置することができた。これに伴う中性子損失は約5%と見積られ、中性子導管出口での中性子束は約210neutrons/cm・secが期待されている。
大西 信秋; 高橋 秀武; 高柳 政二; 市川 博喜; 川崎 稔
日本原子力学会誌, 32(10), p.962 - 969, 1990/10
被引用回数：4 パーセンタイル：47.14(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉は、約5年の歳月をかけて改造工事を行い、さる平成2年3月22日に初臨界を達成した。本稿は、改造炉の設計、製作、据付等において苦労した事項、新しい技術の導入等について紹介するとともに、現在進行中の特性試験の結果について速報的に報告したものである。
鈴木 正年; 川端 祐司; 工藤 三好*; 坂本 正誠; 大西 信秋; 高橋 秀武; 須川 豊*; 新野 信行*; 畑山 君男*; 嶋貫 昭雄*; et al.
JAERI-M 90-079, 44 Pages, 1990/05
JRR-3改造計画の一環として中性子導管を設置した。設置された中性子導管は、総延長230mで、我が国最長のものである。導管を構成するすべての設備・機器は国産でまかなわれ、鏡管の製作精度および据付精度は既設の外国の設備と比肩できるものである。本レポートは、中性子導管の設計から製作・据付に至る技術的問題に対して行なった実験・考察等を報告するものである。
川端 祐司; 鈴木 正年; 坂本 正誠; 原見 太幹; 高橋 秀武; 大西 信秋
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(5), p.406 - 415, 1990/05
原研の改造3号炉に大規模中性子導管群の設置が予定されている。計画された中性子導管の効率を評価するために、エレクトロン・リニアックからの熱中性子を用い、中性子導管の中性子通過実験を行った。実機を1/10で模擬した幅2mm、長さ1.8mの中性子導管を用い、いくつかの設置誤差がある場合と設置誤差が無い場合の中性子通過特性を実験的に調べた。さらに中性子導管特性評価プログラム「NEUGT」による計算結果を中性子実験によって評価し、設置誤差がある場合にも「NEUGT」が有効であることを示した。これらの結果から、改造3号炉に計画されている中性子導管の性能は、中性子利用実験に用いるに十分な性能を持つと評価された。
松本 潔; 鴻坂 厚夫; 神永 雅紀; 村山 洋二; 大西 信秋; 間庭 正樹*
JAERI-M 90-055, 232 Pages, 1990/03
国内外の研究炉の事故・故障に関する情報を収録した研究炉事故・故障データベースシステムIDAS-RR(Incident Data Base System for Research Reactors)を開発した。IDAS-RRは、メニュー形式によってデータの入力、検索、更新、集計処理等、様々な形態の利用が可能なデータベースシステムであり、パーソナルコンピュータPC-9801上で作動する。IDAS-RRは、現在の目的も含め、研究炉を所有する機関に有用なデータベースと考えられる。1)研究炉における事故・故障分析の対象もしくは参考データ、2)研究炉異常診断システムの知識ベース構築のための解析用起因事象参考データ、3)研究炉における緊急時計画の策定の参考データ、本報告書はIDAS-RRの使用手引書である。
小菅 征夫; 入子 真規*; 大西 信秋
JAERI-M 89-120, 48 Pages, 1989/09
反応度投入事象解析コードとしては、EUREKAおよびそれを改良したEUREKA-2などが知られているが、これらは軽水炉用に開発されたもので、熱水力学的物性値や動特性定数で異なる重水減速・冷却型原子炉には厳密には適用できない。また使用している熱伝達相関式などから、一般に常温・常圧の研究用原子炉へそのまま適用するには問題が生じる。反応度投入事象解析コード・EUREKA-2Dは、これらの問題を解決するために、EUREKA-2を常温・常圧の重水減速・冷却型研究用原子炉に使用できるように改造したものである。本報告書は、コードの特徴と改造内容および本コードを用いて重水減速・冷却型研究用原子炉であるJRR-2の安全評価のために行った解析例について述べる。
榎戸 裕二*; 溝尾 宣辰*; 玉井 忠治*; 大西 信秋; 二村 嘉明; 塩沢 周策
日本原子力学会誌, 31(7), p.742 - 772, 1989/07
本稿は、JRR-3改造炉に関して、施設の概要、原子炉の構造、特性および利用設備について紹介すると共に、照射利用の現状と将来の展望について述べたものである。
曽山 和彦; 大西 信秋
JAERI-M 88-112, 33 Pages, 1988/06
研究炉・試験炉用燃料の濃縮度低減化に伴う高密度燃料の研究開発において、次期燃料としてシリサイド燃料が最有力視されている。本報告書では、シリサイド燃料に関する反応度事故条件における破損挙動及びFP放出挙動を解明するためのNSRR実験を行うに際し、試験燃料板1板の発熱量を燃料芯材のウラン密度と燃料板長さをパラメータとして計算した。
神永 雅紀; 村山 洋二; 大西 信秋
JAERI-M 88-001, 36 Pages, 1988/01
本報告は、JRR-3改造路の炉心流路閉塞事故について、EUREKA-2コードを用いて行った炉心流路閉塞事故時における炉心の熱水力挙動解析結果について述べるものである。
大西 信秋; 一色 正彦; 高橋 秀武; 渡辺 正秋
Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 11 Pages, 1988/00
JRR-3炉は国産1号炉として、1962年初臨界以来21年間、原子力の基礎研究、燃料・材料照射、RI生産の分野で活躍してきた。近年の照射及びビーム実験に関する高度な照射条件と良質な中性子ビームの要望に応えるため、汎用型高性能炉として改造を行うこととした。原子炉の改造工事は、昭和60年8月に開始し、昭和65年の完成を目標に進めている。改造炉は、多くの照射実験設備、ビーム実験設備及び冷中性子源装置を設置し、世界的に最高水準の実験研究が可能な研究炉となる。
大西 信秋
日本原子力学会誌, 29(7), p.593 - 602, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)本稿は、昭和61年10月14日から11月7日にかけて実施したJRR-3原子炉本体に撤去工事について概要を説明したものである。内容は、原子炉本体撤去工事を設計するまでの経緯、原子炉本体一括搬出法の技術的事項、実際の工事記録等である。
大西 信秋; 金成 章; 二村 嘉明; 桜井 裕
CONF-871018-Vol.2, p.6-95 - 6-105, 1987/00
本報告は、JRR-3改造計画の一環として実施した原子炉本体の撤去工事に関するものである。
原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋
JAERI-M 86-136, 84 Pages, 1986/09
核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を評価するため、低濃縮酸化ウランを使用したSPERT III-E炉心における反応度添加実験の解析を行なった。SPERT III-E炉心で行なわれた低温大気圧実験、高温実験及びホットスタンバイ出力実験の広範囲に及ぶ初期運転状態における暴走出力実験を解析した。解析の結果、EUREKA-2による計算結果と実験値は、最大暴走出力、暴走エネルギー、フィードバック反応度および被覆管表面のデータについて、実験誤差範囲内で良い一致を示した。
中島 健; 大西 信秋
JAERI-M 85-212, 56 Pages, 1986/01
溶液燃料体系の動特性コードAGNES(Accidentally Generated Nuclear Excursion Simulation code)を開発した。本コードでは反応度フィードバックとして放射線分解ガスポイドの効果を考膚している。本報では放射緑分解ガスポイドモデルの概要とAGNESコードの概要および使用法について述べた。また、溶液燃料を用いた原子炉の過渡実験のベンチマーク計算により、本コードの計算結果が実験結果と良く一致することを示した。
石川 迪夫; 若林 利男*; 塩沢 周策; 望月 弘保*; 大西 信秋
原子力工業, 32(12), p.17 - 31, 1986/00
本論文は、これまでにソ連から報告された事故概要をもとに、種々の解析コードを用いて行った事故シナリオに関する検討の結果についてまとめたものである。本検討では、反応度事故により炉心燃料がどのような状況になったか、黒鉛火災がどのような状況のもとで発生したか等について解析をもとに考察を加えた。
安藤 弘栄; 井川 博雅; 吉村 和美*; 大西 信秋
JAERI-M 85-019, 40 Pages, 1985/02
本報告書は、JRR-3改造炉の安全評価解析のうち、熱伝導解析コードHEATING5を用いて解析した「炉心流路閉塞事故」及び「重水流量喪失」の解析結果について述べたものである。「炉心流路閉塞事故」の解析においては、最も過酷な条件である1流路完全閉塞の場合においても、燃料芯材最高温度はホットスポットにおいて約150
Cであり、最小DNBRは1.0を下まわらないことを確認した。また、「重水流量喪失」の場合には、熱交換器による重水の除熱を無視しても、重水タンク内の重水の温度上昇は、最大約94Cであり、飽和温度を下まわることを確認した。
篠津 和夫; 井川 博雅; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 大西 信秋
JAERI-M 84-238, 69 Pages, 1985/01
本報告は、研究用原子炉の熱水力解析をするために開発されたCOOLODコードを用いて行ったJRR-3改造炉の炉心定常熱水力計算、およびその熱水力特性の評価結果について述べたものである。本稿では、定常熱水力計算について沸騰開始温度およびDNBRを検討し、これらの熱水力設計値が沸騰開始条件に対し十分な余裕があること、およびDNB開始条件に対して十分な余裕があることを示した。さらに、フォロワ型燃料要素においても同様な検討を行い、標準型燃料要素に比べてさらに安全余裕があることを示した。また、流路閉塞時の熱水力についても考察し、DNB条件に対してパラメータ計算を行いDNBRが1.5を下回る条件を明確にした。
